Тепловая мощность реактора АЭС

Анализ показывает, что изменения некоторых параметров теплообменных аппаратов влияют также и на характеристики другого оборудования, а также на эксплуатационные показатели АЭС. Так, например, изменение минимального температурного напора в регенераторе при одной и той же тепловой мощности реактора приводит к изменению электрической мощности станции. Такой параметр, как кратность охлаждения в конденсаторе, сильно влияет на стоимость системы водоснабжения АЭС и т. д. Следовательно, если технико-экономической оптимизации подвергаются параметры теплообменных аппаратов, влияющие на характеристики другого оборудования АЭС, то в качестве критериев оптимизации необходимо выбирать комплексные критерии качества. Особенно это относится к конденсатору, на охлаждение которого требуется свыше 90% всего расхода охлаждающей воды в системе водоснабжения АЭС [5.3]. [c.173]

Рассмотрим последовательность расчета тепловой схемы с использованием указанного метода применительно к выбранным типам АЭС. Предварительно заметим, что при постоянной тепловой мощности реактора расчет тепловой схемы удобно вести последовательно, начиная с первого отсека турбины и верхнего по давлению регенеративного подогревателя. [c.81]

Так как тепловая мощность реактора, его параметры и технико-экономические показатели во всех рассматриваемых вариантах АЭС, как указывалось выше, приняты неизменными (меняется мощность электрического генератора), все затраты на реактор и ядерное горючее исключены из рассмотрения. В этом случае за критерий эффективности при оптимизации принимаем величину изменяющейся части расчетных затрат АЗ, которая является сложной нелинейной функцией многих переменных. [c.102]

При расчете ТЭП АЭС вычисляются общие эксплуатационные показатели АЭС и энергоблоков (КПД отдельных агрегатов и блока брутто и нетто), проводится анализ тепловой экономичности энергоблока при изменении внешних условий, а также определяются показатели ЯППУ энергоблока (средняя тепловая мощность реактора, параметры теплоносителя на входе и выходе из реактора и т. д.). [c.287]

Из уравнения (4.2) следует, что потребность АЭС в ядерном топливе при заданных проектной тепловой мощности реактора и времени ее использования или при заданной выработке электроэнергии определяется главным образом величиной В или (что равнозначно) величиной а. [c.99]

Предельно допустимое количество дефектов твэлов, допускаемое проектами АЭС с ВВЭР, составляет 1 % с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % с прямым контактом теплоносителя и диоксида урана. Суммарная удельная радиоактивность продуктов деления в теплоносителе ГЦК, соответствующая такой неплотности твэлов, составляет (1,8—3,7)10 Бк/л на момент отбора пробы при 100 %-ной тепловой мощности реактора. [c.155]

Если обозначить тепловую мощность реактора Q , то максимальная теоретическая мощность АЭС, кВт, [c.117]

Вариантные сравнения установки с гидрофобным теплоносителем производительностью 100 000 м /сут при температуре греющего пара 100°С с подачей его от АЭС, имеющей реактор на быстрых или на тепловых нейтронах, показали, что удельные затраты на собственные нужды с увеличением числа ступеней возрастают, умень-щается лишь расход теплоты на 1 мз дистиллята. Доля капиталовложений на оборудование составляет 60—70% общей величины. Эксплуатационная составляющая себестоимости дистиллята уменьшается с увеличением тепловой мощности реактора и числа ступеней. На стоимость тепловой и электрической энергии приходится 70— 80% полной себестоимости вырабатываемой воды. [c.68]

Изобразить принципиальную схему такой установки ее цикл в координатах s, Т и рассчитать тепловую мош ность реактора, действительную (внутреннюю) мощност турбины мощность, затрачиваемую на компрессоры коли чество теплоты, отводимое в охладителях гелия эффектив ный к. п. д. ГТУ степень регенерации и количество теплоты передаваемое в регенераторе полный электрический к. п. д и электрическую мощность блока АЭС. [c.137]

Учитывая техническую сложность данной реакторной технологии, была принята поэтапная стратегия внедрения реакторов БН, предусматривающая демонстрацию, промышленное освоение и переход к широкому использованию. Так, было принято, что в качестве начального шага первый промышленно-демонстрационный реактор БН 1—1,5 ГВт (эл.) войдет в действие в какой-либо стране через 5 лет после того, как суммарная мощность ее АЭС достигнет 25 ГВт. Существование такого порога мощности объясняется необходимостью иметь определенное количество наработанного тепловыми реакторами плутония для начала эксплуатации реактора БН, [c.96]

Из табл. 3.2 видно также, что в основном используются реакторы на тепловых нейтронах с водным теплоносителем — PWR и BWR, причем первые по суммарной мощности составляют в капиталистических странах более 62%, а вторые — более 25% от общей установленной мощности, т. е. предпочтение отдается PWR в ряде стран вообще вводится только PWR. Суммарно PWR и BWR дают 87% мощности всех АЭС мира. [c.21]

Расчетное обоснование допустимого уровня тепловой мощности ВВЭР выполняется с достаточным консерватизмом. При возможных авариях с остановкой ГЦН не допускается возникновение кризиса теплообмена на твэлах, находящихся в наихудших возможных условиях по значениям локальной мощности и расхода, допусков при изготовлении и т. п. При этом исходные параметры ГЦК (давление, тепловая мощность, температура на входе в реактор) считаются имеющими наиболее неблагоприятные с точки зрения возникновения кризиса отклонения, возможные при работе предусмотренных систем регулирования. Критический тепловой поток определяется по формулам, полученным в результате обработки экспериментов с пучками имитаторов твэлов реакторов типа ВВЭР, сопоставленных с данными аналогичных экспериментов во всем мире. При расчетах учитываются ошибки используемых методик, полученные в процессе их проверки на стендах и действующих АЭС. [c.94]

На рис. 9 приведена двухконтурная схема первого блока Ново-Воронежской АЭС, состоящего из реактора тепловой мощностью 760 Мет, охлаждаемого водой под давлением 100 ата, шести парогенераторов и трех турбин мощностью по 70 Мет. Каждый парогенератор включен в самостоятельный контур охлаждения [c.11]

Парогенераторы Ново-Воронежской АЭС (СССР). Первый блок Ново-Воронежской АЭС имеет электрическую мощность 210 Мет и включает три турбогенератора, по 70 Мет каждый, шесть парогенераторов каждый паропроизводительностью 230 т/час и водоохлаждаемый реактор тепловой мощностью 760 Мет (см. рис. 9). [c.60]

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]

Энрико Ферми . В 1963 г. была сдана в эксплуатацию АЭС Энрико Ферми с реактором-размножителем на быстрых нейтронах максимальной тепловой мощностью 430 МВт. [c.274]

Значительный опыт эксплуатации получен на АЭС Энрико Ферми с реактором-размножителем на быстрых нейтронах тепловой мощностью около 300 МВт, электрической мощностью 60,9 МВт. В активной зоне диаметром и высотой 0,8 м размещена 91 сборка ТВЭЛ, в зоне воспроизводства — 546 сборок. Диаметр зоны воспроизводства 2,03 м, высота 1,78 м. В активной зоне имеются восемь аварийных и два регулирующих стержня. [c.151]

Графито-натриевый реактор SGR тепловой мощностью 243 МВт и электрической мощностью 75 МВт на АЭС Халлам находится в эксплуатации с 1962 г. В этом реакторе замедлителем и отражателем нейтронов служит графит, теплоносителем — натрий. Активная зона диаметром 4,054 м и высотой 3,048 м окружена отражателем толщиной 0,61 м. Наружный диаметр графитовой кладки [c.154]

В другом проекте АЭС с графито-натриевым реактором тепловой мощностью 606 МВт и электрической мощностью 264 МВт (ФРГ) также принято карбидное топливо, обогащенное до 2,75%. Загрузка его равна 16,2 т, глубина выгорания 171 ООО МВт-сут/т. [c.155]

Технико-экономические исследования. Сравнение экономической эффективности вариантов выполнения теплосиловой части АЭС производится по разности расчетных затрат по вариантам. Поскольку рассматриваются варианты АЭС с реактором постоянной тепловой мощности и с постоянными параметрами теплоносителя, расчетные затраты по реакторной части АЭС и затраты в топливный цикл остаются постоянными во всех вариантах и, следовательно, могут быть исключены из рассмотрения. При изменении параметров АЭС происходит изменение электрической мощности, отдаваемой в электроэнергетическую систему разница в мощности покрывается за счет замещаемой станции. Тин и показатели замещаемой станции (стоимость установленного киловатта мощности, удельный расход условного топлива) и удельные затраты на топливо определяются при оптимизации топливно-энергетического баланса района размещения АЭС. [c.88]

Для иллюстрации масштаба возникающих в реакторной технике проблем рассчитаем выход достаточно опасного для здоровья людей изотопа на типичном ядерном реакторе. При. электрической мощности АЭС 750 Мет и к. п. д. 33,3% тепловая мощность реактора равна 2250 Мет. Скорость делений составляет 2250-10 егХЗ,Ы0 делений/(вт сек) или около 7-10 (Зе-лений1сек. Так как суммарный выход равен 3,1%, скорость образования его атомов составит 2,15-10 атомое/сек. Скорость распада Ч, накопившегося в горючем, в равновесном состоянии будет такой же. Следовательно, его равновесная активность рав- [c.122]

Несмотря на тщательность обоснования работоспособности твэлов и контроль за соблюдением нормальных условий теплообмена, не удается обеспечить абсолютную герметичность оболочек твэлов при их эксплуатации. Предельное число дефектов твэлов, допускаемое проектами АЭС с ВВЭР, составляет 1% с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% с прямым контактом теплоносителя и диоксида урана. Суммарная удельная радиоактивность продуктов деления в теплоносителе ГЦК, соответствующая такой неплотности твэлов, составляет 0,05— 0,1 Ки/л на момент отбора пробы при 100%-ной тепловой мощности реактора (при этом удельная активность негазообразных продуктов деления через 2 ч после отбора пробы равна 5-10 —5-10 Ки/л). Все системы и сооружения, обеспечивающие радиационную безопасность АЭС, рассчитаны на возможность длительной работы с указанными предельными значениями активности теплоносителя без нарушения действующих санитарных норм. Реально наблюдаемые на действующих блоках с ВВЭР значения удельной активности теплоносителя на один-два порядка ниже предельных значений. [c.94]

На рис. 31 приведена принципиальная тепловая схема АЭС с реактором на жидкометаллическом топливе, работающей по уран-плутонневому топливному циклу. Тепловая мощность реактора 480 МВт, электрическая мощность 190 МВт. В 600 т топливного раствора содержится 1,2 т плутония, в том числе 322 кг делящихся изотопов (Ри- и Ри- ). К- п. д. нетто электростанции около 40%. [c.73]

Опыт эксплуатации действующих ВГР использован при строительстве двухконтурной АЭС Форт Сент-Врайн электрической мощностью 330 МВт (США), при проектировании АЭС 300 МВт в ФРГ, а также будущих АЭС мощностью 1000 МВт и выше. Для всех проектируемых АЭС с ВГР предусматривается применение корпусов реакторов из предварительно напряженного железобетона с совмещенной компоновкой первого контура (парогенераторы и газодувки внутри корпуса). Такая конструкция повышает безопасность установки и - уменьшает удельные капиталовложения, а также снимает ограничения тепловой мощности реактора. [c.158]

Экономичность турбины К-1000-60/1500 находится на уровне лучших образцов тихоходных турбин АЭС зарубежных фирм, близких по мощности, параметрам пара и тепловой схеме. При номинальной тепловой мощности реактора 3200 МВт электрические мощности брутто и нетго равны соответственно 1133 и 1083 МВт, а КПД энергоблока 35,1 и 33,9%. Показатели основных узлов турбины (проточная часть, конденсаиионная установка, система регенерации) близки к расчетным. Вместе с тем имекттся определенные резервы в повышении экономичности, которая может быть доведена до 9950-9980 кДж/(кВт-ч). [c.104]

Здесь Qp —тепловая мощность реактора, МВт К — средняя удельная энерговыработка (глубина выгорания) обогащенного ядерного топлива, МВт-сут/т. Для различных типов реакторов можно принимать /(=28Х ХЮ (ВВЭР-440) К=40-10 (ВВЭР-1000) /С=100-10 (натриевые реакторы на быстрых нейтронах) > Т уст — число часов использования установленной мощности АЭС (Густ = = 6-ь7 тыс. ч/год). [c.22]

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 снижения удельнь[х капиталовложений современные АЭС строят с суммарной тепловой мощностью реакторов не менее (9--12) кВт, [c.272]

Второй уровень действия — предельное значение нормируемого показателя, при отклонении от которого существенное повреждение оболочек тепловыделяющих сборок, оборудования и трубопроводов КМПЦ (оборудования и трубопроводов контура охлаждения СУЗ) может происходить в течение короткого периода времени, поэтому необходимо незамедлительное устранение нарушения. Второй уровень действия предусматривает снижение тепловой мощности реактора до 50 % ном соответствии с технологическим регламентом эксплуатации АЭС [c.560]

Реаг тор Пич-Боттом [59] является прототипом реакторов НТОК (высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением). Тепловая мощность реактора 115 Мвт, электрическая мощность АЭС 40 Мвт. Замедлитель—графит, теплоноситель — гелий, топливо—смесь высокообогащенного (93 ат. % урана-235) карбида урана (ОСг) с карбидом тория (ТНСз), диспергированная в графитовой матрице. Активная зона диаметром 2,8 м и высотой 2,3 м состоит из плотноупакованных цилиндрических топливных элементов диаметром 9 см, расположенных в узлах треугольной решетки. Схематическое изображение типичного топливного элемента представлено на рис. 10.19. Топливо в форме коаксиального цилиндра окружено слоем уплот- [c.455]

Основные тенденции в усовершенствовании ядерных реакторов АЭС заключаются в увеличении единичных мощностей, знергонапряженности топлива, повышении к. п. д. и коэффициента воспроизводства. Наиболее полно этому удовлетворяют новые типы ядерных реакторов с гелиевым охладителем— высокотемпературный реактор на тепловых нейтронах (ВГР) ч реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БГР) [1]. [c.3]

Пример 1. Рассчитать толщину защиты из бетона rfi для детектора Pi (точка С на рис. 11.2) в помещении постоянного обслуживания П1 (монтажный зал), если заданная проектная мощность дозы Р=1,4 мр1ч. Источник представляет собой химический реактор И1, в котором растворена 1 т отработанного горючего (тв.злы АЭС) с удельной тепловой мощностью =35 Мвт/т после кампании Т=720 дней и выдержки /=360 дней. Плотность водного раствора продуктов деления р=1,15 zj xP. Полная высота цилиндрического источника Ло = 3,2 м, высота раствора в нем й=2,б м. объем раствора о=13,8 м , радиус / =1,3 м, толщина стальных стенок реактора 2 см, расстояние от поверхности раствора до детектора (2=2,6 м. Поверхностная (сорбированная) активность численно равна объемной активности Q . [c.330]

Эксплуатация реакторов-размножителей на быстрых нейтронах сопряжена со значительными трудностями, связанными главным образом с исключительно высокой плотностью энерговыделения и с трудностью регулирования, возникающей в связи с тем, что регулирующие стержни слабо поглощают быстрые нейтроны. Высказывались мнения, что строительство промышленных энергетических установок на быстрых нейтронах вообще нереально. Сейчас, однако, доказано, что энергетика на быстрых нейтронах столь же реальна, как и на медленных. В США с 1962 г. эксплуатировался энергетический реактор на быстрых нейтронах Энрико Ферми с электрической мощностью 60 МВт. В te P первый экспериментальный реактор БР-2 на быстрых нейтронах был создан в 1956 г. в Обнинске. На Шевченковской АЭС с 1972 г. работает энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350. Его тепловая мощность 650 МВт, электрическая — до 120 МВт. Он используется для получения пресной воды из Каспийского моря и вырабатывает до 80000 тонн пресной воды в сутки. В Мелекесе работает реактор на быстрых нейтронах БОР-60 мощностью 60 МВт. На Белоярской АЭС сооружается реактор БН-бОО с электрической мощностью 600 МВт. Ведутся разработки быстрого реактора БН-1690, который в будущем должен стать основой серийных блоков АЭС. За рубежом работают два энергетических реактора на быстрых нейтронах, один в Англии, а другой — во Франции. [c.588]

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]

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором воднографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт. [c.196]

Накопленный на первой экспериментальной АЭС опыт позволил создать несколько иной тип промышленного реактора и обеспечить строительство и ввод в эксплуатацию двух первых мощных канальных реакторов на Белоярской атомной электростанции имени И. В. Курчатова. Первый блок этой АЭС имеет мощность 100 МВт. На этом блоке в отличие от реактора первой АЭС перегретый пар при давлении 100 ата и температуре 500° С получается непосредственно в активной зоне реактора. Для этой цели непосредственно в реакторе устанавливаются специальные пароперегре-вательные каналы второго контура , в которых происходит перегрев пара. Получение непосредственно в реакторе пара з казанных параметров позволило использовать серийно выпускаемую паровую турбину, В результате КПД тепловой части Белоярской АЭС стал таким же, как на тепловых электростанциях с органическим топливом, работающих на тех же параметрах пара. [c.166]

Разумеется, с технической точки зрения можно было бы добиться значительно более быстрых темпов прироста мощностей на АЭС с реакторами БН. Однако авторы полагают, что с учетом сложности технических, экономических и социально-политических проблем развития бридерной технологии их прогноз является более реалистичным. Представляется маловероятным, чтобы созданная инфраструктура ядериой энергетики, основанная на тепловых реакторах, была быстро заброшена, даже при условии ввода в действие АЭС с реакторами БН. [c.97]

На АЭС Колдер-Холл и других станциях двухцелевого назначения, в которых стремятся получить возможно большую тепловую мощность, так как количество вырабатываемого плутония пропорционально тепловой мощности, применяется цикл двух давлений пара, несмотря на значительное усложнение оборудования по сравнению с циклом одного давления. Для повышения тепловой мощности необходимо увеличивать температуру теплоносителя на выходе из реактора и снижать температуру на входе в него. Однако достижение максимальной температуры на выходе из реактора ограничивается свойствами тепловыделяющих элементов реактора и возможностью химического взаимодействия теплоносителя с веществом замедлителя. Поэтому для принятого [c.70]

В 1959 г. в Даунри была сдана в эксплуатацию первая АЭС с реактором на быстрых нейтронах (DFR) тепловой мощностью 60 Мет Из соображений безопасности была применена трехконтурная схема. В качестве теплоносителей первого и промежуточного контуров для начального периода работы был принят сплав натрий—калий, а для дальнейшей эксплуатации — натрий. Теплоносителем второго контура являлась вода и водяной пар. [c.106]

США) [114]. В 1962 г. была введена в эксплуатацию Хэллэм-ская АЭС тепловой мощности 256 Мет с графито-натриевым реактором на тепловых нейтронах. На станции установлено шесть теплообменных аппаратов и три парогенератора, основные данные которых приведены в табл. [c.117]

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]

Увеличение тепловой мощности ТА и ужесточение требований по надежности приводят к созданию ТА, теплопередающая поверхность которых размещается в нескольких корпусах. Если речь идет о ПГ, то, во-первых, целесообразно иметь кратное число отдельных частей ПГ в соответствии с их функциональным назначением (экономайзер-испаритель, перегреватель), во-вторых, желательно выполнять соединение по теплоносителю и рабочему телу таким образом, чтобы образовывались индивидуальные секции — ПГ, генерирующие пар номинальных параметров. Это повышает маневренные характеристики АЭС, в частности отключение одного из ПГ минимально влияет на работу остальных ПГ. Достаточно важным является уменьшение тепловой и гидравлической развер-ки как между ТА, так и в пределах отдельного аппарата. Для этого необходимо стремиться не только к симметричному относитель но реактора расположению теплоотводящих петель, но и к симметричному размещению параллельно включенных ТА и секций относительно подводящих и отводящих линий и коллекторов. [c.42]

В настоящее время работают три прототипа будущих ВГР большой мощности — Драгой (Англия) тепловой мощностью 20 МВт, реактор электрической мощностью 45 МВт на АЭС Пич-Боттом (США) и AVR электрической мощностью 15 МВт (ФРГ). На первых двух реакторах тепловыделяющие элементы стержневого типа, в реакторе AVR — шаровые, движущиеся в активной зоне. Выгоревшие шары выводятся из цикла, а неполностью выгоревшие возвращаются в цикл с добавлением свежих. Преимущества шаровой загрузки — возможность непрерывной перегрузки при работе [c.156]

Оптимизация параметров АЭС в случае деления общей модели на подмодели производится итерационно для заданных мощности реактора и района размещения станции при принятом ориентировочно расходе пара в конденсатор определяются оптимальные параметры конденсационного устройства и системы охлаждения воды. Затем по принятым начальным параметрам пара и параметрам питательной воды оптимизируются вид тепловой схемы турбоустаповки и параметры входящего в нее оборудования, а также выявляется зависимость оптимальных решений по тепловой схеме от параметров и расхода теплоносителя. В данной работе рассматривается блок АЭС с заданными типом и параметрами реактора, по- [c.79]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...