Остаточное тепловыделение в активной зоне

Рис. 4.3. Динамика снижения мощности остаточного тепловыделения в активной зоне реактора ВВЭР-440 после срабатывания быстродействующей (1,7 с) аварийной защиты во время работы на номинальной мощности

После гашения цепной реакции деления тепловыделение в активной зоне продолжается за счет радиоактивного распада продуктов деления (остаточное тепловыделение). Поэтому необходимо охлаждать активную зону во все периоды эксплуатации реактора, в том числе и при возможных отказах систем циркуляции теплоносителя. Эта особенность АЭС учитывается введением дублирования систем питания ответственных агрегатов, их резервированием. [c.349]

Изменение параметров в защитной оболочке в аварийных условиях находится в прямой зависимости от объема оболочки, количества высвободившейся энергии и способа ее поглощения. К источникам энергии, определяющим максимум давления в оболочке, относятся 1) энергия, аккумулированная в теплоносителе 2) теплота, аккумулированная в конструкционных материалах активной зоны и всего реакторного контура 3) остаточное тепловыделение в реакторе 4) теплота экзотермических реакций конструкционных материалов с теплоносителем. [c.116]

Реактор Количество ТВС в активной зоне Размеры ТВС (размер шестигранника. под ключ"/ высота), мм Активность, 10 г-экв Ra, иа одну ТВС Остаточное тепловыделение после выдержки, кВт, на одну ТВС [c.342]

Следовательно, реактор мощностью 1000 МВт, находившийся в эксплуатации 30 сут, в течение 100 сут после останова будет иметь мощность остаточного тепловыделения активной зоны 5,8 МВт. Очевидно, что после останова реактора необходимо обеспечить его охлаждение. чтобы предохранить топливо от перегрева. [c.170]

Повышение безопасности АЭС осуществляется в результате преимущественного использования пассивных систем безопасности для аварийного охлаждения активной зоны и отвода остаточного тепловыделения от реактора. Эксплуатационные пределы повреждения топлива в 10 раз меньше, чем на действующих АЭС с реакторами ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. Проект ВВЭР-640 отвечает современным стандартам безопасности. [c.159]

К числу особенностей прямоточных парогенераторов надо отнести их малое водосодержание, требующее особого внимания к обеспечению бесперебойной подачи питательной воды. Важно отметить, что это водосодержание в основном сосредоточено в небольшой нижней части парогенератора. Расчеты показывают, что в случае останова питательных насосов,, как это было па АЭС Three Mile Island, осушка поверхности нагрева протекает очень быстро. Хотя в нижней части парогенератора еще будет оставаться вода, но поверхность нагрева, работающая в режиме испарения, настолько сокращается, что даже при немедленном останове реактора остаточное тепловыделение в активной зоне (в основном за счет тепла,, аккумулированного в ТВЭЛ) окажется больше, чем тепловоспринимающая [c.28]

Накопление радиоактивных продуктов деления в твэлах, чрезвычайно высокая их радиоактивность и связанное с этим весьма долговременное остаточное тепловыделение в активной зоне реактора после его остановки (рис. 4.3) вместе с высокой наведенной радиоактивностью материалов и теплоносителя — все это предъявляет особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС, ее основного оборудования, а также систем контроля, управления и защиты, систем гарантированного обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Эти требования не имеют аналогии в теплоэнергетике, работающей на органическом топливе. Их удовлетворение в основном и вызывает увеличение в 1,5—2,5 раза удельных капитальных вложений в АЭС по сравнению с удельными капитальными вложениями в ТЭС. Такое увеличение связано с усложнением инженерных решений, с оснащением АЭС специальными дорогостоящими устройствами, оборудованием, приборами и специальными материалами, не имеющими применения в обычной энергетике. К специфическим устройствам и совружениям АЭС относятся система аварийного охлаждения и защиты реактора (САОЗ), защита от ионизирующего излучения, бассейны для охлаждения и выдержки отработавшего топлива, выгруженного из реактора, специальные машины для дистанционной загрузки и перегрузки топлива, система специальной вентиляции и фильтрации радиоактивных газов, специальная очистка теплоносителя первого контура от радиоактивных продуктов деления, устройства для дезактивации обору- [c.94]

Осколки деления ядра 96 Остаточное тепловыделение в активной зоне 87, 94 С вал обедненного урана 244 Отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) 90, 120, 337, 340—343 Отходы радиоактивные 337, 368 ОЭСР 14 [c.475]

Химическая инертность гелия и возможность высокой степени его очистки от примесей в контуре опытных реакторов ВГР позволяют использовать в качестве оболочек твэлов не только нержавеющие стали, но и ванадий, пироуглерод, карбид кремния и другие керамические материалы [21]. По-видимому, одно из основных преимуществ применения гелия — это возможность использовать в качестве топлива карбиды урана и плутония, что сулит существенное увеличение коэффициента воспроизводства по сравнению с окисным топливом. Нулевая активация гелия, отсутствие существенного замедления им быстрых нейтронов при прохождении через активную зону реактора БГР, а также успешное решение задачи удержания продуктов деления в микротвэлах с керамическими защитными слоями при больших значениях глубины выгорания и возможность непосредственного охлаждения микротвэлов газовым теплоносителем — все эти положительные факторы позволяют реактору БГР конкурировать с реактором-размножителем БН. Основной недостаток гелиевого теплоносителя по сравнению с натриевым — трудности отвода тепла остаточного тепловыделения в аварийных ситуациях при потере герметичности основным [c.31]

В начальный период аварии система заливает в активную зону реактора холодную воду, насыщенную бором. В послеаварийный период система отводит остаточные Тепловыделения. [c.285]

Остаточное тепловыделение активной зоны реактора после останова реактора, последовавшего за его эксплуатацией в течение многих дней с высоким уровнем мощности, не зависит от теплоносителя. Определяющим здесь является то, что продукты деления прадолжа-ют распадаться и при этом распаде топливные элементы выделяют энергию. Исследования показали, что энергия деления в секунду за время распада i выражается в среднем для большинства изотопов в следующем виде, МэВ/с [c.170]

Режим расхолаживания. При режиме расхолаживания после останова блока происходит отвод остаточных тепловыделений и аккумулированной в оборудовании блока теплоты. Прекращение отвода остаточных тепловыделений даже в остановленном (подкритическом) реакторе может привести к расплавлению активной зоны и другим нежелательным последствиям. Режимы расхолаживания подразделяются на нормальные (когда все необходимые агретаты исправны) и аварийные, когда расхолаживание по нормальной схеме невозможно из-за отказов отдельных агрегатов или систем. В последнем случае возникает необходимость автоматического включения специальных систем аварийного охлаждения активной зоны. [c.141]

Особо следует подчеркнуть высокие требования к надежностн инженерного обеспечения ядерной и радиационной безопасности при эксплуатации АЭС на случай как гипотетической аварии, вызванной внезапным разрывом трубопровода первого контура, так и аварий с потерей электропитания приводов насосов и пр. Внезапное прекращение циркуляции теплоносителя и отвода тепла из активной зоны реактора при весьма значительном остаточном тепловыделении, особенно в первые 7—15 с (рис. 4.3), грозит недопустимым повышением температуры твэлов, нарушением герметичности их оболочек, выходом радиоактивных продуктов деления в контур циркуляции теплоносителя. Дальнейшее отсутствие отвода тепла может привести к вскипанию теплоносителя с выбросом радиоактивных веществ в помещении АЭС и, возможно, в окружающую среду. Меры по отводу остаточного тепловыделения из реактора должны быть достаточными, чтобы исключить расплавление топлива и предотвратить возможные тяжелые последствия (АЭС в этом случае надолго выводится из строя). [c.95]

Отработавшие ТВС перемещают во внутрикор-пусное хранилище для выдержки и снижения остаточного тепловыделения до приемлемого уровня для проведения последующих операций. Хранилище размещается в кольцевом пространстве за защитой вокруг экрана на уровне активной зоны. Из внутри-корпусного хранилища ТВС удаляют с помощью стационарного механизма через проем в верхней части корпуса (элеватор). ТВС помещают в пенал [c.167]

В ЮАР при научно-технической поддержке ряда стран, включая и Россию, разрабатывается концептуальный проект PBMR (с реактором модульного типа с щаровыми твэлами и гелиевой турбиной). Центральная часть активной зоны реактора заполнена графитовыми щарами без топлива, а в кольцевой части размещаются твэлы. Это позволяет отвести остаточное тепловыделение при тяжелой аварии пассивными способами и обеспечить радиационную безопасность энергоблока. [c.179]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...