Расчёт скорости изменения температуры натрия в активной зоне реактора БН-600 в режиме остаточных тепловыделений - Дипломная работа

МИНИСТЕРСТВО ОБРАЗОВАНИЯ И НАУКИ РОССИЙСКОЙ ФЕДЕРАЦИИ ФЕДЕРАЛЬНОЕ ГОСУДАРСТВЕННОЕ АВТОНОМНОЕ ОБРАЗОВАТЕЛЬНОЕ УЧРЕЖДЕНИЕ высшего профессионального образования Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ» ФИЗИКО - ТЕХНИЧЕСКИЙ ФАКУЛЬТЕТ «Расчет скорости изменения температуры натрия в активной зоне реактора БН-600 в режиме остаточных тепловыделений»В данной работе производится расчет различных режимов отвода остаточного тепловыделения в случае использования САРХ-ВТО и при условии отсутствия циркуляции теплоносителя в III контуре. В ходе модификации программы был произведен расчет эффективной теплоемкости петли САРХ-ВТО, а также расчет тепловых потерь от вентилируемых трубопроводов. По итогам программного расчета были внесены дополнения в инструкцию по эксплуатации, в части регламента отвода остаточного тепловыделения, в виде дополнения к таблице скоростей разогрева РУ в зависимости от режима и количества суток после останова реактора.Он относится к энергоблокам АЭС второго поколения и в основном соответствует требованиям нормативно-технической документации, действующий в СССР на момент разработки проекта. На практике подтверждены заложенные в проекте концепции обеспечения безопасности энергоблока № 3, наиболее важными из которых являются: · интегральная компоновка реактора, с размещением оборудования и теплоносителя первого контура в одном корпусе, окруженном страховочным корпусом, в сочетании с низким рабочим давлением, практически исключает возможность утечки теплоносителя первого контура; Программой развития ядерной энергетики Российской Федерации на период с 1998 по 2005 годы и на период до 2010 года, утвержденной Правительством РФ постановлением № 815 от 21.07.1998, предусматривает проведение работ по реализации мероприятий, направленных на повышение безопасности энергоблоков действующих АЭС и продления срока их эксплуатации. Однако, ввод в действие в процессе эксплуатации энергоблока новых нормативных документов, распространение требований ПУБЭ АЭС на оборудование 3 контура, изменившиеся нормы по сейсмостойкости и стойкости к внешним воздействиям и результаты проведенного анализа соответствия систем и оборудования энергоблока 3 требованиям новых нормативов показали, что энергоблок имеет некоторые отступления от требований нормативно-технических документов, которые предусматривается устранить в ходе проведения работ по реконструкции в плане подготовки энергоблока к продлению срока его эксплуатации. Сравнивая проект данного энергоблока с аналогичными проектами, следует отметить, что энергоблок 3 с реактором БН-600 был спроектирован с учетом двадцатилетнего опыта проектирования и эксплуатации отечественных реакторов на быстрых нейтронах (БР-5, БОР-60, БН-350), а также зарубежного опыта разработки и эксплуатации таких реакторов.Реактор БН-600 имеет интегральную компоновку оборудования первого контура: активная зона, ГЦН первого контура и промежуточные теплообменники, а также часть биологической защиты размещены в одном корпусе, заполненном теплоносителем. Стержни аварийной защиты (АЗ) являются исполнительными органами подсистемы аварийной защиты и служат для автоматической или ручной (дистанционной) остановки реактора при возникновении аварийной ситуации в реакторе или других узлах установки, а также обеспечивают безопасное подкритическое состояние реактора при перегрузке ТВС и ремонтных работах. Теплообменник ОК-505 входит в состав энергетической установки и предназначен для осуществления теплообмена между теплоносителем первого контура, циркулирующим в межтрубном пространстве, и теплоносителем второго контура, циркулирующим внутри трубок. Бак ЗБН-1А соединен с реактором трубопроводом перелива натрия из реактора, газовой компенсации и является компенсатором объема газовой подушки реактора. В промежуточных теплообменниках натрий первого контура отдает тепло натрию второго контура.Отвод остаточного тепловыделения реактора должен производиться при соблюдении следующих требований: 1) для охлаждения корпуса и конусной крыши реактора в работе должно быть не менее двух ГЦН-1 при частоте вращения ~ 280 об/мин с введенной в работу защитой по увеличению частоты вращения этих ГЦН выше 310 об/мин, либо, с разрешения ГИС (1ЗГИ), один ГЦН-1 при частоте вращения ~ 560 об/мин (один обратный клапан на напоре отключенного ГЦН-1 закрыт, два других - открыты) на время не более 200 часов в год для каждого ГЦН-1. 4) допускается работа ГЦН-2 без работающего ГЦН-1 этой петли и работа ГЦН-1 без работающего ГЦН-2 этой петли; В первые сутки после останова реактора: 1) на I контуре в работе должны находиться не менее двух ГЦН-1 при частоте вращения ~ 280 об/мин с введенной в работу защитой по увеличению частоты вращения этих ГЦН выше 310 об/мин, либо, с разрешения ГИС (1ЗГИ), один ГЦН-1 при частоте вращения ~ 560 об/мин (один обратный клапан на напоре отключенного ГЦН-1 закрыт, два других - открыты) на время не более 200 часов в год для каждого ГЦН-1.