Расчет тепловой схемы энергоблока

НИУ (МЭИ)

Кафедра атомных электростанций

Курсовой проект по дисциплине

«Атомные электрические станции»

Студент: Чан Тхи Фуонг Тхао

Группа: ТФ-11-07

Руководитель проекта: Зорин В.М.

Москва 2012г.

Аннотация

Настоящая расчетно-пояснительная записка к курсовой работе «Атомные электрические станции» содержит два раздела. В первом разделе расчет тепловой схемы АЭС с БН-800. Во втором разделе приводится описание вспомогательных технологических систем нормальной эксплуатации и систем безопасности.

Содержание.

Список используемых сокращений……………………………………………..
Введение………………………………………………………………………….
1. Расчет тепловой схемы энергоблока……..……………………………
1.1. Цель и основные этапы расчета тепловой схемы …………………….
1.2. Исходнные данные………………………………………………………..	9 8
1.3. Определение давления конденсации пара в конденсаторе……….........
1.4. Описание расчетной схемы……………………………………………….
1.5. Построение h,s-диаграммы процесса расширения пара в турбине……
1.6. Первое приближенное определение давлений в отборах………………
1.7. Уточнение давлений в отборах…………………………………………..
1.8. Напоры насосов конденсатно-питательного тракта, повышение энтальпии в насосах………………………………………………………
1.9. Параметры рабочего тела в элементах расчетной схемы……………….
1.10. Расчет сетевых подогревателей…………………………………………..
1.11. Определение расходов рабочего тела в элементах оборудования……..
1.12. Расчет мощности и показателей экономичности турбоустановк………
1.13. Выводы по расчету тепловой схемы ПТУ АЭС…………………………
2. Вспомогательные технологические системы нормальной эксплуатации и системы безопасности ………………
2.1. Системы очистки натриевого теплоносителя……………………………
2.2. Система приемки натриевого теплоносителя…………………………….
2.3. Система инертного газа…………………………………………………..
2.4. Система защиты парогенераторов………………………………………...
2.5. Система аварийной защиты реактора (САЗ)…………………………….
2.6. Система аварийного расхолаживания (САР)……………………………
2.7. Локализующие системы безопасности…………………………………..
3. Список используемой литературы……………………………………..

Список используемых сокращений

АЗ аварийная защита;

АЭС атомная электростанция;

БАЭС Белоярская атомная электростанция;

БН реактор быстрый натриевый;

БОУ блочная обессоливающая установка;

ГЦН главный циркуляционный насос;

К конденсатор;

КИУМ коэффициент использования установленной мощности;

КН конденсатный насос;

КПД коэффициент полезного действия;

ЛПН ловушка паров натрия;

МРУ мембранно-разрывное устройство;

ОД охладитель дренажа;

ОЭ основной эжектор;

ПВД подогреватель высокого давления;

ПГ парогенератор;

ПН питательный насос;

ПНД подогреватель низкого давления;

ПП пароперегреватель;

ПТО промежуточный теплообменник;

ПТУ паротурбинная установка

РУ реакторная установка;

САЗ-ПГ система аварийной защиты парогенератора;

САР система аварийного расхолаживания

СУЗ система управления защитой;

ТВС тепловыделяющая сборка;

ТВЭЛ тепловыделяющий элемент;

ХФЛ холодная фильтр-ловушка;

ЦВД цилиндр высокого давления;

ЦВСД цилиндр высокого среднего давления;

ЦНД цилиндр низкого давления;

ЭМН электромасляный насос;

Введение

Энергоблоки с реактором на быстрых нейтронах мощностью 800 МВт будут сооружаться на БАЭС и на других АЭС, что позволит в значительной степени улучшить обеспечение энергетики ядерным топливом.

Роль БН-800 в развитии технологии быстрых реакторов:

• Дальнейшая обработка вопросов повышения безопасности.

•Демонстрация возможности повышения конкурентоспособности технологии.

• Отработка элементов замкнутого топливного цикла для перспективной ядерной энергетики и технологической поддержки нераспространения.

• Эффективная реализация программы утилизации оружейного плутония с применением перспективной ядерной технологии, территориально локальной, существенно уменьша­ющей риск, связанный с переходом действующих реакторных установок на новое для них МОХ-топливо.

• Решение энергетических проблем региона.

В проекте энергоблока БН-800 Белоярской АЭС использованы основные научно-технические и конструктивные решения эксплуатирующегося энергоблока БН-600, подтвержденные его более чем 20-летней эксплуатацией и хорошими эксплуатационными характеристиками (КУИМ 80% при КПД-42%).

Энергоблок с реактором БН-800 предназначен в основном для выработки электроэнергии и производства тепла. Режим работы энергоблока в энергосистеме — базисный.

Характеристики и физические особенности реактора БН-800 определяют многоцелевой ха­рактер его использования, а именно как:

• энергетического источника электроэнергии и тепла;

• потребителя, а при необходимости и наработчика плутония;

•переработчика долгоживущих трансурановых элементов, накапливающихся в отработавшем ядерном топливе реакторов всех типов;

• наработчика изотопной продукции.

Такие комплексные свойства не могут быть обеспечены в реакторных установках других типов. Оборудование реактора и систем, связанных с обращением со сборками, содержащими изото­пы и трансурановые элементы, спроектировано исходя из условия реализации указанных функций.

Энергоблок состоит из реакторной установки на быстрых нейтронах с натриевым теплоноси­телем и одной турбоустановки.

Особенностью реакторной установки типа БН является интегральная компоновка первого кон­тура, когда основное оборудование и активный теплоноситель первого контура сосредоточены в баке реактора.

В данной работе проектируется тепловая схема энергоблока с реактором БН-800 — трехконтурная.

Первый контур включает три петли, каждая из которых имеет главный циркуляционный насос (ГЦН-1), управляемый обратный клапан и два промежуточных теплообменника (ПТО).

Второй контур (промежуточный) также включает три петли, каждая из которых состоит из двух ПТО, модульного парогенератора (ПГ), буферной емкости, ГЦН-2 и трубопроводов. Теплоносителем в промежуточном втором контуре является натрий.

Третий контур (паро-водяной) состоит из трёх секций модульного ПГ и одного турбоагрегата.

ГЦН-1 каждой петли подает натрий в напорную камеру реактора и далее в тепловыделяющие сборки (ТВС) активной зоны и зоны воспроизводства, а также на охлаждение корпуса реактора, ней­тронной защиты и внутрибаковой биологической защиты. Натрий, нагретый в активной зоне реакто­ра до температуры 550 °С, поступает в ПТО каждой петли, где передает тепло натрию второго конту­ра, и возвращается на вход ГЦН-1. Натрий второго контура, нагретый в ПТО данной петли до темпера­туры 505 °С, поступает в модульный ПГ, где генерирует и перегревает пар.

Сепарация и промежуточный перегрев пара, отработавшего в цилиндре высокого давления турбины, осуществляется в СПП.

Для исключения попадания радиоактивного натрия первого контура во второй контур давле­ния натрия второго контура принято выше давления натрия первого контура.

Поддержание разности давлений в контурах как за счет создания соответствующего давления в газовых полостях контуров, так и за счет компоновки оборудования.

Расчет тепловой схемы энергоблока.