- •Министерство науки и образования российской федерации
- •Национальный исследовательский томский политехнический университет
- •Содержание
- •Введение
- •1. Параметры баэс
- •2. Краткое описание тепловой схемы энергоблока №3 баэс
- •3. Компоновка оборудования главного корпуса аэс
- •4. Структура управления баэс
- •5. Меры, принимаемые на электростанции для охраны окружающей среды.
- •6. Технико-экономические показатели аэс
- •7. Индивидуальное задание
- •7.1 Энергоблок бн-600 Устройство и работа парогенератора
- •7.2 Энергоблок бн-800
Министерство науки и образования российской федерации
Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение
высшего профессионального образования
Национальный исследовательский томский политехнический университет
Институт |
Энергетический |
Кафедра |
Атомные и тепловые электрические станции |
Специальность |
Атомные электрические станции и установки |
ОТЧЕТ ПО УЧЕБНОЙ ПРАКТИКЕ
«Промежуточный перегрев пара в блоках БН-600 и БН-800 »
студент группы 5001 |
_________ |
Гуков Е.В. |
руководитель по практике на производстве ВИУТ Белоярской АЭС |
_________ |
Коба С.А. |
руководитель по практике от университета |
_________ |
Антонова А.М. |
Содержание
Введение...............................................................................................................................3
1. Параметры БАЭС........................................................................................................... 4
2. Тепловая схема энергоблока БАЭС №3........................................................................6
3. Компоновка оборудования главного корпуса АЭС...................................................13
4. Структура управления электростанцией.....................................................................17
5. Меры для охраны окружающей среды.......................................................................18
6. Технико - экономические показатели АЭС.................................................................19
7. Индивидуальное задание..............................................................................................21
Введение
Энергетика является основой развития самых различных отраслей народного хозяйства. В данное время в России намечаются высокие темпы развития энергетики. До недавнего времени рост энергетических мощностей обеспечивался сооружением гидроэлектростанций (ГЭС) и электростанций, работающих на органическом топливе. Пуск в 1954 г. Первой АЭС положил начало эре ядерной энергетики. С тех пор ядерная энергия все более широко используется для производства электроэнергии.
Одним из успешных условий реализации планов использования ядерных ресурсов является создание энергетических быстрых реакторов. АЭС с реакторами этого типа позволяют вовлечь в топливный цикл практически весь природный уран и торий. Основным преимуществом таких реакторов по сравнению с другими типами является высокое значение (более 1) коэффициента воспроизводства (КВ) – отношения возникших ядер горючего к исчезнувшим. При захвате ядрами горючего (особенно 239Pu) быстрых нейтронов отношение количества делений к радиационному захвату выше, чем в случае нейтронов в тепловой и промежуточной областях. Кроме того, для быстрых нейтронов больше вероятность деления сырьевых материалов. Наконец, при делении топлива быстрыми нейтронами число вторичных нейтронов на акт деления больше, чем тепловыми. Поэтому в быстром реакторе коэффициент воспроизводства тем выше, чем жестче спектр нейтронов.
В природном уране 99,3% всего урана приходится на изотоп 238U. Захват этим изотопом нейтронов деления приводит к образованию нового горючего - 239Pu. Количество вновь образующегося изотопа зависит от типа реактора. В реакторах на тепловых нейтронах вторичного ядерного горючего образуется немного, в реакторах на быстрых нейтронах во вторичное горючее может быть превращено (и использовано) около половины всего 238U. Кроме того, быстрые нейтроны могут вызвать непосредственное деление примерно ¼ загруженного 238U. Следовательно, для быстрого реактора только 25% загруженного урана 238U окажется неиспользованными.
Образовавшийся 239P может быть использован как вторичное горючие в этом же реакторе или выгружен для последующего использования в других реакторах. Возможность применения в быстрых реакторах не только природного, но и отвального урана имеет огромное значение и указывает на их несомненную перспективность.
В настоящее время эксплуатируются АЭС с быстрыми реакторами в России (БОР-60, БН-600), в Великобритании (PFR). Проектируются АЭС с быстрыми реакторами мощностью 800-1600 МВт в России, Великобритании, Германии и США. Интенсивные поисковые исследования по решению научно-технических проблем таких реакторов, кроме того, ведут на реакторах БОР-60 (Россия), «Рапсодия» (Франция), FFTF, EBR-2 (США) и т.д.
Прохождение учебной практики я осуществлял в турбинном цехе №2. Моим руководителем являлся выпускник ТПУ кафедры АТЭС Коба Сергей Анатольевич, который в настоящий момент находится на должности ВИУТа.