Парогенератор реактора на быстрых нейтрона

Парогенератор реактора на быстрых нейтронах [c.187]

При создании парогенераторов реакторов на быстрых нейтронах, возникают проблемы, из которых не все пока решены. Наиболее серьезные трудности возникают из-за реакции натрия с водой, которая может произойти, если течь не будет быстро обнаружена, и привести к разрушению большого числа труб, так как вырвавшаяся из первой же разрушенной трубы струя пара может очень быстро повредить соседние трубы. Последствия могут быть даже более серьезными, так как реакция может привести к бурному увеличению объема или в случае образования каустической соды может вызвать интенсивную коррозию под напряжением. Конст- [c.187]

Модульный тип парогенераторов с жидкометаллическим (натриевым) теплоносителем реализован на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах БН-600. Процессы парообразования, перегрева и промежуточ- [c.253]

Длительные исследования позволили создать реакторы на быстрых нейтронах, однако для перехода в больших масштабах к сооружению АЭС с такими реакторами требуется решить некоторые проблемы в первую очередь обеспечение абсолютной надежности реакторов, повышение надежности оборудования натриевых контуров, создание циркуляционных натриевых насосов большой мощности, разработку парогенераторов и некоторых других элементов конструкции реактора. [c.188]

Условия на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН) существенно отличаются от условий для АЭС с ВВЭР. Рабочее давление в натриевых контурах низкое. Оно слагается из давления газовой подушки (давление газа в первом контуре примерно 0,01 МПа, во втором контуре 0,1— 0,3 МПа), давления столба натрия и напора ГЦН. Следовательно,, в отличие от реакторов с водяным теплоносителем, в установках с реакторами на быстрых нейтронах давление в контуре не является определяющим при решении вопросов прочности оборудования. Температура же в натриевых контурах существенно выше,, чем в водяных контурах на входе в реактор 300—400 ° С, на выходе из реактора 500—565°С, на входе в парогенератор (второй контур) 450—550 °С, на выходе из парогенератора 270—350°С [c.14]

Энергетическая установка с реактором на быстрых нейтронах БН-350 выполнена по трехконтурной схеме и включает шесть параллельно работающих петель, в каждой из которых имеется промежуточный кожухотрубный теплообменник натрий—натрий и парогенератор с естественной циркуляцией воды. [c.128]

Характеристика объекта управления. На рис. 6.78 показана упрощенная технологическая схема атомного энергоблока мощност зю 600 МВт. Энергоблок состоит из ядерного реактора на быстрых нейтронах, трех теплообменников, трех парогенераторов и трех турбин с электрогенераторами. Теплота, ге- [c.486]

Особенность отечественного парогенератора с жидкометаллическим теплоносителем, работающего от реактора на быстрых нейтронах БН-350, — протекание процессов парообразования и перегрева в двух самостоятельных агрегатах подогрев и парообразование в испарителе, перегрев — в пароперегревателе. [c.345]

Теплообменные аппараты и парогенераторы АЭС Энрико Ферми (США). В 1963 г. была сдана в эксплуатацию АЭС Энрико Ферми с реактором-размножителем на быстрых нейтронах максимальной тепловой мощностью 430 Мет. Станция работает по трехконтурной схеме. Первичным и промежуточным теплоносителями служит натрий. Основные данные теплообменных аппаратов и парогенераторов приведены в табл. 7 и 8. [c.111]

Вследствие высокой химической активности натрия по отношению к кислороду и воде быстрые реакторы с натриевым теплоносителем имеют трехконтурную схему отвода теплоты. В первом контуре осуществляется теплосъем с активной зоны второй — промежуточный — контур служит страховкой от возможных серьезных последствий аварий при разгерметизации парогенераторов (ПГ) с попаданием воды в натрий, третий — паросиловой — контур не специфичен для АЭС с БР и отличается от контуров АЭС с реакторами на тепловых нейтронах более высокими параметрами пара, позволяющими использовать стандартные турбоустановки (ТУ). [c.164]

Применяемые в настоящее время на АЭС параметры пара ограничены они ниже, чем на КЭС. Давление пара не превышает 6 МПа, а температура пара либо немного превышает температуру насыщения, либо равна ей, т. е. перегрев вообще отсутствует. В ближайшие годы будет сооружен энергоблок на быстрых нейтронах (блок реактор — промежуточный теплообменник — парогенератор — паровая турбина). Параметры пара третьего контура этого блока 14 МПа и 505 °С, пара промежуточного перегрева 2,5 МПа и 505 °С. Единичные мощности КЭС и АЭС примерно одинаковы. [c.26]

Особенно актуально выявление протечек в парогенераторах с натрием в первом контуре и водой во втором, используемых в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. Если в трубе парогенератора, содержащей пароводяную смесь под высоким давлением, возникает дефект, приводящий к ее утечке, вблизи дефекта происходит локальная химическая реакция натрий -вода, сопровождающаяся образованием пузырьков водорода. Их рост и колебания, а также истечение пара через дефект являются источниками акустического шума, спектр которого занимает полосу частот от десятков герц до сотен килогерц. Этот шум носит случайный характер, накладывается на шум работающего реактора и может быть отделен от последнего методами статистической обработки сигналов. При обнаружении сигналов, связанных с утечкой, парогенератор автоматически отключается. [c.267]

Однако применение в качестве теплоносителя быстрого реактора натрия, который под действием излучения становится радиоактивным, и его несовместимость с водой— рабочим телом паротурбинного цикла — потребовали создания трехконтурных схем преобразования тепла. Значительное смягчение спектра нейтронов деления и ухудшение в связи с этим характеристик воспроизводства, высокие удельные капиталовложения и сложная эксплуатация трехконтурных схем преобразования тепла АЭС с быстрыми реакторами на натрии пока не позволяют реализовать те преимущества, которые заложены в идее развития системы АЭС с быстрыми реакторами, а частый выход из строя парогенераторов натрий—вода заметно снижает надежность АЭС [1.5]. [c.10]

В нашей стране первый реактор этого типа был сооружен в 1954 г. в г. Обнинске. В г. Шевченко с 1972 г. эксплуатируется промышленная АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-350, имеющим при тепловой мощности 1000 МВт эквивалентную — 350 МВт. Реактор рассчитан на выработку электроэнергии генератором мощностью 150 МВт и опреснение 120 тыс. т морской воды в сутки. Заканчивается сооружение более совершенного реактора этого же типа БН-600 мощностью 600 МВт для третьего блока Велоярской АЭС. В парогенераторах его вырабатывается пар, давление которого 140 бар и температура 540° С, что позволяет использовать стандартные турбины [103, 104, 110]. [c.162]

Энергетические реакторы на быстрых нейтронах, способные к воспроизводству ядерного горючего (плутония), имеют электрические мощности порядка 300—600 МВт (БН-350, БН-600). В качестве теплоносителя в этих реакторах используется жидкий натрий. В отличие от одноконтурных (РБМК) и двухконтурных (ВВЭР) реакторов в реакторах на быстрых нейтронах применена трехконтурная схема первый и второй контур (реактор — теплообменник — парогенератор) имеют жидкометаллический теплоноситель, в третьем контуре (парогенератор — турбина) использованы вода и пар. Температура натрия в первом контуре на входе 370—380°, на выходе 500—580° С, температура натрия во втором контуре 270—520, температура пара перед турбиной 440—510° С. Давление натрия в первом и втором контуре 6—12 кГ/см (0,6— 1,2 МПа), давление пара 50—140 кГ/см (5—14 МПа). Диаметр корпусов реакторов БН изменяется в пределах 3100—8000 мм, а высота — от 4200 до 12 000 мм. Мощный реактор БН-600 имеет интегральную ( баковую ) компоновку активная зона, насосы и промежуточные теплообменники расположены в одном корпусе [c.25]

АЗ — аварийная защита АЭС — атомная электрическая станция БН — реактор на быстрых нейтронах ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор ВПТО — высокотемпературный промежуточный теплообменник ВТЕР — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор гцн — главный циркуляционный насос НПТО — низкотемпературный промежуточный теплообменник ПГ — парогенератор ПТО — промежуточный теплообменник ПЭН — питательный электронасос СУЗ — система управления и защиты ТА — теплообменный аппарат ЦВД- цилиндр высокого давления ЦНД — цилиндр низкого давления ЦСД — цилиндр среднего давления [c.4]

Гелий используется как теплопередающая среда в высокотемпературных реакторах, а в будущем он, возможно, будет применен в реакторах на быстрых нейтронах. Чистый гелий не реагирует с металлами, однако он может быть загрязнен воздухом, влагой или маслом, а в процессе работы газами, адсорбированными графитом активной зоны или отражателя, и влагой или водой в результате утечки из парогенератора. Примеси реагируют с нагретым графитом, образуя восстановительную атмосферу, в которой преобладает водород и моноокись углерода. Содержание примесей в контуре реактора Dragon , которое, вероятно, ниже, чем в промышленных реакторах, составляет 5-10 % Иг, 15-10 % СО, 5-10 % НгО и 5-10 % СН4. В этих условиях никель и кобальт практически не окисляются железо, молибден и вольфрам находятся почти в равновесии с их окислами в то же время такие металлы, как хром, ниобий и частично алюминий, быстро окисляются, рис. 11.10 [12]. При высокой температуре быстро науглероживаются молибден, хром, ниобий и титан, в то время как большинство других металлов не науглероживается (рис. 11.11). Поскольку концентрация окисляющих и науглероживающих газов мала, то их недостаточно для получения сплошной окисной пленки, которая могла бы полностью защитить металл от взаимодействия. Следовательно, существует возможность развития коррозии или науглероживания на отдельных участках, в частности, по границам зерен. [c.154]

Парогенератор li75 реактора AGR 185 реактора на быстрых нейтронах 187 [c.254]

Если в обычной энергетике удельные тепловые потоки в теплопередающих поверхностях парогенераторов и теплообменников составляют 80—200 тыс. ккал/(м2-ч) [340—840 Мдж/(м2-ч)], то> в активных зонах ядерных реакторов они могут быть в несколько раз или почти на порядок выше 1—2 млн. ккал/(м -ч) [- 4,2Х ХЮ МДж/(м2-ч)]. Примерно в таком же соотношении находятся объемные и линейные энергонапряженности теплопередающих конструкций. В реакторах на тепловых нейтронах, охлаждаемых водой, удельная объемная мощность энерговыделения активной зоны составляет 80—120 кВт/л, а в реакторах на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидким натрием, она может достигать 600—1200 кВт/л. [c.88]

Применяются также трехконтурные АЭС. Примером трехконтурной АЭС с жидким металлическим теплоносителем (натрием) является Шевченковская АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Натрий, циркулирующий в реакторе (первый контур), имеет повышенную радиоактивность. Для повышения безопасности теплота от этого теплоносителя передается рабочему веществу в парогенераторе (третий контур) через промежуточный теплоноситель, которым также является расплавленный натрий. В промежуточном (втором) контуре натрий уже нерадиоактивен. [c.374]

Теплоносителем первого и второго контуров в трехконтурной АПТУ (см. рис. 4.30, б) с начальным и промежуточным перегревом (см. рис. 4.31, е) обычно является натрий. АПТУ по такому циклу наиболее применимы для АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Теплоносителями третьего контура служат вода и пар. Теплообмен между теплоносителями контуров осуществляется последовательно в промежуточном (натрий — натрий) теплообменнике и в парогенераторе (натрий — вода). [c.215]

Теплообменный аппарат и парогенератор АЭС EBR-II (США). Экспериментальная энергетическая атомная установка с охлаждаемым натрием реактором-размножителем на быстрых нейтронах тепловой мощностью 62,5 Мет была введена в эксплуатацию в 1963 г. Установка выполнена по трехконтурной схеме и включает теплообменный аппарат и парогенератор, состоящий из восьми испарительных и четырех нароперегревательных секций. [c.120]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...