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.