Расчёт реактора типа БН-1600 три блока

Регулирование расхода воды у гидропривода осуществляется при помощи гидромуфты. Она позволяет осуществить бесступенчатое изменение частоты вращения насоса при неизменной частоте вращения приводного электродвигателя с относительно небольшой энергетической потерей. Турбинный привод питательных насосовДостоинства:1)возможность регулирования частоты вращения, а также подачи воды в широком диапазоне;2)компактность;3)большой регулирующий диапазон.Выгодность турбинного или электрического привода питательногонасоса можно оценить также по формуле вида (4.55), в которой oiозначает к.п.д. «вытесненной» ступени главной турбины. В данном случаена результат сравнения значительное влияние оказывает, в частности,дросселирование пара, расходуемого на приводную турбину при еготранспорте. Коэффициент дросселированиядр из-за малого теплопаденияпара в приводной турбине Íòïi составляет всего 0,50 против 0,97-0,99 припараллельном включении приводной турбины. Применение холодного пара из отбора главной турбины возможно приусловии использования отработавшего пара из противодавления (и изотборов) приводной турбины и качестве теплоносителя, длярегенеративного подогрева питательной воды или других целей. Подобнаясхема может быть и экономически целесообразной, так как длярегенерации используется более холодный пар, что энергетически выгодно(см. рис. 4.12,б). Подобное решение применено для энергоблока сдвухвальной турбиной 800 МВт. При использовании горячего пара после промежуточного перегреваможно применять приводные турбины с противодавлением и отводомотработавшего пара в ступени главной турбины, как в энергоблоках 300МВт или с конденсацией пара в отдельных конденсаторахприводных турбин, как в энергоблоках 500, 800 (одновальных) и 1200 МВт. Отвод отработавшего пара приводных турбин питательныхнасосов в ступени главной турбины большой мощности нецелесообразен,так как приводит к увеличению размеров выхлопов или выходной потериглавной турбины. Сравнительная выгодность турбопривода на холодном паре сиспользованием отработавшего пара в регенеративном подогревателе (рис.4.12,б) или электропривода питательного насоса определяетсясоотношением На электростанции с мощными энергоблоками с двухступенчатымпромежуточным перегревом пара возможно применение обычной схемы сконденсационной приводной турбиной на горячем паре. Кроме того, возможна иная схема включения приводной турбины:работа ее на холодном паре первой ступени промежуточного перегрева, сотводом отработавшего пара в холодную линию второй ступенипромежуточного перегрева пара. Выбор электрического или парового привода питательных насосовзависит не только от сравнительной энергетической или экономической ихвыгодности. Асинхронные приводные электродвигатели изготовляют внастоящее время мощностью не выше 8 МВт. При установке двух рабочих электронасосов общей мощностью 16 МВтможно обеспечить мощность энергоблока с начальным давлением параоколо 23,5 МПа не более 450— 500 МВт. Это предопределяет применениепарового привода на особенно крупных энергоблоках.АЭС с наиболее крупными теплофикационными турбинами Т-250-240, сначальным давлением пара 23,5 МПа, с промежуточным перегревом ïàðàвыполняют по блочной схеме. Питательные насосы на таких АЭС, имеют турбинный привод сприводными турбинами на горячем паре, с противодавлением подобноконденсационным энергоблокам 300 МВт.8. Технико –экономические показатели работы АЭСДля характеристики АЭС и эффективности ее работы используют технико-экономические показатели (ТЭП). Предприятие оправдывает свое существование тем, что получает прибыль за счет реализации своей продукции, т.е. вполне покрывает свои расходы. Данным экономическим принципом определяется реализуемость любого проекта, особенно при создании крупных объектов, требующих больших вложений, например атомных электрических станций. Их создание невозможно без технического и экономического анализа. Необходимо помнить, что при обосновании проекта АЭС перевес в сторону технической части может обернуться для проекта экономической неоправданностью, а в сторону экономической - нерентабельностью производства в будущем. Поэтому важно достичь одинаковой глубины экономического и технического понимания задачи.Для определения экономической эффективности атомной электростанции необходимо знать среднюю цену электроэнергии и тепла, поскольку этим будет определяться годовой доход и возможность покрытия расходов предприятия. Установление этой цены является трудной задачей, потому что, во-первых, затраты на сооружение электростанции соответствуют длительному отрезку времени и, во-вторых, необходимо учитывать многогранность затрат энергопредприятия. Обычно капитальная и топливная составляющие являются доминирующими и сильно зависят от проекта.В проектах БР с регенерацией топлива капитальная составляющая велика, а топливная - не чувствительна к цене на уран, поскольку процесс воспроизводства топлива происходит непосредственно при «сгорании» сырьевого делящегося нуклида. Напротив, в ЛВР капитальная составляющая относительно не велика, но топливная - зависит от конъюнктуры на урановом рынке. Как уже было отмечено выше, запасы природного урана в мире весьма ограничены, поэтому несложно определить в данном случае тенденциюизменения цены урана на фьючерсном рынке - она будет неуклонно расти. Рост стоимости килограмма естественного урана будет продолжаться до тех пор, пока не будет выработана единая концепция развития атомной энергетики, в основе которой должен лежать принцип взаимодействия всех типов реакторов за счет регенерации (воспроизводства) топлива.Основной задачей экономического раздела данной ВКР является расчет и представление сравнительной оценки топливной составляющей себестоимости электроэнергии при использовании в активной зоне и зонах воспроизводства реактора различных видов топлива и сырьевого материала. Целью же является определение наиболее выгодного с точки зрения экономической эффективности варианта топливной загрузки РУ БН-1600.Экономический анализ при планировании станции особенно важен в условиях повышенной цены топлива. Важнейшая экономическая задача развитых индустриальных стран как раз и заключается в том, чтобы спрогнозировать и предупредить топливный кризис, и в этом отношении ядерная энергетика, отличающаяся сравнительной стабильной ценой топлива, представляет действительно заманчивую перспективу. Однако провести оценку стоимости ядерного топлива непросто, поскольку топливный цикл состоит из многих процессов, протекающих в разное время. Для изготовления ТВС необходимо, во-первых, приобрести делящийся материал, во-вторых, изготовить твэлы для делящегося материала. Общее время, потрачено на изготовление ТВС составляет примерно 1 год. В БР срок эксплуатации свежей ТВС составляет 1,5 года, после чего она помещается в бассейн выдержки, где находится около года [1]. Далее ТВС отправляется на переработку, где происходит извлечение делящегося материала с целью возврата его в реактор. Отходы переработки подлежат захоронению.Целью данного раздела является получение экономичкески обоснованного тарифа.Расчет технико-экономических показателей АЭС выполнен на основе[13].8.1. Расчет среднегодовых технико-экономических показателей проектируемой АЭС8.1.1. Капвложения в строительство станции.Кст= [Кбл+(nбл–1)·Кбл.посл]·Кр.с·К·Ки = [9090355+(6-1)·4419349]·1·0,9·2,1=42 238 479,78, тыс.руб., где Кр.с – коэффициент, учитывающий район строительства станции (см. табл. П3);nбл - число блоков на станции;Кбл, Кбл. посл. – капитальные вложения в первый и последующие блоки Ки – коэффициент инфляции;К - коэффициент, учитывающий систему технического водоснабжения (К=0,9 – для прямоточной).8.1.2. Удельные вложения капитала, позволяют определить стоимость одного киловатт-часа установленной мощности.Куд. =, тыс.руб/МВт, где КСТ – капвложения в строительство станции, тыс./руб;Ny– установленная мощность станции, МВт.8.1.3. Годовая выработка электроэнергии на АЭСWВ = Nу · hу = 1200·6527·10-3 = 7832,4тыс.МВт·ч/год.где Nу – установленная мощность электростанции, МВт;hу - годовое число часов использования установленной мощности, ч (принимается равным 5000-7000).8.1.8. Годовой расход электроэнергии на собственные нужды.WСН = тыс.МВт·ч/г.где - мощность холостого хода, МВт; - число часов работы блока в течении года (7000-7500), ч; - удельный расход электроэнергии собственных нужд при работе оборудования под нагрузкой, кВт·ч/ кВт·ч; - годовая выработка электроэнергии электростанцией, МВт·чУдельный расход электроэнергии на собственные нужды ЭС8.1.5. Годовой отпуск электроэнергии с шин станции.W0 = WВ – WСН = 7832,4 – 306,51 = 7525,89, тыс.МВт·ч/год.8.2. Определение расхода условного топлива и КПД станции.8.2.1. Удельный расход условного топлива по отпуску электроэнергии в среднем по станции.г.у.т./кВт·чгде г.у.т./кВт·ч– проектный удельный расход условного топлива по отпуску электроэнергии по блокам 1600МВт.8.2.2. Годовой расход условного топлива., тыс.г.у.т./год8.2.3. Годовой расход натурального топлива с учетом потерь.тыс. т н.т./годВуг– годовой расход условного топлива в целом на АЭСг.у.т./год;29330 – удельная теплота сгорания условного топлива, кДж/кг; - удельная теплота сгорания натурального топлива, кДж/кг, принимается по табл. П7, П8, П9;αпот – потери топлива в пути до станции назначения в пределах норм естественной убыли, % определяется по табл. 2. 8.3. Эксплуатационные расходы на АЭСПроектные расчеты себестоимости электрической энергии на АЭС в период нормальной эксплуатации производятся по следующим статьям затрат:топливо на технологические цели;вода на технологические цели;основная зарплата производственных рабочих;дополнительная зарплата производственных рабочих;отчисления на социальное страхование с заработной платы производственных рабочих.Затраты на топливо сжигаемое на АЭС в течении года.Издержки на топливо во многом зависят от экономического режима работы оборудования и определяются годовым расходом топлива , а также зависят от договорной цены топлива , которая включает оптовую цену топлива у поставщика, стоимость транспортных затрат, посреднические услуги и другие факторы.руб./ т.н.т – стоимость перевозки одной тонны натурального топлива при транспортировке его по железнодорожным путям широкой колеи, руб./т.н.т; – прейскурантная цена топлива, руб./т н.т; = 1,02-1,05 – коэффициент, учитывающий удорожание топлива при приобретении его через биржи или посредников; - коэффициент инфляции.Издержки на топливо на технологические цели., тыс. руб./год.Затраты на подготовку питательной воды., тыс. руб./год,где - максимальный расход пара на турбину, т/ч; - стоимость питательной воды на АЭС;8.3.8. Плата за пользование водными объектами.тыс.руб.годгде - расход охлаждающей воды, м3/ч, через конденсатор 1 энергоблока (табл. П1); - тариф на воду, руб./м3.Затраты на вспомогательные материалы, тыс. руб./год,где - норматив затрат на вспомогательные материалы, руб./МВт (для каменного угля - 3250);- коэффициент инфляции по вспомогательным материалам.Материальные затраты без учета топлива, тыс. руб./год,Среднемесячная заработная плата одного работника.руб./мес. - месячная тарифная ставка первой ступени оплаты труда тарифной сетки (8000руб.);- средний тарифный коэффициент по промышленно-производственному персоналу ЭС, принимается по табл. 4; - средний коэффициент, учитывающий доплаты за многосменный режим работы, условия труда и другие компенсационные выплаты, принимается по табл. 4; - средний коэффициент, учитывающий стимулирующие виды доплат, принимается по табл. 4; - районныйкоэф. к заработной плате, принимается по табл. 18.Годовой фонд оплаты труда на одного человека., тыс.руб/чел.Затраты на оплату труда, учитываемые в себестоимости продукции., тыс.руб/год, где ЧПП - численность персонала в зависимости от мощности блока и вида сжигаемого топлива, определяется по табл. П12.Коэффициент обслуживания. МВт/чел. Отчисления на социальные нужды., тыс.руб/год,где - ставка «страховых взносов на обязательное пенсионное страхование, обязательное социальное страхование на случай временной нетрудоспособности и в связи с материнством, обязательное медицинское страхование, обязательное социальное страхование от несчастных случаев на производстве и профессиональных заболеваний» в единый социальный фонд. . Отчисления на обязательное социальное страхование от несчастных случаев на производстве и профессиональных заболеваний, тыс.руб/год,где НС.Н.С% - норматив отчислений на страхование от несчастных случаев.Отчисления на социальные нужды, тыс.руб/год, Амортизация основных фондов.тыс.руб/год.тыс.руб/год.где % - средняя норма амортизации на реновацию в целом по станции, зависит от вида сжигаемого топлива, приведена в табл. 5. Отчисления в ремонтный фонд.тыс.руб/год, где - средний норматив отчислений в ремонтный фонд в целом по электростанции, приведен в табл. 6.Плата за землюОпределение площади земли по генплануПлощадь производственной площадки:, га,где f1– удельная площадь застройки производственной площадки в зависимости от установленной мощности станции без топливного склада или мазутохранилища, м2/МВт, Площадь топливного склада:, м2,где fТ.С. – удельная площадь топливного склада, м2/тыс. т.н.т. (каменный уголь – 10-15).Ориентировочная площадь мазутохранилища:, м2,где fМ.Х. – удельная площадь мазутохранилища, м2/тыс. т.н.т. (fМ.Х. = 7-8 м2/тыс. т.н.т.).Ориентировочная площадь золоотвала:, м2,где fЗ.О. – удельная площадь золоотвала, м2/тыс. т.н.т. (каменный уголь – 50-70).Общая площадь отвода земли под площадку электростанции F, м2Средняя ставка земельного налога на производственную площадь, руб/м2,где - средняя ставка земельного налога за производственную площадку руб/м2, (табл. П15);к2 – коэффициент увеличения средней ставки земельного налога за счет статуса города, развития социально-культурного потенциала (табл. П16);Определение платы за землю, тыс.руб/год, Другие отчисления., тыс.руб/год, где % - норматив других отчислений в зависимости от сжигаемого топлива[4]Прочие затраты.тыс.руб/год.8.3.18. Годовые издержки ЭС по экономическим элементам затрат.В годовые издержки производства электроэнергии на ЭС включаются все рассчитанные затраты:Себестоимость ед. продукции, отпущенной с шин станции.Себестоимость единицы продукции – отношение издержек производства к количеству произведенной продукции за определенный период времени.руб./МВт ч;Калькуляция себестоимости электроэнергии.Наименование статейГодовые издержки производства Иi, тыс.руб./годСтруктура затрат, %Себестоимость электроэнергии , руб./МВт·ч1. Топливо на технологические цели55,95727,762. Материальные затраты (без учета топлива)16,3212,023. Затраты на оплату труда5,368,939. Отчисления на социальные нужды0,162,085. Амортизация основных фондов(средств)13,29172,866. Прочие затраты9117,06Итого1001300,759. Охрана труда на АЭС.9.1 Общие вопросы охраны трудаПонятие «Охрана труда» означает систему законодательных актов, социально-экономических, организационных, технических и лечебно-профилактических мероприятий и средств, обеспечивающих безопасность, сохранение здоровья и работоспособности человека в процессе труда.В соответствии с «Основными правилами обеспечения эксплуатации атомных станций» [2] (ОПЭ АЭС 4 издание) атомная станция обеспечивает:- безопасную, надежную, безаварийную эксплуатацию энергоблоков станции, оборудования, сооружений, устройствсистем управления во всех режимах работы;- высокую профессиональную подготовку и поддержание требуемой квалификации персонала на все время эксплуатации АС;- внедрение и освоение новой техники, технологии ремонта и эксплуатации, эффективных и безопасных методов организации производства и труда;- сбор, обработку, анализ, хранение информации об отказах оборудования и ошибочных действиях персонала;Охрана труда и техника безопасности неразрывно связаны с выполнением предписаний культуры безопасности, которая требует создания условий для безопасной работы персонала и формирования у персонала потребности работать Задачей раздела является анализ технологического процесса при работе в электроустановках машзала АЭС, выявление опасных и вредных производственных факторов, разработка мер по созданию условий труда, безопасных для жизни и здоровья человека, а также принятие мер по пожарной безопасности.Благодаря применению архитектурно-планировочных методов можно достичь снижения шума в машзале АЭС. В производственных помещениях АЭС и это достигается путем акустической отделки стен и потолков звукопоглощающими материалами, позволяют снизить уровень шума на 10 дБА.Силовое оборудование (агрегаты, трансформаторы и др.), Которые создают большой шум или вибрацию должны быть размещены в отдельных изолированных помещениях. Для обеспечения безопасного обслуживания оборудования, оно должно размещаться с соответствующими интервалами, необходимыми для беспрепятственного передвижения людей.Микроклимат воздуха рабочей зоны. Воздух рабочей зоны производственных помещений определяют следующие параметры: температура воздуха в помещении, относительная влажность воздуха, скорость движения воздуха. Эти параметры отдельно и в комплексе влияют на организм человека, определяя его самочувствие.Оптимальный микроклимат в помещении обеспечивает поддержку теплового равновесия между организмом и окружающей средой. Поддержка на заданном уровне параметров, определяющих микроклимат, может осуществляться за счет: кондиционирования воздуха, отопления, вентиляционных, устройств автоматического регулирования, контроля и сигнализации, нагревательных приборов и т.п.Освещение помещения машзала. Для создания нормальных условий труда важное значение имеет освещение рабочих мест. В машзале АЭС пе-редбачаеться искусственное рабочее и аварийное освещение.9.2 Анализ условий труда и выявления опасных и вредных факторов в машзале АЭСОсновной задачей обеспечения безопасности атомной станции является защита персонала, населения и окружающей среды от неприемлемого уровня радиационного воздействия, которая решается как техническими средствами, так и организационными мерами. Для этого используются системы безопасности АЭС, назначением которых является предотвращение серьезных аварий и ограничение масштаба их последствий, если они все же произойдут. При создании систем безопасности были использованы основные принципы, ценность которых доказана в инженерной практике: резервирование, физическое разделение, разнообразие, независимость каналов и систем безопасности, свойство самозащищенности.Системы безопасности во время аварии обеспечивают поддержание и контроль основных критических функций безопасности на АЭС. В рамках международного подхода к безопасности эти функции расположены в строго приоритетном порядке:• контроль цепной реакции (или критичности реактора), т. е. останов реактора и контроль его подкритичности после останова;• отвод остаточныхэнерговыделений реактора (или теплоотвод от реактора);• ограничение распространения радиоактивных продуктов.Таким образом, набор систем безопасности будет определятьсяпо необходимости выполнения всех этих функций.Системы безопасности по характеру выполняемых ими функций подразделяются на четыре группы:• защитные — служат для предотвращения или ограничения повреждения, оболочек ТВЭЛ, корпуса реактора, трубопроводов и другого оборудования 1-го контура;• локализующие — предназначены для предотвращения или ограничения распространения радиоактивных веществ при авариях на АЭС;• управляющие — приводят в действие другие системы безопасности и обеспечивают контроль и управление ими в процессе выполнения заданных функций;• обеспечивающие — предназначены для снабжения систем безопасности энергией и рабочей средой, создают необходимые условия для надежного функционирования систем безопасности.Каждая система безопасности АЭС резервируется тремя независимыми системами или каналами одной системы, идентичными по своей структуре и способными полностью выполнить соответствующую данной системе функцию безопасности. Особенностью систем безопасности является полная готовность во время нормальной эксплуатации АЭС к выполнению функций в случае возникновения аварии. Но одно только резервирование не защищает от множественных отказов элементов или устройств безопасности по общим причинам, которые могут происходить вследствие возникновения внутренних событий (например, пожары, затопление, летящие предметы, образовавшиеся при разрывах сосудов и трубопроводов) или внешних (например, землетрясение, падение самолета). При возникновении таких событий могут быть выведены из строя одновременно несколько систем или каналов, резервирующих друг друга. Во избежание этого применяется физическое разделение каналов систем и разнотипное по принципу действия оборудование.После останова реактора нейтронная мощность быстро снижается до долей процента, но остаточное тепловыделение в топливе продолжается уже за счет радиоактивного распада продуктов деления. Однако даже после достаточно длительной выдержки (месяцы)ядерное топливо продолжает выделять остаточное тепло. Все вышесказанное обуславливает необходимость в реакторной установке специальной системы (вернее, группы систем) для аварийного расхолаживания активной зоны, способной обеспечить аварийное расхолаживание реактора при нарушении циркуляции теплоносителя в контуре охлаждения.При анализе работы АЭС можно выделить ряд опасных и вредных факторов. Так, при работе силового оборудования и электромагнитных устройств переменного тока возникает электромагнитный шум - беспорядочное сочетание звуков различной интенсивности и частоты, которые мешают труда и отдыха человека. Всякое возрастание шума над порогом слышимости увеличивает мышечное напряжение и, следовательно, повышает расход мышечной энергии. Шумы высокой интенсивности негативно влияют на человека.Воздух рабочих помещений может оказаться насыщенным примесями вредных газов или вредного пару, выделяющихся при производственных процессах. Токсичные пары и газы, проникая в организм человека при дыхании, вызывает отравление.Таким образом, на основе анализа условий труда и технологического процесса на АЭС выявлены следующие опасные и вредные факторы:1) повышенная запыленность воздуха рабочей зоны;2) Повышенный уровень шума на рабочем месте;3) Повышенный уровень вибрации;4) Повышенная подвижность воздуха;5) Повышенное напряжение в электрической цепи, замыкание которой может пройти через тело человека;6) повышенный уровень статического электричества;7) Повышенный уровень электромагнитных излучений;8) Повышенная напряженность электрического поля;9) Отсутствие естественного света;10) Недостаточная освещенность рабочей зоны;11) Химические вредные и раздражающие факторы;12) Повышенная или пониженная температура воздуха рабочей зоны.9.3 Разработка мероприятий и технических решений для создания здоровых ибезопасных условий трудаТребования к планированию здания. Основой безопасности при работе в электроустановках машзала АЭС является правильное и рациональное размещение оборудования в помещении. Фундамент машзала может быть бутовым на цементном растворе. Стены выполнены из блоков, перекрытия в виде монолитов бетона. Пол выполняется цементной, в полу закладываются трубы для прокладки силовых и контрольных кабелей. Потолок и стены помещения окрашиваются кислостийкой масляной краской, а пол делается с асфальта.Условия работы при воздействии ионизирующих излучений строго регламентируются нормативными документами, основными из которых являются: «Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности» ОСПОРБ-99 и «Нормы радиационной безопасности» НРБ-99/2009. В основу этих документов положены следующие принципы [23]:- непревышение установленного основного дозового предела;- исключение любого необоснованного облучение;- снижение эквивалентной дозы облучения до минимального уровня.На персонал АЭС могут оказывать воздействие γ-излучение, поток нейтронов различных энергий (только в зоне работающего реактора), радиоактивные газы и аэрозольные частицы, содержащиеся в воздухе производственных помещений, радиоактивное загрязнение поверхностей оборудования, помещений, спецодежды и кожных покровов работающих.Основными источниками радиационной опасности на АЭС являются: ядерный реактор; облученное ядерное топливо; детали оборудования, извлекаемые из реактора; оборудование и трубопроводы с радиоактивными средами; бассейны выдержки с отработанным топливом; фильтровальные станции и др. [24].Ионизирующие излучения в отличие от других опасных и вредных производственных факторов (электрический ток, шум, вибрация и др.) не воспринимаются органами чувств человека, и их действие не сопровождается какими-либо ощущениями. Однако они характеризуются высокой биологической опасностью. Длительное облучение организма дозами, превышающими предельно допустимые, а также разовые аварийные облучения большими дозами могут привести к нарушению функций отдельных органов и всего организма. Это обусловливает необходимость строгого научного нормирования гигиенических условий труда на АЭС и обязательность проведения контроля радиационной обстановки.Основным видом действия ионизирующих излучений на персонал АЭС является внешнее облучение всего тела. В отдельных случаях внешнее облучение может быть местным, когда воздействию подвергаются отдельные части организма. По времени действия внешнее облучение подразделяется на хроническое – облучение малыми дозами в течение длительного времени и острое – кратковременное облучение большими дозами. Последнее может быть при радиационных авариях или в результате грубых нарушений правил радиационной безопасности.Потенциально опасными дозами облучения являются разовые дозы свыше 0,25 Зв, а также разовые поступления радионуклидов внутрь организма сверх пятикратного предельно допустимого годового поступления [24].К средствам индивидуальной защиты относятся: спецодежда повседневного применения (комбинезоны, костюмы, халаты, нательное белье) и кратковременного пользования (пленочная спецодежда); средства индивидуальной защиты органов дыхания (респираторы, противогазы, изолирующие дыхательные аппараты, пневмошлемы); изолирующие костюмы (пневмокостюмы); спецобувь (основная и дополнительная); средства защиты рук, (защитные перчатки, рукавицы); средства защиты глаз и лица (защитные очки, щитки-маски); средства защиты органов слуха и предохранительные приспособления (противошумные вкладыши и наушники).С целью предотвращения ядерной аварии в проекте должны быть соблюдены критерии ядерной безопасности, при которых:обеспечен контроль и управление активной зоной реактора;исключена локальная критичность при перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива;обеспечено охлаждение ОЯТ.В проекте должны быть соблюдены установленные действующими нормами и правилами эксплуатационный предел и предел безопасной эксплуатации по повреждению ТВЭЛ при работе АЭС на мощности:Допустимое количество ТВЭЛов с повреждениями типа «газоваянеплотность» от числа ТВЭЛов в АЗ:0,05 % ТВЭЛов - эксплуатационный предел,0,1 % ТВЭЛов - предел безопасной эксплуатации.Допустимое количество ТВЭЛов с прямым контактом топлива и теплоносителя от числа ТВЭЛов в АЗ:0,005 % ТВЭЛ - эксплуатационный предел,0,01 % ТВЭЛ - предел безопасной эксплуатации.Суммарная вероятность тяжелых запроектных аварий должна быть менее 10'6/реактор*год.В проекте БН-1600 реализовано полное интегрирование натриевых систем и оборудования первого контура в баке реактора, система очистки натрия от окислов размещается в баке реактора. Собственная активность натрия по 24Na при работе реактора на номинальной мощности находиться на уровне 2-1012 Бк/кг, по 22Na - 2-108 Бк/кг.При длительной работе РУ в условиях достижения предела безопасной эксплуатации по неплотности топлива (0,01% ТВЭЛ с прямым контактом топлива с теплоносителем в активной зоне) активность радионуклидов цезия (137Cs, 134Cs) в теплоносителе первого контура не превышает 600 МБк/кг, суммарная активность ИРГ в газовой подушке реактора (ГПР) - находиться на уровне 3 ГБк/л.При работе реактора на мощности активность теплоносителя второго контура определяется радионуклидом 24Na, образующимся в результате активации натрия второго контура в промежуточный теплообменник (ПТО). Максимальная активность натрия второго контура не превышает 5-104 Бк/кг. Характеристики радиоактивных отходовПри эксплуатации АЭС образуются жидкие, твёрдые и газообразные радиоактивные отходы. РАО образуются в процессе эксплуатации АЭС, при проведении планово-предупредительных ремонтов, а также в аварийных режимах и при ликвидации последствий аварий.В процессе эксплуатации АЭС образуются следующие радиоактивные жидкие среды, поступающие на переработку:- воды отмывки от натрия ОТВС и оборудования первого и второго контура;- воды дезактивации оборудования и помещений;- стоки лабораторий, санпропускников, умывальников и спецпрачечных.В процессе переработки жидких радиоактивных сред образуются ЖРО, подлежащие отверждению:-ионообменные смолы в смеси с дисперсными осадками;- шламы трапных вод;-солевые концентрированные растворы (кубовые остатки).В соответствии с современными требованиями в проекте предусмотрены технологии и технические решения, обеспечивающие минимизацию объёмов образующихся ЖРО. Отходы относятся к категории низко- и среднеактивных отходов в соответствии с классификацией СП АС-03.9.4 ЭлектробезопасностьЗащитное заземление. Для обеспечения безопасного напряжения на частях оборудования нормально не находящейся под напряжением, но могут оказаться под напряжением, предусмотрено внешний контур заземления.Проверяются цепи между заземлителями и заземляющими эле-тами. Следует проверить сечения, целостность и прочность проводников заземления и зануления, их соединений и присоединений. Не должно быть обрывов и видимых дефектов в заземляющих проводниках, соединяющих аппараты с контуром заземления.Защитное отключение. В тех случаях, когда устройство защитного заземления не может обеспечить безопасной эксплуатации электрической установки или по экономическим соображениям его не выгодно устанавливать, то целесообразно в дополнение к защитному заземлению применить защитное отключение.Защитное отключение - система защиты, обеспечивает безопасность путем автоматического отключения электроустановки при возникновении аварийной ситуации (повреждении), что вызывает опасность поражения людей электрическим током. Опасность поражения возникает при следующих повреждениях электроустановки: замыкание на землю, снижение сопротивления изоляции, неисправность заземления.Защитное отключение имеет ряд преимуществ перед заземлением: быстродействие, независимость от величины тока срабатывания автоматов и предохранителей.Контроль и профилактика изоляции. Контроль изоляции - измерение его активного или омическое сопротивление с целью выявления дефектов и предупреждения замыканий на землю и корртких замыканий.Чтобы предотвратить замыкание на землю и другие повреждения изоляции, при которых возникает опасность-поражения людей электрическим током, а также выходит из строя оборудования, необходимо проводить испытания повышенным напряжением и контроль изоляции. При испытаниях повышенным напряжением дефекты изоляции обнаруживаются вследствие пробоя и дальнейшего прожига изоляции.Электрические средства защиты и приспособления АЭС. При эксплуатации действующих электроустановок важную роль в обеспечении безопасности технического персонала играют электротехнические средства защиты и предохранительные приспособления, которые разделяют на основные и и дополнительные.Основными изолирующими электрозащитными средствами, применяемыми в электроустановках до 1000 В, есть изолирующие штанги, изолирующие и электроизмерительные клещи, указатели напряжения, диэлектрические перчатки, слесарно-монтажный инструмент с изолированными рукоятками.Дополнительные защитные средства испытываются повышенным напряжением, не зависящей от рабочего напряжения электроустановки, в которой они должны применяться. В электроустановках напряжением до 1000 В дополнительными защитными средствами являются диэлектрические галоши, диэлектрические резиновые коврики и изолирующие подставки.Существует также ряд технических мероприятий:1) Меры, препятствующие ошибочной подачи напряжения;2) Вывешивание плакатов и предупреждающих знаков;3) Установление временных ограждений;4) Наложение переносных заземлений на токопроводящие шины ремонтируемого со стороны возможных источников появления напряжения и др.Предупреждающие знаки, плакаты должны быть изготовлены из материала, не проводящего электрический ток.9.5 Противопожарные мероприятия в машзале АЭСПожарная безопасность на предприятиях обеспечивается системой предотвращения пожара путем организационных мероприятий и технических средств, обеспечивающих невозможность возникновения пожара, а также системой пожарной защиты, направленного * на предотвращение воздействия на людей опасных факторов пожара и ограничение материального ущерба от него.Опасными факторами пожара для людей открытый огонь и искры, токсичные продукты горения, дым, пониженная концентрация кислорода в воздухе и др.В целях предотвращения пожара предусматриваются следующие мероприятия:1) Предотвращение образования горючей среды;2) Предотвращение образования горючей среды или внесения в него источников зажигания;3) Поддержание температуры и давления горючей среды ниже мак-симальнодопустимых по горючести.В случае возникновения пожара, первичным средством тушения является огнетушители. Для ликвидации возгорания в электроустановках и агрегатах, находящихся поднапряжением применяются огнетушители с такими веществами, которые гасят огонь как бромэтил, углекислый газ и др.Огнетушители типа ОУ-5 представляет собой стальной баллон, наполненный жидкой углекислотой и снабжен специальным вентилем-замком и раструбом. Огнетушители и другие средства, необходимые для тушения пожара располагаются на пожарных щитах. Кроме того, в машзале АЭС необходимо наличие ящиков с сухим песком.«Атомная станция удовлетворяет требованиям пожарной безопасности, если радиационное воздействие на персонал, население и окружающую среду в случае пожара не приводит к превышению установленных доз облучения персонала, нормативов по выбросам и сбросам, содержанию радиоактивных веществ в окружающей среде, а также обеспечивается безопасность персонала АС и достигается минимизация материального ущерба в соответствии с государственным стандартом, устанавливающим общие требования пожарной безопасности».Пожарная безопасность должна соответствовать требованиям ГОСТ 12.1.004-91 «Пожарная безопасность. Общие требования».Пожарная безопасность должна обеспечиваться:системой предотвращения пожара;системой противопожарной защиты;организационно-техническими мероприятиями.Предотвращение пожаров должно достигаться следующим:ограничением применения горючих веществ при проектировании, сооружении и эксплуатации АЭС, применением негорючих и не поддерживающих горение материалов;поддержанием взрывопожаробезопасной концентрации газов в оборудовании и помещениях АЭС с использованием вентиляции, рекомбинаторов и др. средств; обеспечением высокой герметичности систем, содержащих горючие и воспламеняющиеся жидкости и газы с защитой их от разрушений и контролем состояния систем;применением оборудования во взрывобезопасном исполнении и т.п.Противопожарная защита должна достигаться применением одного из следующихспособов или их комбинаций:применением средств пожаротушения и соответствующих видов пожарной техники; применением автоматических установок пожарной сигнализации и пожаротушения; применением основных строительных конструкций и материалов, с нормированными показателями пожарной опасности;нанесением на поверхность конструкций объектов огнезащитных составов; организацией с помощью технических средств, включая автоматические, своевременного оповещения и эвакуации людей;применением средств коллективной и индивидуальной защиты людей от опасных факторов пожара;применением средств противодымной защиты.Для ликвидации возможного пожара предусмотрено: водопроводы, огнетушители ОУ-8, автоматические стационарные установки объемного тушения. Тушение возникшего пожара в помещении производится автоматической подачей углекислоты. В помещении под потолком размещаются дренчерные головки и тепловые датчики. В отдельном помещении находятся баллоны с углекислотой, соединенные в общий коллектор, выход из которого закрывает электромагнитный клапан. В случае повышения температуры в помещении один из тепловых датчиков дает сигнал на исполнительное реле, воздействующее на электромагнитный клапан и открывающее его. При этом углекислота через дренчеры поступает к очагу пожара.ЗаключениеВ результате выполнения дипломного проекта был рассчитан реактор БН мощностью 1600 МВт. Были произведены геометрический, теплогидравлический и нейтронно-физический расчет активной зоны реактора.В результате теплогидравлического расчёта получены гидравлические характеристики канала.Нейтронно-физический расчёт активной зоны реактора произведён, исходя из геометрии и состава зоны, а также типа и мощности реактора. Определены основные нейтронно-физические показатели реактора и изменение этих показателей за время кампании.При экономическом расчете были рассчитаны основные показатели АЭС: объем инвестиций для реализации проекта – 36,58 млрд.руб; себестоимость производимой электроэнергии – 44 коп/(кВт·ч); срок окупаемости проекта – 13,8 летВ разделе «Охрана труда» рассмотреныорганизационные мероприятия по охране труда и обеспечению безопасной эксплуатации оборудования АС.При работе над спецзаданием были рассмотрены требования к созданию новой системы КГО и эффективность от внедрения этой системы.Список литературыБартоломей Г.Г., Бать Г.А., Байбаков В.А., Алхутов М.С. Основы теории и методы расчета ядерных реакторов: Учеб. пособие для вузов/Под ред. Г.А. Батя. ( М.: Энергоатомиздат, 1989. (512 с.: ил.Мурогов В.М., Троянов М.Ф., Шмелев А.Н. Использование тория в ядерных реакторах. ( М.: Энергоатомиздат, 1983. ( 96 с.: ил.Рассказов В.В., Кутуков А.С. Расчет быстрых жидкометаллических реакторов. Учебное пособие. Рукопись. – СПб.: Издательство СПбГПУ, 2005. – 53 с.: ил.Уолтер А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах: Пер. с англ. ( М.: Энергоатомиздат, 1986. (624 с.: ил. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99): Гигиенические нормативы. – М.: Центр санитарно-эпидимиологического нормирования, гигиенической сертификации и экспертизы Минздрава России, 1999. – 116 с.Стратегия развития атомной энергетики России в первой половине ХХ1 века. Основные положения: Министерство Российской Федерации по атомной энергии. – М.: Минатом России, 2000. – 35 сМаргулова Т.Х. Атомные электрические станции: Учебник для вузов. - 4е изд., перераб. и доп. — М.: Высш. шк., 1984. —304 с.Рассохин Н.Г. Парогенераторные установки атомных электростанций: Учебник для вузов. —3-е изд., перераб. и доп. —М.: Энергоатомиздат, 1987. —384 с.Щегляев А.В. Паровые турбины. Теория теплового процесса и конструкции турбин. Москва: «Энергия», 1976. - 365 с.В.А. Мохов, к.т.н. Вопросы атомной науки и техники. Научнотехнический сборник. Выпуск 31 OAOОКБ «ГИДРОПРЕСС» 2012г. - 111 с. РД ЭО 0348-02. Основные правила обеспечения эксплуатации атомных станцийСанПиН 2.6.1.2523-09. Нормы радиационной безопасности (НРБ-99/2009)Бескрестнов Н.В. Охрана труда на атомных станциях. – М.: Энергоатомиздат, 1989. – 280 с. Жуков, А.В. Теплогидравлическйй расчет ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением/А.В. Жуков, П.Л. Кириллов, Н.М. Матюхин и др. - М.: Энергоатомиздат, 1985,160 с.:ил.Фарафонов, В.А. Теплогидравлические и прочностные расчеты реакторов БН. Методические указания/ В.А. Фарафонов – Н.Новгород: Нижегородский гос. тех. ун-тет, 1998, 40с. Жуков, А.В. Теплогидравлическйй расчет ТВС быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением/А.В. Жуков, П.Л. Кириллов, Н.М. Матюхин и др. - М.: Энергоатомиздат, 1985,160 с.:ил. Фарафонов, В.А. Теплогидравлические и прочностные расчеты реакторов БН. Методические указания/ В.А. Фарафонов – Н.Новгород: Нижегородский гос. тех. ун-тет, 1998, 40с.Электрическая часть систем электроснабжения станций и подстанций. Учебное пособие. А.К. Черновец, А.А. Лапидус, 2006Производство электроэнергиии. Учебное пособие. С.С. Петрова, О.А. Васильева. 2012Электрическая часть атомных и гидравлических станций. Учебное пособие. О.Н. Алексеева, А.К. Черновец, Ю.М. Шаргин, 1998Расчет коротких замыканий и выбор электрооборудования. Под ред. И.П. Крючкова и В.А. Старшинова. – М.: Изд. Центр «Академия», 2005. Неклепаев Б.Н. Электрическая часть электростанций и подстанций: Справочные материалы для курсового и дипломного проектирования: учеб. пособие/. – 5-е изд. -СПб.: БХВ-Петербург, 2013.Петрова С.С. Производство электроэнергии: учеб. пособие / С. С. Петрова, О. А. Васильева, - СПб.: Изд-во Политехи, ун-та, 2012. — 146 с.Справочник по проектированию электрических сетей под редакцией Д.Л. Файбисовича, издание 4-е, переработанное и дополненное. 2012Реакторы на быстрых нейтронах: Учеб.пособие / С.М. Дмитриев, др./ Под ред. С.М. Дмитриева; НГТУ. Н. Новгород, 2010.-229 с.Дмитриев С.М., Сорокин Н.М., Фарафонов В.А. и др. Насосное и теплообменное оборудование АЭС. Нижний Новгород. 2004 г.КаёкинВ.С., Ахтямов А.С., Щебнев В.С., и др.Эксплуатация ядерного топлива на Калининской АЭС. Иваново.ИГЭУ.,2001г.МакаровС.А., Бугаев А.А., Каёкин В.С., и др.Основы физики реакторов. Иваново.ИГЭУ.,2001г.