Отчёт по практике. Отчет Сафиуллова. Димитровградский инженернотехнологический институт
 Скачать 150.38 Kb.
|
| ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
| Факультет | физико-технический |
| Кафедра | ядерных реакторов и материалов |
| Специальность | 14.05.01 Ядерные реакторы и материалы |
| Специализация | Ядерные реакторы |
ОТЧЕТ по УчебноЙ (ознакомительной) ПРАКТИКе
Устройство реакторной установки БОР-60
| Студентки | | | | | |||||
| группы | ЯР-31 | | | | Л.Ф. Сафиуллова | ||||
| | | (подпись) | | | |||||
| Руководитель | | | | | |||||
| от организации инженер-технолог 1-ой категории | | | | Л.Б. Нечаев | |||||
| | | (подпись) | | | |||||
| Руководитель | | | | | |||||
| от кафедры ЯРиМ ст. преподаватель | | | | М.Е. Зайцев | |||||
(подпись)
Димитровград 2021
Индивидуальное задание
Изучить устройство реакторной установки БОР-60
Содержание индивидуального задания
1) Изучить литературу по данной тематике
2) Отобрать из всей информации самое главное
3) Подвести итоги
Руководитель практики от ДИТИ НИЯУ МИФИ:
(личная подпись)
Старший преподаватель, Зайцев М.Е.
Руководитель практики от предприятия:
(личная подпись)
инженер-технолог 1-ой категории, Нечаев Л.Б.
ОГЛАВЛЕНИЕ
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ 4
Введение. 5
ГЛАВА 1. Реакторная установка БОР-60 6
ГЛАВА 2. УСТРОЙСТВО ПЕРВОГО, ВТОРОГО И ТРЕТЬЕГО КОНТУРОВ РЕАКТОРА 7
ГЛАВА 3. ОСОБЕННОСТИ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ. ТРЕБОВАНИЯ ПРЕДЪЯВЛЯЕМЫЕ К ТЕПЛОНОСИТЕЛЮ. 11
Заключение. 14
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ 15
СПИСОК СОКРАЩЕНИЙ
БН-1200 – реактор на быстрых нейтронах;
БОР-60 – быстрый опытный реактор;
ВК-50 – водяной кипящий реактор;
кВт – киловатт;
МИР – многопетлевой исследовательский реактор;
НИИАР – научно-исследовательский институт атомных реакторов;
РБТ – реактор бассейннового типа;
РУ – реакторная установка;
СМ – самый мощный;
ТВС – тепловыделяющая сборка;
ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент;
ТФУ – теплофикационная установка.
Введение.
Научно–исследовательский институт атомных реакторов создан в 1956 г. по инициативе академика И.В. Курчатова для инженерных и научных исследований в области атомной энергетики.
В настоящее время НИИАР является крупнейшим в России научно-исследовательским экспериментальным комплексом гражданской атомной энергетики.
Созданное в начале 60-х годов предприятие для инженерных и научных исследований по различным проблемам атомной энергетики, в настоящее время представляет собой крупный научный центр, который включает в себя уникальную экспериментальную базу на основе семи исследовательских реакторов (СМ, МИР, РБТ-6, РБТ-10/1 , РБТ-10/2, БОР-60, ВК-50), позволяющую проводить исследования по актуальным вопросам ядерно-энергетической отрасли.[1]
Сама практика проводится в 160 здании, где находится исследовательский реактор БОР-60.
Актуальность выбранной темы состоит в том, что реактор используется не только для получения электроэнергии и тепловой энергии. Основное его предназначение – исследование свойств топливных и конструкционных материалов активных зон быстрых реакторов в условиях высоких нейтронных потоков и температур, использование нейтронных пучков в научных целях, проведение исследований и испытаний различных материалов в экспериментальных каналах.
В ходе прохождения практики целью является изучение устройства реактора БОР-60.
ГЛАВА 1. Реакторная установка БОР-60
БОР-60 (быстрый опытный реактор) – многоцелевой научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах.
Исследовательский реактор БОР-60 – это герметичный вертикальный сосуд с коническими переходами, в нижней части которого расположена активная зона, предназначенная для осуществления контролируемой и управляемой цепной ядерной реакции деления.
В качестве топлива используется окисное урановое или смешанное виброуплотнённое топливо с обогащением по 235U до 90%. Доля оксида плутония в уран-плутониевой смеси(20-29%) в том числе Pu-239 – до 95%.
Исследовательская ядерная установка (ИЯУ) БОР-60 построена по двухпетлевой трехконтурной схеме отвода тепла от реактора. Первый и второй контуры натриевые, третий контур пароводяной, традиционный для атомных электрических станций (АЭС) и имеет в своем составе турбогенератор (ТГ) и теплофикационную установку (ТФУ).[2]
Все эти данные описываются в отчёте по обоснованию безопасности исследовательского реактора БОР-60.
Данный литературный источник использовался потому что в нем находится основная информация о данном реакторе и его составляли люди, работающие на данной реакторной установке.
Для достижения цели работы были поставлены следующие задачи:
Изучить описание реакторной установки БОР-60;
Познакомиться с устройством первого,второго и третьего контуров;
Рассмотреть особенности реакторов на быстрых нейтронах и требования к ним.
ГЛАВА 2. УСТРОЙСТВО ПЕРВОГО, ВТОРОГО И ТРЕТЬЕГО КОНТУРОВ РЕАКТОРА
Первый контур реактора БОР-60 предназначен для отвода тепла с помощью натриевого теплоносителя от активной зоны реактора и передачи этого тепла в промежуточных теплообменниках (ПТО) второму контуру. Две симметричные петли, подключенные к корпусу реактора, отводят примерно по 50% мощности. Каждая петля имеет в своем составе однотипное оборудование: циркуляционный натриевый насос (ЦНН), ПТО, трубопроводы с арматурой.
Принципиальная схема основных контуров РУ представлена ниже.
1 – реактор; 2, 11, 5, 7 – насосы первого и второго контура; 3, 10 – промежуточные теплообменники; 4, 8 – парогенераторы; 6 – воздушный теплообменник; 9 – турбина, 12 – ТФУ.
Рисунок 1. – Принципиальная схема основных контуров РУ БОР-60[2]:
В состав первого контура также входят следующие вспомогательные системы:
система заполнения натрием и дренирования;
система электрообогрева первого контура;
система газового хозяйства первого контура;
система индикации и очистки натрия от примесей;
система контроля герметичности оболочек ТВЭЛов;
система герметичных помещений первого контура;
система пожаротушения боксов первого контура.
Двухпетлевая компоновка обеспечивает безопасность при возникновении дефекта в одной петле (разгерметизация петли). В этом случае реактор глушится аварийной защитой, дефектная петля отсекается арматурой, а остаточное тепловыделение активной зоны реактора отводится работоспособной петлей.
Для разогрева и поддержания температуры натрия на уровне 250ᴼС трубопроводы, арматура и оборудование оснащены системой электрообогрева с контролем электрического сопротивления между нагревателями и корпусом оборудования.
Газовые полости оборудования первого контура герметичны и заполнены аргоном для исключения контакта натрия с кислородом воздуха. Для исключения перекосов уровней натрия в аппарате и насосах во время работы, их газовые полости объединены. Заполнение и сдувка газа из газовых полостей оборудования первого контура обеспечивается системами «чистого» и «грязного» газового хозяйства.
Жидкий натрий прокачивается насосами ЦНН по трубопроводам обеих петель и через соединительный тройник, входной патрубок попадает на вход реактора, где проходит напорную камеру, активную зону и через выходные патрубки и трубопроводы поступает на вход ПТО.
Проходя сверху вниз в межтрубном пространстве, горячий натрий первого контура передает тепло натрию второго контура, идущего противотоком в трубках. С выхода ПТО «холодный» натрий первого контура поступает на вход ЦНН. Расположение насоса на «холодном» участке петли обладает рядом преимуществ, основное из которых – работа насоса в условиях пониженных тепловых нагрузок.
Второй контур предназначен для отвода тепла от первого контура. Каждая из петель второго контура содержит трубопроводы с арматурой, буферную емкость, циркуляционный насос, трубопроводы дренажей, сдувок с арматурой и парогенератор. В состав второго контура входит воздушный теплообменник (ВТО), который является дополнительным элементом теплоотвода от второго контура. При наличии двух парогенераторов он подключается к одной из петель и отводит около 40% тепловой мощности петли.
При отсутствии парогенератора на одной из петель ВТО подключается к этой петле и отводит всю ее тепловую мощность. При любом из вариантов подключения ко второму контуру ВТО выполняет функцию канала аварийного расхолаживания реактора при срабатывании аварийной защиты. Возможно также аварийное расхолаживание по любой петле через парогенераторы.
В состав второго контура также входят следующие вспомогательные системы [2]:
система электрообогрева;
система заполнения натрием и дренирования;
система индикации и очистки натрия от примесей;
система газового хозяйства;
система пожаротушения боксов второго контура.
Наличие двух натриевых контуров позволяет исключить загрязнение третьего, пароводяного контура радионуклидами первого контура при разуплотнении трубного пучка ПТО. Эта цель достигается компоновкой второго контура по отношению к первому контуру (он находится на более высоких отметках здания РУ) и повышенным давлением относительно давления первого контура: в ПТО давление со стороны первого контура не более 0,5 атм, а со стороны второго контура 6,0 атм (давление на напоре насосов второго контура). Более высокое давление во втором контуре также исключает потерю теплоносителя первого контура в случае разгерметизации ПТО.
Компоновка оборудования первого и второго контуров и ВТО обеспечивает возникновение естественной циркуляции теплоносителя в натриевых контурах и режим естественной тяги воздуха через вытяжную трубу ВТО.
Третий контур предназначен для отвода тепла от второго контура ИЯУ в парогенераторах и генерации пара, поступающего на турбину ПТ-12-90/10М. Электроэнергия, вырабатываемая турбогенератором, поступает в систему «Ульяновскэнерго».
Оборудование первого контура и его вспомогательных систем с радиоактивным теплоносителем расположено в необслуживаемых герметичных защитных боксах.
Оборудование второго контура размещено в боксах ограниченного обслуживания. ВТО расположен открыто за пределами реакторного здания. Оборудование третьего контура смонтировано в обособленной части здания (машинном зале), кроме узлов питания парогенераторов, которые находятся в реакторной части здания.
ГЛАВА 3. ОСОБЕННОСТИ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ. ТРЕБОВАНИЯ ПРЕДЪЯВЛЯЕМЫЕ К ТЕПЛОНОСИТЕЛЮ.
При изучении информации о реакторах на быстрых нейтронах были найдены особенности данного типа реакторов:
Начальное количество делящегося материала в единице объёма, активной зоны, быстрого реактора больше, чем у теплового.
Активная зона быстрого реактора компактна, концентрация делящегося материала в ней составляет более 500 г/л объема зоны (у тепловых эта величина составляет 100 г/л и меньше).
Малый объем активной зоны требует организации интенсивного теплосъема, что, в свою очередь, требует применения теплоносителя с хорошими теплофизическими характеристиками. Среднее и максимальное тепловыделение на один литр объема активной зоны (1100 кВт/л в БОР-60) в 5-30 раз превышает соответствующие значения для тепловых реакторов.
Быстрые нейтроны слабо захватываются конструкционными материалами, поэтому выбор конструкционных материалов определяется в основном радиационной стойкостью в условиях высокого потока нейтронов. Быстрые нейтроны мало захватываются и продуктами деления, поэтому отсутствует необходимость введения в активную зону большого запаса топлива для компенсации накопления осколков при глубоком выгорании. Для быстрых реакторов характерна высокая степень выгорания топлива (среднее 10-12% т.а.)
Малые размеры активной зоны и большие длины пробега быстрых нейтронов являются причиной высокой утечки нейтронов. Поэтому принимают меры для их захвата и использования, например, окружают активную зону зоной воспроизводства (бланкетом), набранной из ТВС с естественным или обедненным ураном.
Из-за высокой плотности тепловыделения в активной зоне, предъявляют жесткие требования к выбору теплоносителя для первого контура реактора.
Основные требования к теплоносителю реакторов на быстрых нейтронах могут быть сформулированы следующим образом:
1. теплоноситель должен обладать высокой теплоемкостью и теплопроводностью;
2. температура кипения должна быть высокой: в диапазоне рабочих температур в реакторе не должно быть кипения теплоносителя при давлениях, близких к атмосферному;
3. давление насыщенных паров должно быть низким, вплоть до температуры на выходе из активной зоны;
4. теплоноситель не должен оказывать коррозионного воздействия на материал оборудования и корпуса реактора;
5. теплоноситель не должен оказывать существенного влияния на ядерно-физические характеристики активной зоны, желательно чтобы теплоноситель слабо активировался нейтронным облучением в активной зоне или активировался с образованием радиоактивных короткоживущих изотопов.
6. длительное изучение возможных теплоносителей для быстрых реакторов привело специалистов к выбору натрия как наиболее подходящего теплоносителя, что обусловлено хорошим сочетанием физических, теплофизических и коррозионных свойств и невысокой стоимости. Малая плотность натрия позволяет снизить затраты мощности на перекачку теплоносителя по контуру.
Преимущества натрия по сравнению с другими теплоносителями:
высокая теплопроводность обеспечивает минимальный перепад температур между оболочкой и теплоносителем и снижает максимальную термическую нагрузку на тепловыделяющие элементы (твэлы);
низкая вязкость и малая плотность теплоносителя обеспечивают меньшие затраты мощности на прокачку чем других теплоносителей;
низкая растворимость металлов в натрии и его большее сродство к кислороду, чем у железа, никеля, хрома делают его хорошо совместимым с конструкционными материалами;
малый удельный вес предотвращает всплытие топливных сборок, если ограничен гидродинамический напор;
чистота теплоносителя поддерживается простыми устройствами, основанными на снижение растворимости примесей кислорода и водорода, при снижении температуры натрия;
натрий совместим с любыми топливными композициями: т.е. разгерметизация оболочек твэлов не приводит к разрушению топливного сердечника за счет взаимодействия с натрием;
натрий удерживает в себе за счет связывания в химические соединения и растворения опасные радиоактивные продукты деления: изотопы йода, цезия, стронция и тритий.
Заключение.
Реакторная установка БОР-60 за период своей эксплуатации является исследовательским плацдармом, который позволял нашим ученым разрабатывать и воплощать в жизнь такие грандиозные проекты как, БН-800 и его предшественников. Развитие реакторов на быстрых нейтронах не прекращается. В настоящее же время, можно с уверенностью сказать, что опыт и большое количество исследований, проведенных на РУ БОР-60, будет задействованы и приняты во внимание при разработке и утверждении проекта реакторной установки БН-1200.
В ходе учебной практики были получены общие сведения о научно-исследовательском институте атомных реакторов (НИИАР) в частности о реакторной установке БОР-60 (быстрый опытный реактор тепловой мощностью 60 МВт), изучены особенности реакторов на быстрых нейтронах и требования, предъявляемые к ним.
Прохождение практики – это возможность познакомиться с производством, накопить первоначальный опыт и в дальнейшем сделать осознанный выбор места работы.
СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ
1. Реакторная установка БОР-60. Отчёт НИИАР, Димитровград, 1999 г;
2. Исследовательский реактор БОР-60. Отчет по обоснованию безопасности, Димитровград, 2013 г.;
3. Матвеев В.И.,Хомяков Ю.С. Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем [Текст]:.–М.: Издательский дом МЭИ, 2016.–356с;
4. Кузнецов В.М. Российская атомная энергетика. Вчера, сегодня, завтра[Текст]:.– М.: Издательство "Голос-пресс", 2018.–285с.