Реферативна доповідь до дипломного проекту

МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ І НАУКИ, МОЛОДІ ТА СПОРТУ УКРАЇНИ

НАЦІОНАЛЬНИЙ ТЕХНІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ УКРАЇНИ

“КИЇВСЬКИЙ ПОЛІТЕХНІЧНИЙ ІНСТИТУТ”

Теплоенергетичний факультет

Кафедра атомних електричних станцій і інженерної теплофізики

Реферативна доповідь

до дипломного проекту

на тему:

“Реактор ВВЕР-1000. Ядерні установки для видобутку водню.”

ТЯ81.263.0005.076 ПЗ

Виконав

студент ІV курсу, групи ТЯ-81

___________ Головей А.І.

Керівник

___________ проф. Широков С.В.

Київ 2012

Робота включає чотири розділи.

У першому розділі було проведено літературний огляд та виконано опис основного устаткування І контуру реакторної установки В-320. В ході опису були розглянуті такі питання як принципова теплова схема І контуру, а також основні конструктивні характеристики обладнання – реактора, системи головних циркуляційних насосів, парогенераторів, системи компенсації тиску разом з самим компенсатором тиску, та головного циркуляційного трубопроводу.

У другому розділі був зроблений теплогідравлічний розрахунок ТВЗ реактора типу ВВЕР – 1000 з кроком розміщення ТВЕЛів рівним 1,5 см із середнім та максимальним тепловим навантаженням. В ході розрахунку були одержані графічні залежності розподілення температур теплоносія і елементів ТВЕЛа по висоті активної зони реактора. Для максимального теплового навантаження температури оболонки ТВЕЛа й паливного осердя для ТВЗ відповідно: 374 0С та 1357,560С. Температура плавлення оболонки ТВЕЛа й паливного осердя становить відповідно 18520С та 27500С, тобто маємо доволі великий запас по температурі плавлення. Також були визначені коефіцієнти запасу до кризи теплообміну для ТВЗ максимального навантаження, значення яких відповідають допустимим.

З розрахунку можна зробити висновок, що ТВЗ придатна до нормальної роботи при заданих початкових умовах.

У третьому розділі проведений нейтронно-фізичний розрахунок трьохзонної елементарної паливної комірки реактора типу ВВЕР-1000. Були отримані нейтронно-фізичні константи, а також ефективні коефіцієнти розмноження для реактора в «холодному» і «гарячому» стані. Розрахунок проводився як аналітичним методом, так і за допомогою комп’ютерного коду WIMSD-5B.

У четвертому розділі розглянуто питання: “Ядерні установки для видобутку водню”.

В даний час атомна енергетика розвивається практично тільки з метою виробництва електроенергії, частка якої в загальному споживанні енергоресурсів складає зараз близько 20%. Решта 80% енергетичних ресурсів (нафта, вугілля, природний газ) витрачаються для отримання промислової і побутової теплової енергії, на транспорті, а також використовуються у вигляді хімічних компонентів металургійних і хімічних процесів. Темп зростання споживання органічного палива істотно перевершує швидкість поповнення їх ресурсної бази. Тому, цілком ймовірно, що до середини поточного століття попит на енергію не можна буде забезпечити за рахунок традиційних технологій використання викопних ресурсів. Розгортання великомасштабної атомної енергетики дозволить витіснити більш дороге вугілля, економити нафту і газ в тих виробництвах, де їх складніше замінити.

Природно, що для успішного впровадження в нові галузі, ядерна енергетика повинна буде технічно змінитися. Уже багато років у багатьох країнах світу ведуться роботи зі створення високотемпературних реакторів з гелієвим теплоносієм з робочою температурою вихідних газів близько 1000 ° С. Освоєння високих температур дозволяє отримати не тільки високий ККД при виробництві електроенергії, а й ефективно використовувати реактори для забезпечення тепловою енергією різні технологічні процеси в промисловості, а також для отримання водню, необхідного для економії природного газу і зниження навантаження на навколишнє середовище.

Предыдущий:

Следующий: