Корпус водо-водяных реакторов

Некоторым недостатком кипящего реактора является наличие в активной зоне пара, который не замедляет нейтронов и как бы уменьшает количество замедлителя—воды в реакторе. Поэтому Б кипящем реакторе приходится применять более обогащенный уран, чем в двухконтурных водяных реакторах. Однако, по сравнению с двухконтурными станциями, одноконтурная схема с кипящим реактором имеет ряд преимуществ. Во-первых, корпус кипящего реактора работает под низким давлением, равным давлению пара на турбину, во-вторых, отсутствует циркуляционный насос I конкурса. Вся станция получается предельно простой, и благодаря этому кипящие реакторы являются одними из наиболее перспективных для атомной энергетики. [c.431]

Первый контур АЭС с реактором БН-600 (см. рис. 9.10) расположен в корпусе реактора 1 (рис. 9.13) и включает активную зону 2, циркуляционный насос 5, теплообменник 4 первого контура. Все элементы первого контура расположены под уровнем натрия 3, отделенного от крышки корпуса слоем газа. Здесь применена интегральная компоновка, которая отличается от петлевой, когда насос и теплообменник первого контура расположены вне корпуса реактора. В реакторе БН-600 имеется три петли первого контура. Второй контур АЭС образован теплообменником 4, циркуляционным насосом б и парогенератором 7. Давление теплоносителя второго контура (натрия) несколько больше, чем первого, что препятствует утечке радиоактивного натрия из первого контура во второй. Теплоноситель второго контура передает теплоту активной зоны рабочему телу третьего контура — воде и водяному пару. В третьем контуре используется паротурбинная установка с промежуточным перегревом пара между частями высокого 8 и низкого 9 давления. Конденсатно-питательный тракт 10 имеет традиционную для таких установок схему. Применение трехконтурных [c.348]

Промышленное изготовление ГЦН серийной модели с подачей 20 000 м /ч позволило унифицировать и стандартизировать производство ГЦН первого контура для реакторов PWR различной электрической мощности (от 500 до 1000 МВт). Это насос вертикального типа, одноступенчатый, состоит из трех основных частей (рис. 5.17) проточная часть, блок уплотнений, электродвигатель с короткозамкнутым ротором. Теплоноситель поступает в ГЦН снизу, проходит через рабочее колесо 2, диффузор 3 и отводится через нагнетательный патрубок, расположенный на боковой поверхности корпуса 1. Внутри корпуса, несколько ниже радиального подшипника 5, работающего на водяной смазке, предусмотрен кольцевой теплообменник 4, внутри которого циркулирует охлаждающая вода низкого давления. Теплообменник обеспечивает защиту водяного подшипника и уплотнений при авариях, сопровождающихся прекращением подачи запирающей воды. Агрегат имеет три подшипника два из них расположены в электродвигателе, третий — в ГЦН между теплообменником и уплотнением вала. Уплотнение вала 6 — трехступенчатое с регулируемыми протечками. Очищенная запирающая вода подается к валу насоса и обеспечивает охлаждение верхней и нижней частей насоса и узла уплотнений. Очистка необходима для нормальной работы нижнего радиального подшипника и уплотнения. Нижнее уплотнение гидростатического типа работает без механического контакта. Нормальная протечка через него составляет 0,19 м /ч. В этом уплотнении срабатывается почти весь перепад давления — после него давление воды составляет всего 0,35 МПа. [c.156]

Рис. 11.15. Воспроизводящий реактор иа быстрых нейтронах (регенератор). 1 — активная зона 2 — управляющие стержни 3 — теплообменник 4 — крышка реактора 5 — стенка корпуса (бака) активной зоны 6 — турбина 7 — генератор 8 — водяной насос внешнего контура 9 — холодильник 10 — речная вода.

Толстостенные сосуды высокого давления, используемые для котельных барабанов и корпусов водо-водяных реакторов, обычно изготавливаются из листа, свернутого в цилиндрические секции требуемого диаметра, и прессованных сферических крышек. Продольные швы котельных барабанов обычно получают элект-рошлаковой сваркой, а изготовленные цилиндрические секции нормализуют после сварки, тем самым избегая низкой пластич- [c.91]

Условия работы корпусов водо-водяных реакторов [c.166]

Газоохлаждаемые реакторы современной конструкции имеют корпуса из предварительно напряженного железобетона, так как при этом есть гарантия предохранить от разрушения корпус и соединительные трубы. В более ранних конструкциях использовали стальные корпуса, которые, хотя и легче по конструкции и изготовлению, чем корпуса водо-водяных реакторов, но требуют надежных гарантий против разрушения. Этп корпуса представляли собой вертикальные цилиндры с полукруглыми крышками, в то время как более поздние конструкции имели сферическую форму диаметром до 20 м. Из-за относительно низкого давления углекислого газа максимальная толщина стенок корпуса составляла 10 см, изготавливался корпус из малолегированной марганцовистой стали. По сравнению с корпусом водо-водяного реактора, толщина свариваемого металла относительно мала, поэтому под- [c.170]

Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов/Н. Н. Алексеенко, А. Д. Амаев, Н. В. Горынин и др. М. Энер-гоатомиздат, 1981. [c.354]

В качестве приемлемых вариантов демонтажа корпуса водо-водяного реактора могут рассматриваться [25] [c.223]

Алексеенко Н.Н., Амаев А.Д., Горынин И.В., Николаев В.А. Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов. М. Энсргоатомиз-дат, 1981. [c.397]

Радиационное повреждение стали корпусов водо водяных реакторов /Алексеенко Н.Н., Амаев А.Д., Горьгнин И.В., Николаев S.A. М. Энергоиздат, 1981, 192 с. [c.218]

Радиационное повреждение стали корпусов водо-водяных реакторов/ /Н. Н. Алексеенко, А. Д. Амаев, И. В. Горынин, В. А. Николаев. М. Энергоиз-дат, 1981. 191 с. [c.77]

Нейтронное и у-излучения из активной зоны реактора создают мощный поток энергии, В больших энергетических реакторах интенсивность излучения достигает 10 МэвЦсм -сек). Это приводит к тому, что мощность энерговыделения в конструкциях, находящихся в непосредственной близости от активной зоны, достиггает 100 бт/слг и более [45]. Для корпусов водо-водяных и газоохлаждаемых реакторов, которые рассчитаны на значительное давление, энерговыделение, связанное с поглощением излучений, может привести к дополнительным температурным напряжениям, которые необходимо учитывать в расчетах прочности. Кроме того, интенсивное нейтронное облучение вызывает структурные нарушения материала корпуса, которые, накапливаясь, приводят к изменению его прочностных характеристик-Существенными факторами для реакторов многих типов являются также коррозия материала корпуса и усталость этого материала от переменной нагрузки. [c.66]

В настоящее время на АЭС с водо-водяными реакторами широкое распространение получили горизонтальные однокорпусные парогенераторы с естественной циркуляцией. Принципиальная конструктивная схема такого парогенератора показана на рис. 150. Основными элементами парогенератора являются корпус / с патрубками 13 подвода питательной воды и 12 отвода пара коллектора теплоносителя с подводящими и отводящими патрубками 7 и 6, трубная теплообменная поверхность 9, устройство сепарации влаги 2, коллектора 14 раздачи питательной воды, штуцера 5 продувок, <9 дренажей и к уровнемерам. [c.247]

Принципиальная схема АЭС с водо-водяным реактором ВВЭР (см. рис. 9.9) приведена на рис. 9.12. В корпусе реактора 1, заполненного водой под [c.347]

Проектные решения, принимавшиеся для первой очереди строительства Ново-Воронежской АЭС, выбирались с некоторой осторожностью и с дополнительными запасами прочности, так как проектировщики не располагали еще достаточным опытом строительства крупных промышленных атомных электростанций. При сооружении первого блока станции предусматривалась экспериментальная проверка действия водо-водяного энергетического реактора большой мощности в эксплуатационных условиях. Применительно к полученным опытным данным и с учетом выявленных в ходе эксплуатации недостатков на строительстве второго блока той же АЭС сооружается более совершенный по конструкции и более мощный водо-водяной реактор. Сохранив для него те же размеры корпуса, какие были приняты для реактора первого блока, проектировщики увеличили давление циркулирующей в нем воды до 120 атм и довели число тепловыделяющих элементов до 127 в каждой кассете, предусмотрев получение полезной электрической мощности в 365 тыс. квт . [c.178]

Водоизмещение ледокола равно 16 000 ш, полная длина составляет 194 л, наибольшая ширина принята равной 27,6 лг, осадка — 9,2 м. Его корпус с массивными литыми форштевнем и ахтерштевнем имеет усиленную обшивку из высококачественной стали, толщина которой в носовой и кормовой частях достигает 50 мм, и разделен на отсеки одиннадцатью поперечными водонепроницаемыми переборками. Три энергетических водо-водяных реактора его двухконтурной силовой установки суммарной тепловой мощностью 270 тыс. кет и оборудование первичного контура циркуляции помещены в средней части судна в специальном отсеке с надежной противорадиационной защитой. По сторонам реакторного отсека расположены носовое и кормовое турбогенераторные отделения, с распределительных щитов которых электроэнергия подается к среднему и двум бортовым двигателям, приводящим во вращение валы гребных винтов. Рядом с этими отделениями главных генераторов находятся две электростанции, вырабатывающие ток для питания двигателей вспомогательного судового оборудования. Контроль за действием реакторной установки ледокола и регулирование ее действия производятся с пульта дистанционного управления, изменение режима работы двигателей гребных винтов осуществляется непосредственно с ходового мостика судна. Для выполнения специальных ледовых маневров в корпусе ледокола — в носовой и кормовой частях и вдоль бортов — размещены водяные цистерны. При форсировании тяжелых ледяных полей, когда собственный вес ледокола оказывается недостаточным для взламывания льда, в носовые цистерны подается забортная вода, увеличивая давление корпуса на лед. При отходе ледокола от ледяной кромки вода может быть подана в кормовые цистерны, увеличивая осадку на корму. Для случаев, когда корпус ледокола испытывает сжимающее действие льда, попеременной подачей воды в бортовые цистерны может осуществляться раскачивание корпуса ледокола относительно продольной оси. В кормовой части шлюпочной палубы ледокола находится взлетно-посадочная площадка для вертолета ледовой разведки. Для выполненения погрузочно-разгрузочных работ на палубе уста новлены электрические подъемные краны. [c.297]

МИ колебаниями от главных циркуляционных насосов, гидродинамическими усилиями от изменения скоростей и направлений потоков теплоносителя в первом контуре, тепловыми пульсациями от недостаточного перемешивания потоков теплоносителя, вибрациями и колебаниями от сейсмических нагрузок. Сложный спектр высокоскоростных и вибрационных механических и тепловых нагрузок имеет место при различных аварийных режимах, связанных с возможным разрывом главных трубопроводов первого контура и динамическим смещением опор корпуса реактора при мощных землетрясениях и разрывах. Характер и анализ перечисленных выше статических и циклических нагрузок и связанных с ними напряжений приведены в нормах расчета на прочность [1,2]. Перечисленные выше нагрузки создают в корпусах и других злементах первого контура водо-водяных реакторов соответствующие номинальные нагфяжения. Учитывая сложность конструктивных форм этих элементов, неравномерное распределение температур по толщине стенок каждого элемента и между отдельными элементами, а также различие в физико-механических свойствах (коэффициенты линейного расширения, теплопроводность), суммарные местные напряжения могут значительно (в 2—3 раза и более) превосходить номинальные. По данным [1, 2, 6, 23, 29—37], коэффициенты концентрации напряжений а от механических нагрузок (равные отношению местных напряжений в различных зонах корпуса реактора к номинальным напряжениям в гладкой цилиндрической или сферической части) составляют величины порядка 1,5—5. Для некоторых из зон корпуса эти коэффициенты приведены в табл. 1.3. [c.19]

В водо-водяных реакторах первых АЭС в основном использовались центробежные циркуляционные электронасосы. Рабочие органы этих насосов и электродвигателей размещались в общем герметичном корпусе. По условиям компоновки и удобства проведения монтажно-демонтажных работ распространение получили герметичные электронасосы вертикального исполнения. Герметичные электронасосы можно разделить на три класса [1] с герметичной статорной полостью (с сухим статором) с мокрым статором с газовой подушкой. [c.25]

Стоимость такого реактора будет больше вследствие увеличения размеров активной зоны. Однако в этом случае нет необходимости в различном сложном оборудовании на случай разрушения давлением корпуса реактора, так как корпус выполняется из напряженной стали и напряжение в ней компенсирует усилия, вызванные высоким давлением, кроме того, ядерные характеристики получаются несколько лучше, что дает возможность использовать топливо с меньшим, чем в водо-водяных реакторах, обогащением. Теплоносителем в подобных газовых реакторах служит двуокись углерода (СО2). или гелий (Не). Важное преимущество заключается в том, что пароводяной контур не является активным, н текущий осмотр оборудования или ремонт не вызывает специфических трудностей и опасности для здоровья обслуживающего персонала. [c.20]

Клапаны, производство 68, 197 Кобальт 151 Коллектор 25, 64, 197 Конденсатор 28, 233 Коррозия 29 газовая 30 в жидкой фазе 82 в паре 182 под напряжением 35 разрушение 123 стадии 144 точечная 34 Корпус 163 водо-водяных реакторов 164 газоохлаждаемых реакторов 170 тяжеловодных реакторов 18, 19 турбины 201 Коффина — Мэнсона соотношение 45, 117, 254 Криптон 106 Ксенон 106 [c.253]

Работа водо-водяного реактора иллюстрируется на рис. 1.1, где дана схема ВВЭР-1000. Вода под давлением входит в кольцевой зазор между корпусом и оболочкой трубчатого пучка, опускается вниз, как показано на рис. 1.1, а затем поднимается вверх через активную зону реактора. Из корпуса реактора по горячему трубопроводу теплоноситель попадает в парогенератор. Основные тепловые и гидродинамические характеристики ВВЭР указаны в табл. 1.1. Во всех приведенных в таблице реакторах применяется двуокись урана, упакованная в оболочки из сплава циркония с добавкой 1% ниобия. Реакторы работают в режиме частичных перегрузок горючего за кампанию, свежее топливо для выравнивания тепловыделения в активной зоне загружается на периферию с последующей перестановкой его в центральную область зоны. Среднее время между перегрузками топлива составляет 6500— 7000 эфф. ч, что позволяет осуществлять за год однократную перегрузку реактора в удобный для данной энергосистемы период снижения нагрузки. [c.7]

В компоновке главного корпуса современных двухконтурных АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВЭР можно выделить реакторное и машинное отделения. В первом из них наряду с реактором располагают паро-1 5—6042 [c.225]

Рис. 14.13. Компоновка главного корпуса унифицированного энергоблока 1000 МВт АЭС с водо-водяными реакторами

Принципиально иной конструктивный подход к повышению безопасности водо-водяных реакторов осуществлен в проекте ВПБЭР-600, предусматривающем интегральную компоновку с размещением парогенераторов внутри реакторного корпуса. В составе РУ отсутствуют внешние циркуляционные петли теплоносителя первого контура, имеется страховочный корпус, а системы безопасности аналогичны системам безопасности ВВЭР-640. [c.129]

Реакторная установка ВПБЭР-600 (рис. 2.12) обладает свойствами самозащищенности. Она включает водо-водяной реактор интегральной компоновки, в корпусе которого размещены активная зона с рабочими органами СУЗ, прямоточный парогенератор, в днище корпуса встроены ГЦН, в крышку — электромеханические приводы СУЗ. Установка имеет также теплообменники-конденсаторы системы аварийного отвода теплоты [c.159]

Расчетная вероятность разрушения корпусов водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) при расчетно.м дефекте в стенке глубиной / = 0,255 (5 - толщина стенки корпуса) достигает Рр = 10 реактор/год, а при допускаемых по техническим условиям размерам дефектов Рр < 10 . Если поддержание на стационарных режимах эксплуатационного давления осуществлять с погрешностью +5%, то вероятность разрушения увеличивается на [c.77]

Одной из конструктивных особенностей водо-водяных реакторов является введение приводов СУЗ через крышку корпуса. В крышку реактора ввариваются цилиндрические металлические колпаки (чехлы СУЗ), внутри которых в верхней части располагаются приводы СУЗ. Механизм соединения привода со сборкой СУЗ может быть через винт с гайкой, шестерню с гайкой и пр. [c.404]

На рпс. 16-9 представлен поперечный разрез по главному корпусу АЭС с водо-водяным реактором ВВЭР-440. Электрическая мощность реактора 440 МВт, паропроизводительность шести парогенераторов по 452 т/ч составляет 2712 т/ч пара. Парогенераторы питают две турбины К-220-44 мощностью по 220 МВт. Давление пара перед турбиной 4,3 МПа (44 кгс/см ), температура 259°С. [c.269]

Предположим, что имеется задание на разработку защиты реактора водо-водяного типа с корпусом под давлением тепловой мощностью 50 Мет. Схема расположения оборудования показана на рис. 1.1—1.3. Схема ядерной [c.295]

На первых АЭС в США с реакторами водо-водяного типа (Шип-пингпорт, Индиан-Пойнт), а также на судне Саванна и подводной лодке Наутилус были установлены парогенераторы с отдельными сепарационными барабанами, соединенными подъемными и опускными трубами с парообразующими прямыми или U-образными корпусами, включающие соответственно прямые или U-образные пучки греющих труб. Краткие описания и характеристики этих парогенераторов приводятся ниже. [c.55]

Тепловая схема энергоблока. Энергоблок 1000 МВт двухконтурной АЭС состоит из водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 и одновальной колденса-ционной турбоустановки K I000-60/1500 ХТЗ. Тепловая мощность реактора Qp=s 3200 МВт при температуре теплоносителя на входе и выходе из реактора 289 и 322 °С, при давлении воды в корпусе реактора 16 МПа и ее расходе в 76-10 м ч. Топливом служит обогащенный до 3,3—4,4 % уран (рис. 11.17). [c.167]

Для РУ эволюционных проектов ВВЭР-1000 (В-392) и ВВЭР-640 основное внимание направлено на обеспечение надежного прекращения цепной реакции деления в аварийных ситуациях за счет пассивных средств и внутренне присущих реактору свойств, а также надежного и длительного пассивного охлаждения остановленного реактора, удержание и охлаждение расплава активной зоны. С этой целью осуществляют функциональное и пространственное разделение систем защиты, дублирование и резервирование систем обеспечения безопасности, увеличивают запас воды в корпусе и первом контуре. Используют пассивные устройства и системы безопасности, учитывающие возможность длительного перерыва в энергоснабжении двойную защитную оболочку, рассчитанную на внутреннее давление (стальную) и внешние воздействия (бетонную). ВВЭР-640 имеет пониженную энергонапряженность активной зоны (65,4 кВт/л), увеличенную эффективность механических систем управления и защиты (СУЗ), выгорающие поглотители, организованный вокпуг корпуса бассейн-выгородку с водой для аварийного отвода теплоты, систему аварийного охлаждения активной зоны с увеличенным запасом воды и систему пассивного отвода теплоты с эффективными водо-водяными теплообменниками. [c.129]

Наибольшее внимание в вопросах сопротивления малоцикловому и хрупкому раз-р утиению уделяется определению несущей способности основных элементов атомных энергетических установок - корпусов реакторов, каналов, парогенераторов, теплообменников, трубопроводов, внутрикорпусных устройств. В первую очередь это относится к водо-водяным энергетическим реакторам мощностью от 70 до 1000 МВт с температурами теплоносителя от 270 до 325°С, изготавливаемым из малоуглеродистых низколегированных сталей больших толшин. Такие стали склонны к хрупкому разрушению вследствие проявления масштабного фактора, радиационного и циклического повреждения, а также деформационного старения. Толщины стенок корпусов ВВЭР, работающих при давлении от 10 до 16 МПа находятся в пределах от 120 до 260 мм, а в некоторых зонах до 500 мм, диаметры от 1000 до 4000 мм, и высота от 6000 до 24000 мм. [c.75]

Система компенсации объема необходима только для ЯППУ с реакторами ВВЭР," т. е. с реакторами, охлаждаемыми водой под давлением. В реакторах кипящего типа эту роль выполняет паровой объем корпуса реактора или барабана-сепаратора. На реакторе АМБ-100 также предусмотрены системы компенсации объема, используемые в водо-водяных режимах при пуске и останове блока. [c.410]

В настоящее время основу атомной энергетики стран СНГ составляют АЭС с реакторами, в которых тепло, выделяемое в результате деления ядер урана-235, отводится теплоносителем - водой. Теплоноситель находится под высоким давлением, что предотвращает его кипение, резко ухудшающее передачу тепла. Одновременно вода является замедлителем нейтронов, уменьшающим их энергию, что необходимо для протекания ядерной реакции деления урана. Поскольку вода является и замедлителем и теплоносителем, подобные реакторы носят название водо-водяных. Вода под давлением поступает в корпус реактора, прокачивается через активную зону, где находится ядерное топливо, и подогретая, через выходные патрубки и соединенные с ними трубопроводы подается в теплообменник, откуда полученная энергия поступает на турбину или к другому потребителю тепла. В реакторах типа ВВЭР (водоводяной энергетический реактор) вода заполняет корпус реактора (рис. 1.1), который воспринимает на себя ее давление, составляющее около 160 атм. [c.15]

В настоящее время имеются два основных типа энергетических реакторов корпусные (Ново-Воронежская АЭС) и канальные (Белоярская АЭС имени И. В. Курчатова). Верхняя защита реакторов этих типов может существенно различаться. В корпусных реакторах защитой являются вода или паро-водяная смесь, стальные экраны и крыщка корпуса. В реакторах канального типа в качестве материалов защиты обычно используют графит, чугун, бетон, железную руду, серпентинит, песок и т. д. Как правило, защита верхнего перекрытия реактора канального типа делается разборной. У реакторов того и другого типов верхняя защита обычно ослаблена конструкциями СУЗ и нерегулярностями (каналами и т. д.), вследствие чего проектирование и расчет ее обычно вызывают затруднения. [c.81]

В России реакторы с водой под давлением (ВВЭР) установлены на Кольской, Калининской, Нововоронежской, Балаковской АЭС их суммарная мощность составляет 8,6 млн. кВт, На Ленинградской, Смоленской, Курской и Билибинской АЭС установлены реакторы также с водяным теплоносителем, но т, н. канального типа их суммарная мощность fs 11 млн. кВт. Они не имеют цилиндрич. корпуса и представляют собой кладку цилинд-рич. формы из графитовых блоков, пронизанных вертикальными каналами с ядерным горючим, через к-рые протекает кипящая в них вода. [c.663]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...