Бассейн выдержки

Для выдержки и временного хранения отработавшего топлива предусматриваются специальные бассейны выдержки с биологической защитой и циркуляцией охлаждающей среды. Должен осуществляться строгий учет количества, движения и места нахождения делящихся материалов, включая свежее и отработавшее топливо. [c.44]

Перегрузка топлива производится ежегодно, сменой /з первоначальной загрузки топлива, для чего необходимо снять крышку остановленного реактора. Поэтому над реактором должен быть предусмотрен мостовой кран, а в реакторном зале — место для установки крышки реактора и небольшой бассейн выдержки для приема выгружаемых кассет (поз. 10 на рис. 6.2), имеющий специальную систему для отвода остаточного тепловыделения. [c.57]

В главном корпусе атомной электростанции расположено ее основное оборудование ядерные реакторы, парогенераторы с циркуляционными петлями, турбогенераторы, вентиляционная установка и водоочистка специального назначения, вспомогательное оборудование, бассейны выдержки отработавшего топлива и др. Компоновка главного корпуса отражает также особенности АЭС, связанные с повышенными требованиями радиационной защиты и надежности. [c.224]

Восполнение потерь и утечек пароводяного тракта электростанции и тепловых сетей. . 0,04—0,1 > Потребление воды бассейнами выдержки и перегрузки топлива, спринклерными устройст-ствами реакторной установки АЭС. 0,8—1 Потребление воды теплообменниками контура расхолаживания, охлаждение продувки парогенераторов АЭС.......0,3—0,4 [c.231]

В настоящее время радиохимическая переработка отработавшего на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах топлива проводится лишь в нескольких капиталистических странах и не в полном объеме. Поэтому отработавшее топливо продолжает накапливаться в бассейнах выдержки на АЭС или в долговременных складах-хранилищах во все возрастающих количествах. За исключением Франции и Великобритании, радиохимическая переработка отработавшего топлива осуществляется в Японии, ФРГ, Бельгии, Индии и других странах на предприятиях небольшой мощности. В США радиохимические заводы, предназначенные для переработки отработавшего ядерного топлива, законсервированы. Промышленная технология радиохимической переработки отработавшего топлива в большинстве развитых стран проходит еще стадию экспериментального изучения, технического совершенствования и накопления опыта. [c.118]

При неготовности или отсутствии необходимых мощностей радиохимических заводов считается возможным обеспечить длительное хранение (10—40 лет) отработавшего топлива в бассейнах выдержки на АЭС, в специальных хранилищах, в сухих контейнерах. [c.127]

Выгружаемое из реактора отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) помещается в водные бассейны выдержки и охлаждения, обычно размещенные в реакторном зале. Оно имеет высокую активность. В нем идет распад радиоактивных веществ и особенно интенсивный распад короткоживущих изотопов различных элементов, сопровождающийся выделением большого количества теплоты. [c.341]

Кроме того, потенциальными источниками радиоактивных продуктов в воздухе помещений контролируемой зоны являются газы и аэрозоли, образующиеся при ремонтных работах водяные пары, выходящие в центральный зал при вскрытии реактора водяные пары из бассейна выдержки в периоды перегрузки топлива. [c.184]

Охлаждение бассейна выдержки отработавшего топлива......................................... 1,0—1,2 [c.519]

Для АЭС с целью исключить возможность попадания радиоактивных примесей в водоисточник создают промежуточные контуры водопотребления для систем охлаждения реакторов, бассейнов выдержки топлива и вентиляционных систем (рис. 6.30, 6). [c.520]

Перегрузку топлива осуществляют в следующем порядке отработавшую топливную сборку извлекают из реактора под защитным слоем воды, транспортируют через перегрузочный канал в бассейн выдержки, где устанавливают в ячейку стеллажа. Свежие топливные сборки из чехла, установленного в приемном отсеке бассейна выдержки, таким же путем устанавливают в реактор. [c.536]

На рис. 6.37 представлена перегрузочная машина для реактора ВВЭР-440. Она состоит из напольного моста, перемещающегося по рельсовым путям, смонтированным над бассейном выдержки и реактором, и тележки с рабочей штангой, движущейся в направлении, перпендикулярном движению моста. [c.536]

Извлеченные из реактора отработавшие топливные сборки хранят в бассейне выдержки АЭС под защитным слоем воды. Для отвода остаточных тепловыделений от отработавших сборок, установленных в бассейне выдержки, делают автономный контур расхолаживания. [c.536]

В бассейне выдержки предусматривают резервную зону, позволяющую поместить в аварийном случае всю топливную загрузку реактора. После выдержки отработавшие топливные сборки в транспортном контейнере вывозят с территории АЭС. [c.536]

Очистка турбинного конденсата, воды реакторов и парогенераторов от продуктов коррозии конструкционных материалов. Осветление воды бассейнов выдержки [c.577]

Очистка вод бассейнов выдержки [c.589]

Бассейн выдержки 536 Биологическая защита 137 Блочная обессоливающая установка 584 Блочный щит управления 492 БРЕСТ-300 169 [c.640]

Для очистки радиоактивных промывочных вод, вод бассейнов выдержки и прочих активных сбросных вод применяют одноступенчатые испарительные установки. Для очистки продувочных вод первого контура используют обычно многоступенчатые испарительные установки. [c.241]

Стоимость ТВС, выгружаемых из реактора в бассейн выдержки, полностью переносится на отпущенную энергию. [c.441]

I — бассейн выдержки ТВЭЛов 2 — регулирующий стержень 3 — автоклав [c.25]

Протечки из первого контура, воды из бассейна выдержки при аварийном повреждении твэлов первые порции обмывочных вод при дезактивации оборудования [c.599]

В разделе предлагается модель мобильной системы, предназначенной для плоского перемещения при помощи мостового крана цилиндрического контейнера с грузом в бассейне, заполненным вязкой жидкостью. Именно система такого типа применяется для перемещения чехлов с отработанными тепловыделяющими сборками в бассейне выдержки БВ-3 Белоярской атомной станции с энергоблоком БН-600. В ее состав входит (см. рис. 1.1) мостовой кран, вертикально ори- [c.84]

На атомных электростанциях испарительные установки могут применяться для очистки продувочной воды первого контура, радиоактивных вод бассейнов выдержки тепловыделяющих элементов, сбросных вод (из баков биологической защиты реакторов, после обмыва оборудования, полов и стен помещений первого контура и спецпрачечной) и вод санпропускника. Во всех этих случаях в испарительных установках вода освобождается главным образом от растворенных в ней радиоактивных твердых веществ. [c.368]

Испарительные установки для очистки радиоактивных промывочных вод, вод бассейнов выдержки, спецпрачечных, санпропускников и прочих активных сбросных вод являются обычно одноступенчатыми установками, обогреваемыми паром низкого давления. Конденсат вторичного пара этих установок собирается в баках чистого конденсата и затем используется для нужд станции продувочная вода направляется в специальную испарительную установку (доупариватель), Продувочная вода доупаривателя дренируется в могильники, а конденсат вторичного пара идет на вторичную выпарку. [c.368]

Отработавшее в реакторе ядерное топливо перегружается в бассейн выдержки, размещенный в реакторном зале, и находится в нем в течение нескольких лет. Такая длительная выдержка позволяет существенно снизить начальную радиоактивность и остаточное тепловыделение ТВС, отбраковать негерметичные сборки и твэлы, чтобы облегчить задачу транспортирования отработавшего топлива с территории АЭС (табл. 5.1). Из бассейнов выдержки отработавшее топливо перегружается в транспортные контейнеры, установленные на специальных железнодорожных платформах или на других трансаортных средствах. Этой операцией завершается на АЭС самая продолжительная — центральная стадия ЯТЦ. Некоторые АЭС располагают долговременным буферным хранилищем отработавшего топлива или могут содержать отработавшие ТВС в специальных контейнерах, приспособленных для сухого долговременного хранения. [c.117]

В реакторах ВВЭР, в которых ежегодно перегружается 1/3 ТВС активной зоны, общее календарное время пребывания топлива в реакторе составляет не менее 3 лет. Время получения и комплектования на складе АЭС свежего топлива, предназначенного для загрузки в активную зону, может сооставить 0,2—0,5 года, а для первой загрузки — более 1 года. Время на перегрузку остановленного реактора 20—35 сут время нахождения в бассейне выдержки на АЭС от 3 до 5 лет. Всего Гдас равно 6,5— 9,0 лет. [c.123]

Общая радиоактивность ежегодно выгружаемого из энергетических реакторов отработавшего топлива (глубина выгорания 25 000—30 0.00 МВт-сут/т) составляет десятки миллионов кюри. Например, суммарная радиоактивность (только по р-излучению) 116 ТВС ежегодной выгрузки (14 т Um t) из активной зоны реактора ВВЭР-440 при глубине выгорания 28000 МВт-сут/т спустя год пребывания в бассейне выдержки составляет 30ХЮ Ки (1,1 10 расп./с). [c.338]

Для отработавшего топлива реакторов ка тепловых нейтронах LWR (США), ВВЭР и РБМК (СССР) установлено оптимальное время выдержки в бассейнах с водой на АЭС 3—5 лет. Для реак торов-размножителей на быстрых нейтронах нормативное время пребывания ТВС в бассейнах выдержки на АЭС пока не установлено. Для получения малого времени удвоения топлива это время должно быть минимальным (не более 1 года). [c.356]

На АЭС стоимость загруженного в реактор топлива точн( известна по оплаченным счетам и спецификациям ТВС завода поставщика. Расчеты затрат АЭС на топливо и расчеты топлив ной составляющей себестоимости энергии на АЭС в значитель ной мере определяются четкой системой учета движения топли ва (склад свежих ТВС, реактор, бассейн выдержки), правильно оценкой фактической энерговыработки каждой конкретной ТВ( и остающегося ресурса на выгорание до выгрузки ТВС из реак тора. [c.450]

Большую роль при этом играет контроль средней глубинь выгорания каждой выгруженной из реактора сборки непосред ственно в бассейне выдержки реакторного зала. АЭС. Сущест вуют методики и аппаратура для такого контроля. [c.450]

Стоимость ТВС, досрочно выгруженных в бассейн выдержки и непригодных по какой-либо причине к дальнейшему использованию, независимо от их фактической энерговыработки (выгорания) полностью переносится на отпущенную энергию за отчетный период. [c.451]

Отработавщие тепловыделяющие сборки временно хранят в бассейне выдержки энергоблока, затем в хранилище отработавшего ядерного топлива (ХОЯТ). В дальнейшем сборки должны быть вывезены с территории АЭС на радиохимический комбинат для регенерации, в ходе которой ТВС вначале разделывают (концевые элементы ТВС отделяют от твэлов), затем пучки твэлов расчленяют на короткие отрезки, после чего отрезки растворяют в азотной кислоте. Полученный раствор топлива центрифугируют (или фильтруют) для отделения от него нерастворившихся продуктов деления и продуктов коррозии. После этого из раствора выделяют уран и плутоний в виде уранил-нитрата и нит- [c.182]

I — реактор 2 — перегрузочная машина 3 — стеллажи для отработавших топливных сборок (ТВС) 4 — гнездо приемного отсека бассейна выдержки 5 — железнодорожная ш1атформа с контейнером 6 — транспортный контейнер 7 — мостовой кран реакторного зала 8 — бассейн вьщержки / — перегрузка отработавших ТВС из реактора в бассейн выдержки Я — перегрузка выдержанных ТВС в транспортный контейнер /// — перегрузка транспортного контейнера на железнодорожный транспорт [c.535]

На АЭС испарительные установки могут применяться не только для подготовки добавочной воды, но и в системе спецводоочистки для очистки продувочной воды первого контура, радиоактивных вод бассейнов выдержки твэлов, сбросных вод, а также вод санпропускника. Во всех этих случаях в испарительных установках вода освобождается от растворенных в ней радиоактивных твердых веществ. На одноконтурных АЭС испарители используются для генерации пара, который применяется для уплотнения турбины и как рабочее тело эжекторных установок. [c.241]

О прикладных аспектах теории. Результаты по оптимальному перемещению цилиндра были получены в ходе работ, предусмотренных техническим заданием Белоярской АЭС, цель которых состояла в выработке и обосновании предложений по оптимизации рабочих режимов мостового крана, предназначенного для перемещения цилиндрических чехлов с отработанными тепловыделяющими сборками в бассейне выдержки Б В-3. Если говорить об иных направлениях приложений, то можно отметить, что современные подводные аппараты имеют, как правило, форму, близкую или к цилиндрической, или к шарообразной (например, зарубежные аппараты AUSS , Theseus , Autosub-1 , российские аппараты Л-1 , Л-2 , российско-китайский аппарат R-01 и др., описанные в книге М. Д. Агеева [2]. С этой точки зрения допустимо считать, что в данной книге исследованы задачи об оптимальном переводе аппаратов такого типа из одного режима зависания в другой заданный при условии, что время маневра фиксировано. Сказанное позволяет авторам надеяться, что совокупность решенных задач будет востребована прикладной теорией нерегулярных задач динамической оптимизации и полезна для научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ по созданию перспективных образцов новой техники. [c.7]

Цель договора состояла в выработке и обосновании предложений по оптимизации рабочих режимов мостового крана, предназначенного для перемегцения цилиндрических чехлов с отработанными тепло-выделяюгцими сборками в бассейне выдержки БВ-3 (см. рис. 11.1) атомной станции с энергоблоком БН 600. [c.127]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...