Корпус газоохлаждаемых реакторов

Корпуса газоохлаждаемых реакторов [c.170]

В газоохлаждаемых реакторах корпусного типа цилиндрической или сферической формы, работающих при температурах от 120 до 390° С и давлениях от 7 до 50 кГ/см (0,7—50 МПа), толщины стенок составляют 50—150 мм (в отдельных зонах до 300 мм) диаметр цилиндрических корпусов достигает 5000 мм, а высота — 10 000 мм, диаметр сферических корпусов достигает 14 000— 22 000 мм. [c.24]

Парогенераторы с принудительной циркуляцией (рис. 86), применяемые на английских атомных станциях с газоохлаждаемыми реакторами, производят пар двух давлений. Трубные змеевиковые пакеты экономайзеров, испарителей и пароперегревателей размещаются в вертикальном цилиндрическом корпусе. Для осмотров и ремонтов трубной системы имеются люки и трапы. Для ядерных ПГУ компоновка поверхностей нагрева упрощается, так как нет необходимости применения цикла двух давлений пара. [c.154]

В конструкциях АЭС используется интегральная схема компоновки реактора, парогенераторов и газодувок в едином корпусе из предварительно напряженного железобетона. Исследования показали, что АЭС, с газоохлаждаемыми быстрыми реакторами и стержневыми твэлами по капитальным затратам близки к АЭС с высоко- [c.19]

Значительный объем исследований по газоохлаждаемым быстрым реакторам выполняется в Швейцарии совместно с американской фирмой ОСА. Сравнительный анализ трех вариантов АЭС с быстрыми реакторами на Не мощностью 1000 МВт в различном конструктивном исполнении представлен в табл. 1.4. Во всех вариантах активная зона реактора располагается в корпусе из предварительно напряженного железобетона, окруженного внешней вторичной защитной оболочкой. [c.22]

Анализ программ исследовании по газоохлаждаемым бридерам показал, что почти во всех случаях разрабатываются варианты быстрых реакторов с гелиевым теплоносителем и стержневыми твэлами в корпусах из напряженного железобетона с двухконтурными схемами преобразования тепла и паротурбинным циклом. [c.23]

Целостность корпуса газоохлаждаемого реактора не является единственной проблемой, требующей разрешения. Система напряжений в трубопроводе, связывающем корпус с теплообменниками, обычно такова, что они не могут быть сняты за счет продольного изгиба, обычно для компенсации их необходимо устанавливать сильфоны из специальной стали. Эти сильфоны довольно сложно сваривать, поэтому совокупность условий, вызванных сваркой и изгибом сильфонов, приводит к появлению усталостных трещин в Материале, в результате чего требуются регулярная проверка и ремонт. Эти и другие соображения по поводу делостности трубопроводов ограничивают температуру и удельную мощность тепловыделяющих элементов. [c.172]

Создание корпуса газоохлаждаемого реактора на такое давление связано с большими трудностями, а к. п. д. установки при температуре 565° С невысок, как это было показано в гл. I. Поэтому более перспективной представляется углекислотная ГТУЗЦ (без конденсации). [c.127]

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 происходит дальнейщее совершенствование схем АЭС с газоохлаждаемыми реакторами. В АЭС Данджнесс-Б применен корпус реактора из напряженного бетона, в котором вокруг реактора расположены четыре прямоточных парогенера- [c.14]

Парогенераторы, обогреваемые углекислым газом, получили широкое распространение в Англии на АЭС с газоохлаждаемыми реакторами магноксового типа. Во Франции в сочетании с газоохлаждаемыми реакторами применяются парогенераторы секционного типа. В настоящее время в Англии сооружаются и проектируются АЭС с усовершенствованными газоохлаждаемыми высокотемпературными реакторами, в которых применяются прямоточные парогенераторы, расположенные в общем с реактором бетонном корпусе. [c.70]

Для определения конкретной дефектной секции в однокорпусном ПГ и отдельной трубы в отдельном модуле при плановой остановке АЭС могут быть использованы различные средства, например опрессовка по межтрубному пространству гелием и определение течи гелиевым течеискателем. Такая схема предусмотрена в проекте ПГ установки ВГ-400 (рис. 2.18). В общем коллекторе пара напротив подводящих патрубков из каждой секции предусмотрены заглушки. Последовательно срезая заглушки в сдренированном по воде ПГ, в выходные патрубки можно вставлять гелиевый шуп, позволяющий определять дефектную секцию. Такой же принцип реализуется в модуле ПГ установки с БН-600 для обнаружения дефектных трубок. Съемные крышки коллекторов (см. рис. 3.8) открывают доступ к трубным доскам, в результате чего обеспечивается возможность технологических операций по глушению. В АЭС с натриевым теплоносителем ПГ располагаются в отдельных боксах, где уровень радиации незначителен, и поэтому для ремонта не требуется их демонтаж и извлечение из бокса. В газоохлаждаемых реакторах, несмотря на то что использование промежуточного контура не предусматривается и ПГ располагаются в корпусе реактора, уровень радиации также низок. Этому способствует высокая чистота газового теплоносителя, исключающая его загрязнение радиоактивными примесями. [c.69]

Пич-Боттом . В этой прототипной АЭС с газоохлаждаемым реактором, заключенным в стальной корпус, два ПГ соединены с корпусом при помощи концентрических трубопроводов. Горячий гелий от реактора идет по внутреннему трубопроводу. [c.110]

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]

Это, конечно, существенно для снятия напряжений в собранном корпусе, но еще лучше создать тепловую изоляцию всей наружной части корпуса, поместив внутрь вблизи стенки большое число собранных вместе электронагревателей сопротивления. Большинство корцусов газоохлаждаемых реакторов имеет тепловую изоляцию с вцутренней стороны, что обеспечивает возможность работы.их при температуре 325° С, которая намного диже температуры появления - деформации ползучести и возможного последующего разрушения. Однако эта температура достаточно высока, чтобы обеспечить высокую вязкость разрушения. Поэтому обычно из расчетов вязкости разрушения следует, что трещины протяженностью в несколько десятков сантиметров должны привести к хрупкому разрушению при рабочей температуре и малых напряжениях, на которые эти материалы обычно рассчитаны. Очень трудно представить себе, что трещины такой протяженности не распространяются на всю толщину корпуса, и что их [c.171]

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]

Атомная базовая технологическая установка АБТУ-Ц-50. Наиболее проработанным отечественным проектом установки с газоохлаждаемым реактором и шаровыми твэлами являлся технический проект атомной базовой технологической установки АБТУ-Ц-50 электрической мощностью 50 МВт с радиационными контурами, образованными циркулирующими в них шаровыми твэлами Высокотемпературный реактор ВГР-50 тепловой мощностью около 140 МВт имел стальной силовой корпус с размерами, аналогичными размерам серийного корпуса ВВЭР-1000. Мощность у-излучения, генерируемая установкой, составляла около 500 кВт, или 0,4 % тепловой мощности реактора, что соответствовало Y-излучению 25-10 г-экв Ra и позволяло организовать промышленное производство радиационно-химической продукции (радиационно-модифицированного полиэтилена, полимер-бетона, полимер-древесины) и выполнять стерилизацию медикаментов и белковых продуктов. [c.175]

В настоящее время в рамках Российско-американского соглашения ведутся работы по разработке концептуального проекта модульного газоохлаждаемого реактора с прямым газотурбинным циклом ГТ-МГР тепловой мощностью 600 МВт (табл. 2.12). Реактор и компоненты газотурбинной установки размещены в стальных корпусах. В кольцевой активной зоне применены твэлы призматической формы на основе микротоплива с керамическими защитными покрытиями. Этот реактор, помимо выработки электроэнергии в традиционном урановом цикле, обладает универсальными возможностями по сжиганию оружейного плутония до уровня, обеспечивающего невозможность его повторного использования для военных целей. [c.179]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...