Реактор водо-водяной

К теплоносителю предъявляются требования большой теплоемкости, слабого поглощения нейтронов, слабой химической активности. Не существует веществ, вполне удовлетворяющих всем этим требованиям. При не чрезмерно больших потоках тепла в реакторах на тепловых нейтронах в качестве теплоносителя стараются использовать вещества, удобные в обращении воду, водяной пар, воздух, азот, углекислый газ и т. д. [c.580]

Измерения с хорошим разрешением га.мма спектрометра позволяют выделить из суммарного спектра пики, соответствующие отдельным линиям в спектрах у-квантов радиационного захвата. Это хорошо видно из рис. 9.9, на котором показан спектр у-квантов, вылетающих из активной зоны реактора BSR-II в радиальном направлении от центра реактора [1]. Этот реактор — водо-водяной, бассейновый, с конструкциями из нержавеющей стали. Пики соответствуют линиям радиационного захвата нейтронов ядрами Fe Fe , Fe , Сг- , и водорода. [c.33]

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]

В Ульяновской области сооружается реактор водо-водяного тина с кипящей водой и электрической мощностью 50 тыс. кет. Строятся другие АЭС. [c.323]

Почти одновременно с первым блоком Белоярской АЭС — в сентябре 1964 г.— на Дону близ Воронежа был введен в эксплуатацию первый блок самой кр5 пной по тому времени Ново-Воронежской атомной электростанции (см. табл. 5) с реактором водо-водяного типа и с двухконтурной тепловой схемой [c.177]

В ближайшее время в число энергетических предприятий войдут вторые очереди строительства Белоярской и Ново-Воронежской АЭС с ядерными реакторами электрической мощностью 200—400 тыс. кет. За Полярным кругом — в Чукотском национальном округе — начато сооружение Билибинской АЭС. На Кольском полуострове сооружается промышленная АЭС с двумя энергетическими блоками для реакторов водо-водяного типа общей электрической мощностью 800 тыс. кет. Аналогичная АЭС электрической мощностью более 800 тыс. кет сооружается в Армянской ССР близ Еревана. На Урале ведется строительство новой промышленной АЭС с реактором на быстрых нейтронах, электрической мощностью 600 тыс. кет. [c.196]

Развитие атомной эпергетики в США пока идет почти полностью по линии строительства АЭС с реакторами водо-водяного типа, хотя в последнее время было заказано несколько АЭС с более эффективными высокотемпературными реакторами, к. п. д. которых составляет около 40% (к. п. д. АЭС с реакторами типа РОВ 33%). [c.260]

Исследование влияния профиля тепловыделения по длине на кризис теп лообмена в пучках стержней / В. И. Астахов, Ю. А. Безруков, С. А. Логвинов, В. Г. Брантов. — В кн. Теплофизические исследования для обеспечения надежности и безопасности ядерных реакторов водо-водяного типа. Семинар СЭВ ТФ—78. Будапешт, 1978, т. 2, с. 589—600. [c.278]

Численные значения указанных выше характеристик и коэффициентов для металлов, применяемых в реакторостроении, в основном зависят от их химического состава и структурного состояния последние определяются исходными шихтовыми материалами, режимами выплавки, ковки, прокатки и термообработки. При создании первых АЭС (см. 1, гл. 1) с реакторами водо-водяного охлаждения широко использовался многолетний опыт проектирования, изготовления и эксплуатации тепловых электростанций. К настоящему времени наибольшее применение для оборудования первого контура ВВЭР в СССР и за рубежом получили три группы конструкционных сталей [1, 2, 4, 9, 26, 31, 35, 37, 38] 1) малоуглеродистые низколегированнь/е пластичные стали низкой прочности 2) низколегированные теплоустойчивые пластичные стали повышенной и высокой прочности 3) аустенитные нержавеющие стали. [c.22]

К числу эффективных методов анализа напряженно-деформированных состояний в элементах реакторов относятся численные методы - метод конечных элементов (МКЭ) и вариационно-разностный метод (ВРМ), метод граничных интегральных уравнений ( ГИУ), получившие значительное развитие в последнее десятилетие благодаря их повьпиенной универсальности и появлению ЭВМ с большими быстродействием и памятью. Конечноразностный метод получил применение при определении термоупругих напряжений в зонах патрубков реакторов водо-водяного типа [10, 12]. [c.35]

Рассмотренные выше подходы к расчетам прочности по критериям сопротивления однократному статическому и циклическому нагружению относились к стадии образования трещин, принимаемой за основную для обеспечения безопасности таких ответственных конструкций, как атомные реакторы. Вместе с тем, учитьшая сложность конструктивных форм реакторов, применяемых технологических процессов, реальные возможности методов и средств дефектоскопического контроля, а также нагруженность несущих узлов, не исключается эксплуатация реакторов с развивающимися в них трещинами. В связи с этим потребовалась разработка вопросов механики хрупкого и циклического разрушения, когда размер и форма дефекта становятся такими расчетными параметрами, как напряжения и деформации. Для реакторов водо-водяного типа расчет прочности и радиационного ресурса по нормам [5, 6] уже отражает наличие исходной макродефектности, резко снижающей сопротивление разрушению при температурах ниже критических. Введение в нормативные расчеты критериев и уравнений механики циклического разрушения является одной из основ- [c.42]

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]

Как правило, большинство ядерных реакторов АЭС работает в режимах равномерной частичной перегрузки. Например, реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 эксплуатируются в режиме равномерной частичной перегрузки, исходя из трех перегрузок за кампанию при средней продолжительности кампании около трех лет. Это позволяет вести периодические перегрузки примерно 1 раз в год, что удобно, поскольку перегрузка может быть совмещена с периодом минимума нагрузки энергосистемы и проведением соответствующих планово-предупредительных или капитальных ремонтов оборудования АЭС. Перегрузка на корпусных реакторах со вскрытием крышки позволяет обходиться сравнительно простой перегрузочной машиной, предназначенной для работы при снятой крышке, когда реактор остановлен и расхоложен. Как показывает опыт многолетней эксплуатации, такая перегрузка продолжается 15—25 сут, т. е. не влечет за собой значительного снижения коэффициента готовности АЭС. Запас реактивности для обес печения работы реактора в течение одного года также оказывается умеренным и может быть скомпенсирован органами СУЗ и вводом в теплоноситель борного поглотителя даже в таких тесных решетках размещения твэлов в ТВС, какими являются решетки реакторов водо-водяного типа. [c.111]

В настоящее время сооружаются АЭС с реакторами водо-водяного типа мощностью 440 тыс. кВт и с реакторами графито-водяного типа мощностью 1 ООО МВт. Для обеспечения быстрых темпов развития АЭС необходимо создать реакторы на быстрых нейтронах, способные воспроизводить ядерное горючее. [c.236]

Относительный вес атомных энергетических установок уменьшается с увеличением их мощностиЗависимость величины от мощности на валу (для лодочных установок с реакторами водо-водяного типа) показана на рис. 12. Относительный вес энергетической установки первой американской атомной Подводной лодки Наутилус (13 400—15 000 л. с.) составляет 64—66 кг/л. с., э новых подводных лодок (15 000—20 000 л. с.) — 52—58 кг л. с. В зарубежной печати появлялись сообщения что в США ведутся работы, направленные на снижение относительного веса лодочных атомных энергетических установок до 20—25 кг/л. с. [c.63]

Наибольшее развитие за рубежом получили корабельнь двухконтурные АЭУ с реакторами водо-водяного типа, которь считаются перспективным. В США разрабатывают ряд таю установок мощностью на валу, л. с. 1500 3000—4000 6000-7000 15000— 17 000 и 30 000—40000. По мнению американсю специалистов, комбинации АЭУ этого мощностного ряда моп обеспечить любые потребности подводного и надводного кора( лестроения. [c.197]

Вода, являясь теплоносителем, одновременно выполняет также роль замедлителя нейтронов. Для поддержания цепной реакции нужны замедленные (тепловые) нейтроны, скорость которых не превышает 2 км/с. Именно двоякая роль воды в реакторе подобного типа определила его название — водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР). Такой реактор называют также реактором на тепловых (медленных) нейтронах. [c.190]

Благодаря более высокому к. п. д. и более экономичному процессу деления за счет меньшего поглощения нейтронов в реакторах ВГР с паротурбинными установками достигается уменьшение удельного расхода ядерного горючего по сравнению с удельным расходом в водо-водяных реакторах типа ВВЭР в 1,5 раза, а начальное удельное вложение ядерного горючего на единицу мощности — в 5 раз и более. Однако, по-видимому, основное преимущество реакторов ВГР будет реализовано при применении одноконтурных энергоустановок с гелиевыми турбинами, а также в комбинированных энерготехнологических [c.4]

Пример расчета защиты водо-водяного ядерного реактора приведен в Приложениии I. [c.8]

С точки зрения расчета защиты реактора представляет интерес сравнить интенсивность потоков излучений, выходящих из активной зоны или отражателя различных типов реакторов. Эта интенсивность зависит от мощности реактора, его конструкции, назначения. Однако можно привести некоторые средние цифры. Так, в уран-графи-товом реакторе плотность потока нейтронов, падающих на защиту, достигает (1ч-2)-10 нейтрон/ (см сек), плотность потока энергии у-квантов 2-10 2 Мэв/ см сек)-, до 95% потока нейтронов составляют медленные и тепловые нейтроны. В водо-водяном реакторе плотность потока нейтронов, как правило, не превышает 1X ХЮ нейтрон/ см --сек), интенсивность потока энергии у-квантов 5-10 з Мэе/(см -сек), причем в спектре нейтронов примерно 50% быстрых и промежуточных. В реакторах на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов составляет до 5-10 —1-10 нейтрон/ см -сек), плотность потока энергии у-квантов - 10 3 Мэе/ см --сек). Максимум в спектре нейтронов, падающих на защиту, обычно соответствует нейтронам с энергией 50—100 кэв. Для примера на рис. 9. 1 приведен спектр нейтронов, выходящих из быстрого реактора Ферми с натриевым теплоносителем. Он существенно мягче спектра нейтронов в активной зоне этого реактора и мягче спектра нейтронов деления, подробно описанного в 9. 2. [c.9]

В реакторах с водяным замедлителем вода, как правило, используется и для отвода тепла, т. е. она выполняет и роль теплоносителя. Такие реакторы называются водо-водяными. Реакторы с водяным теплоносителем подразделяют на реакторы с водой под давлением и кипящие реакторы. [c.10]

Рис. 9.9. Дифференциальный спектр у-квантов, вылетающих из водо-водяного реактора В К-И В радиальном направлении, идущем от центра реактора,

Распределение у-квантов в активной зоне оказывается довольно близким к распределению нейтронов и распределению энерговыделения. На рис. 9.13 показаны эти распределения, измеренные для водо-водяного реактора Yankee [32]. Отклонение одного поля от другого наблюдается в основном вблизи границ активной зоны и в блоках горючего] некоторое расхождение расчетных и экспериментальных данных по распределению у-квантов в радиальном направлении следует объяснить, по-видимому, влиянием возмущения у-полей детекторами). [c.48]

В качестве примера применения такого подхода для быстрых нейтронов на рис. 9.16 показаны угловое распределение плотности потока нейтронов с >1,4 Мэе на границе одномерной плоской активной зоны водо-водяного реактора, рассчитанное методом дискретных ординат по программе РОЗ [34], и результирующее от этого распределения поле нейтронов в гетероген- [c.54]

Если пространственное распределение источнико13 у-квантов. в активной зоне не убывает при приближении к границе активной зоны, то в ряде случаев, исключая, может быть, водо-водяные реакторы, для упрощения расчетов в первом приближении накоплением у-излучения в активной зоне можно пренебречь. [c.60]

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]

Пороговое значение энергии нейтрона в образовании смещенного атома для железа составляет 360 эв. Однако привести к образованию смещенных атомов могут и нейтроны меньших энергий в результате их радиационного захвата [46, 47]. При п, у)-реакции энергия, получаемая ядром отдачи после испускания у-кванта, может превысить энергию смещения атома ( 25 эв). Учитывая спектр захватных у-квантов для ядер железа, можно получить, что средняя энергия ядра отдачи составляет примерно 390 эв [48]. Таким образом, в результате п, у)-реакции в железе может появиться свыше 15 смещенных атомов. Поскольку наибольшим сечением радиационного захвата обладают тепловые нейтроны, то самый большой вклад в образование элементарных дефектов в результате ( , у)-реакции вносят именно эти нейтроны. Доля тепловых нейтронов в полном числе образованных элементарных дефектов сильно зависит от доли этих нейтронов в спектре и может быть заметной, если поток тепловых нейтронов на порядок превышает поток надтепловых и быстрых нейтронов. Например, в водо-водяном реакторе она составляет 2—3%, а в графитовом—25—30% [47]. Это верхняя оценка эффекта тепловых нейтронов, поскольку имеются экспериментальные данные [48, 50] о том, что дефекты, создаваемые тепловыми нейтронами, отжигаются несколько [c.70]

В качестве типичного равновесного состава активности теплоносителя, характерного для водо-водяного реактора, обычно указывают состав, представленный в табл. 10.3. Происхождение радиоактивных ядер К не объясняется. Принципиально возможна реакция К (у, л) К , однако порог ее должен составлять 10—12 Мэе. Содержание К в естественной смеси изотопов составляет 93,3%. [c.99]

Некоторые (например, транспортные) реакторы работают ограниченное время и затем с тем же составом ядерного горючего продолжают свою работу. У энергетических водо-водяных реакторов (типа ВВЭР) частичная (примерно 1/3) перегрузка ядерного горючего происходит при остановленном реакторе. Кроме того, в различные кампании может изменяться мощность реактора. Поэтому представляет практический интерес рассмотреть изменение активности продуктов деления для подобных случаев (рис. 13.2). При кампании и выдержке 4 актив- [c.179]

Характеристику твэлов, используемых на двух основных типах АЭС в СССР с водо-водяными реакторами корпусного и канального типов, приведены в работах [4, 5]. Их основные данные указаны в табл. 14.3. Во всех перечисленных в табл. 14.3 реакторах в качестве горючего используется спеченная двуокись урана плотностью около 10,4 г/см . В реакторах ВВЭР сборки представляют собой кассеты шестигранной формы с высотой твэлов, равной высоте активной зоны (2,5. и для первых трех реакторов и 3,5 м для ВВЭР-1000). Внешний диаметр твэла равен 10,2 мм для ВВЭР-210 и 9,1 мм (внутренний диаметр 7,55 мм) для всех других реакторов этого типа. Твэлы упакованы в трубки — оболочки из сплава циркония с ниобием. Твэлы реактора канального типа, например РБМК-ЮОО, представляют собой трубки диаметром 13,5X0,9 мм из циркониевого сплава с таблетками из двуокиси урана. Топливные каналы (их 1693) установлены в трубчатых трактах, вваренных в верхнюю и нижнюю металлоконструкции реактора. В канале размещены две кассеты с 18 твэлами в каждой. Общая длина двух кассет 3,5 м. Подробные характеристики твэлов реакторов различного типа изложены в работах [2, 3, 6]. [c.222]

Три водо-водяных реактора мощностью по 90 МВт (здесь и дальше для энергетических реакторов приводится мощность вырабатываемой электроэнергии) установлены на ледоколе Ленин . Реакторы этого типа (мощностью 210, 365, 440, 440 МВт) установлены на Ново-Воронежской АЭС. Водо-водяные реакторы положены в основу ядерной энергетики США, где построено более сотни таких АЭС. Имеются оценки, показывающие, что стоимость электроэнергии на водо-водяных АЭС может быть сделана не более высокой, чем на обычных тепловых электростанциях. В Англии в основу ядерной энергетики положены газо-графитовые реакторы. Там уже действуют десятки таких АЭС. [c.584]

Наиболее освоенными энергетическими реакторами являются водо-водяные, в которых вода играет двойную роль отбирает теплоту реакции деления ядерного топлива и одновременно замедляет нейтроны, которые необходимы для поддержания цепной реакции. Такие реакторы называются также реакторами на тепловых (медленных) нейтронах. [c.127]

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]

Турбины атомных судовых энергетических установок. В качестве атомных энергетических установок (АСЭУ) на транспортных судах нашли применение двухконтурные установки с водо-водяными реакторами давления (ВВРД). В первом контуре такой установки циркулирует вода под давлением, которая служит как замедлителем нейтронов, так и теплоносителем. Эта вода, нагретая в реакторе, поступает в специальный теплообменник — парогенератор, где происходит образование насыщенного или слегка перегретого пара из воды второго контура. Для обеспечения температурного перепада между контурами давление воды на выходе из реактора должно быть на 3—10 МПа выше, чем давление пара на входе в турбину [39]. Таким образом, повышение начального давления пара связано с трудностями создания реактора, надежно работающего под большим давлением. Обычно в судовых конструкциях начальные параметры пара давление 3—4 МПа, температура 240 310 °С, что наряду с отсутствием регенеративных отборов пара приводит к пониженным значениям термического КПД. [c.156]

Для повышения стойкости циркония в воде при высоких температурах давлениях (что имеет важное значение для прнмеиения циркония в атомных. реакторах с водяным охлаждением) вводят в сплав с цирконием небольшие. добавки различных элементов, заметно не увеличивающих захват цирконием (Тепловых нептронов. В качестве прнь -ра такого рода сплава на циркониевой основе можно привести сплав циркалой [101. Одна из марок этого сплава цирка-.лой-2 содержит 1,5% Sn. 0,2% Ni + Fe, иногда небольшое количество хрома. [c.490]

Широкое распространение в исследовательской практике получили и так называемые универсальные реакторы, предназначаемые для проведения различных физических, радиационно-химических, биологических и технических исследований. В их ряду преимущественное применение в научно-исследовательских центрах Советского Союза нашли водо-водяные реакторы типов ИРТ и ВВР. [c.169]

Исследовательский реактор ИРТ (рис. 46) тепловой мощностью 2000 кет с максимальным потоком медленных(тепловых) нейтронов 2,3 0 нейтр1см сек относится к группе простых, надежно действующих и недорогих бассейновых водо-водяных реакторов, работающих на обогащенном уране-235. Активная зона его содержит около 4 кг ядерного горючего, выполнена из графитовых блоков со стержневыми трубчатыми тепловыделяющими элементами, имеет графитовый отражатель и расположена на дне открытого алюминиевого бассейна глубиной 7,8 м, окруженного защитным бетонным с.лоем и заполненного водой, выполняющей двоякую функцию — замедлителя нейтронов и теплоносителя, отводящего тепло из реактора в теплообменник. Первый реактор этого типа сооружен в 1957 г. в Институте атомной энергии в Москве. Двумя годам и позднее такой же реактор введен в эксплуатацию в Институте физики Академии наук Грузинской ССР в Тбилиси в да.льнейшем они были построены во многих других исследовательских центрах СССР (в Риге, Минске, Киеве и др.) и за пределами нашей страны. [c.169]

В некоторых исследовательских учреждениях Ленинграда, Киева, Обнинска и других, а также за рубежом введены в действие универсальные водо-водяные реакторы ВВР и их модификации тепловой мощностью до 10 000 кет с потоком медленных нейтронов до 10 нeг inp/ зi -сек. Активная зона такого реактора окружена бериллиевым отражателем и помещается в алюминиевом баке с чугунным защитным ограждением под водяным слоем толщиной 3,5 м. [c.169]

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]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...