Первая загрузка реактора

Активная зона для первой загрузки реактора поставляется на АЭС комплектно в соответствии со спецификацией и техническими условиями на поставку. В ее состав могут входить ТВС в виде кассет или иного типа сборок с комплектом поглощающих элементов (пэлов) различного назначения, а также с датчиками для измерения нейтронного потока и температуры, индикаторами системы контроля герметичности твэлов и т. п. [c.297]

Первая загрузка реактора содержит топливо (диоксид урана) различного обогащения. Топливо с обогащением 4,4 % загружается в периферийную часть активной зоны, а с обогащением 2,5 % — в центральную часть зоны. При частичных перегрузках выгоревшее топливо выгружается из центральной части, свежее топливо загружается в периферийную зону. Такой режим перегрузки топлива принят для всех реакторов ВВЭР. [c.151]

Эта специфическая особенность дала основание в некоторых капиталистических странах относить первую топливную загрузку реакторов к капиталовложениям в АЭС, т. е. к основным средствам. В СССР первую топливную загрузку принято относить к оборотным средствам. [c.86]

Выход на равновесный режим путем непрерывной перегрузки топлива, имевшего начальное обогащение х , связан с некоторым недожогом топлива против расчетной глубины выгорания. Если среднее значение проектной глубины выгорания равно S, то выгорание составит примерно 5/2, т. е. топливо первой загрузки будет иметь среднюю глубину выгорания, равную половине проектной. Следовательно, стоимость вырабатываемой электроэнергии, получаемой от первой загрузки, будет выше проектной. Это обстоятельство побуждает выделять начальный период работы АЭС с таким типом реактора, как переходный. В течение этого периода топливо будет использоваться в особом режиме и, следовательно, экономические показатели АЭС также будут отличны от показателей для установившегося режима. В зависимости от типа реактора переходный период может продолжаться в течение всей первой кампании топлива и более. [c.110]

Можно считать, что для обеспечения годовой эксплуатации (ф = 0,7) легководных реакторов единичной-электрической мощностью 1000 МВт потребуется в среднем 112—120 тыс. ЕРР. Разовые затраты на первую загрузку новых АЭС при вводе их в эксплуатацию составляют 220—230 тыс. ЕРР. [c.224]

Первая загрузка должна быть поставлена на АЭС до ввода ее в эксплуатацию и оплачена за счет специально выделяемых для этих целей оборотных средств. Аналогично осуществляется финансирование заказа топлива на первую перегрузку зоны для корпусных реакторов, имеющих периодический режим перегрузок, и оплата некоторой части топлива для канальных реакторов с непрерывным режимом перегрузки, [c.297]

В США и других западных странах стоимость первой топливной загрузки реактора включается в смету капиталовложений. Доводы такие. Стоимость первой загрузки в реактор весьма большая. Время от выдачи заявки на топливо и транспортирования его на станцию до завершения календарной кампании топливной загрузки в реакторе АЭС достаточно велико (несколько лет). Поэтому в условиях капиталистической системы хозяйства затраты на первую загрузку рассматриваются как относительно долгосрочный кредит, подобный кредиту на специальное оборудование. За этот кредит должны уплачиваться соответствующие проценты. [c.396]

Переходный период эксплуатации, аналогичный режиму р боты с первой загрузкой, будет иметь место и в конце служб реактора, перед его остановкой для демонтажа. [c.458]

Разложение карбонатов кислотой сопровождается выделением углекислого газа, который способствует образованию пены и затрудняет загрузку реакторов. Для избежания выброса пены первые порции кислоты (10—15% от ее общего количества) при 60° С приливаются в реактор в течение 3—10 мин, остальные количества — в более короткое время. В качестве пеногасителя применяется сжатый воздух или масла. [c.520]

Независимо от выбранного метода согласование расхода охладителя и выделяемой мощности должно быть сделано с максимальной возможной точностью, так как температурная чувствительность физических свойств и сжимаемость охладителя могут значительно усилить любые небольшие расхождения в тепловой нагрузке, отнесенной к каналу с единичным расходом. В том случае, когда поток охладителя проходит через ряд параллельных каналов, соединенных коллекторами около каждого конца активной зоны, превышение среднего уровня тепловыделения в одном нз каналов вызовет чрезмерный нагрев газа, проходящего через этот канал, в результате чего повысится вязкость и уменьшится расход газа, что вызовет дальнейшее повышение температуры. Поэтому уравнения, описывающие процесс теплообмена, должны давать суждение об устойчивости процесса. Было найдено, что турбулентный поток в параллельных каналах является устойчивым относительно тепловых возмущений, в то время как ламинарный поток идеального газа становится неустойчивым, если отношение выходной температуры к входной температуре потока становится больше трех. Имеются три главных источника возникновения несогласованности и неравномерности расхода охладителя и плотности мощности, выделяемой в активной зоне реактора. Это, во-первых, допуски производства на размеры тепловыделяющих элементов, во-вторых, ошибки при загрузке реактора горючим и, в-третьих, отклонения действительного распределения потока нейтронов от расчетного. Отклонения в размерах для лучших конструкций тепловыделяющих элементов можно выдерживать в пределах 1% при тщательном их производстве. Аналогично этому точный контроль процесса загрузки реактора должен уменьшить отклонения от расчетных величин до 2%, хотя эта задача становится гораздо сложнее при более низких значениях средней загрузки реактора горючим. [c.523]

Первая перезарядка его реакторов была произведена весной 1963 г. Таким образом, на первоначальной топливной загрузке, составившей для одного реактора 1600 кг урана (в том числе 80 кг урана-235), каждый из них находился в действии свыше И тыс. час, выработав за это время почти по 500 млн. квт-ч тепловой энергии. Длительная эксплуатация ледокола показала его высокие ходовые качества и надежную работу атомной энергетической установки. Применительно к полученным результатам в 1964 г. было принято решение о строительстве новых атомных ледоколов улучшенного типа. [c.184]

В первых реакторах-размножителях основной упор делался на поддержание жесткого спектра нейтронов, т. е. на минимизацию замедления. Экономичности топливного цикла уделялось мало внимания. Но в последующие годы, когда начались работы по созданию нового поколения реакторов БН для использования в энергетических целях, все большее внимание стали уделять решению задач по минимизации стоимости топливного цикла. В рабочих условиях это означало, что реактор должен находиться в эксплуатации максимально возможное время при одной и той же загрузке топлива, обеспечивая наибольшую степень его выгорания . [c.177]

Для достижения Г2=10 лет необходимо иметь КВ>1,4 при Гвн 1 год. При этом потребление Ри за один топливный цикл составит около 5 т/ГВт(эл.) [загрузка активной зоны ( 3,5 т) и плутоний ( 1,5 т), находящийся вне реактора в отработавшем топливе, выгруженном из реактора]. Расчеты показывают, что наработка избыточного Ри должна быть не менее 0,3 т/ГВт(эл.) в год. Задержка до 2—3 лет в переработке отработавшего топлива и рецикле накопленного Ри вызовет накопление его вне реактора в количестве, равном или превышающем загрузку в активную зону. Расчеты показывают, что главный путь снижения количества Ри, задерживаемого вне реактора,— это сокращение Гвн и, в первую очередь, времени выдержки топлива, выгруженного из активной зоны реактора. Увеличение КВ сокращает время удвоения топлива и всегда оправдано экономически, особенно в условиях более высоких удельных капиталовложений в АЭС с реакторами на быстрых нейтронах по сравнению с капиталовложениями в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. [c.467]

Для первоначальной загрузки ядерных реакторов всех типов топливо приобретается за счет ассигнований из госбюджета. При этом затраты на топливо подразделяются на две составляющие. Первая (постоянная) составляющая определяется как часть стоимости нагрузки, соответствующей количеству топлива загрузки, остающейся к концу срока службы реактора. Списание этой составляющей происходит равномерно в течение нормативного срока службы реактора. Вторая (переменная) часть стоимости загрузки, списывается в зависимости от расхода топлива на вырабатываемую электроэнергию. [c.441]

Загружать уголь в реактор надо до верха, причем первые порции (не менее четверти объема реактора при первоначальной загрузке) должны состоять из более крупных кусков для предотвращения уноса мелких фракций в газоотвод. После загрузки верх няя крышка закрывается. [c.127]

Завод № 12 после получения на комбинате № 813 обогащенного U-235 стал первым предприятием отрасли по изготовлению из него блоков для загрузки в ядерные реакторы. [c.300]

Шаровые твэлы первой загрузки реактора AVR имели наружный диаметр 60 мм. Они представляли собой пустотелые графитовые сферы с резьбовой пробкой, внутренняя полость сфер диаметром 40 мм была заполнена смесью микротвэлов и матричного графита со связующим веществом. Первая загрузка шаровых твэлов в количестве 100 тыс. штук была разработана и изготовлена в Ок-Ридже (США). Полые сферы изготавливались из графитовых блоков повышенной плотности, из тех же заготовок вытачивались уплотняющие пробки. Микротвэлы размещались на внутренней поверхности полой сферы, после чего она заполнялась смесью графитовой пыли с каменноугольной смолой. После заворачивания пробки и ее уплотнения проводился низкотемпературный отжиг (до 1500° С, при таких температурах графитизация матрицы сердечника не происходит). Поскольку сложность и, следовательно, стоимость изготовления подобных сборных твэлов очень высока, вторая загрузка реактора была выполнена из прессованных твэлов того же наружного диаметра 60 мм. [c.26]

Укрупнение энергоблоков на АЭС дает еще больший э1<ономи-ческпй эффект, чем для ТЭС и ГЭС. Это объясняется спецификой структуры капиталовложений в АЭС и отсутствием собственных нужд , а также некоторым уменьшением удельного расхода урана на первую загрузку реактора. По зарубежным даннгям, повышение электрической мощности корпусных ВВЭР с 500 до 1000 МВт дает снижение удельных капиталовложений на 20— 30%. Не меньшие выгоды ожидаются от повышения мощности канальных графито-водяных реакторов. В СССР в период 1965— 1975 гг. осуществился переход от реакторов мощностью 350— 400 МВт к реакторам мощностью 1000 МВт [29]. [c.164]

В СССР к оборотным производственным фондам принято относить стоимость ядерного топлива, включая и стоимость первой загрузки активной зоны реактора. Стоимость первой загрузки реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 весьма значительна — 25—30% всех капиталовложений в каждый блок. [c.396]

При серийном промышленном производстве 15 000 твэлов для первой загрузки реактора в технологию напыления были внесены изменения и упрощения покрытие наносилось одновременно на наружную и внутреннюю поверхности сердечника двумя распылителями, ацетилен на одном из заводов был заменен на пропан, и, наконец, напыление производидась с непрерывным контролем режимов. После напыления алюминия на поверхность сердечника производилась сборка сердечника с оболочками, их заварка, гидропрессовка для устранения зазоров и термодиффузионная обработка для получения сцепления. При отработке технологии учитывалась необходимость снижения ее стоимости, а также было изучено влияние температуры, давления, длительности термообработки, скорости достижения заданного режима на качество твэлов. [c.68]

Отложения на твэлах с оболочками из циркалоя в реакторах с водой под давлением. Олдеркамп и др. [12] исследовал и отложение щлама на топливных сборках первой загрузки АЭС Шиппингпорт. Состав отложений в пересчете на металл был следующим 92% 0.3% Со, 1% Мп, 5,5% Ni и около 0,6% Сг. В большинстве случаев отложения были плотно сцепленными с металлом с небольшим налетом рыхлого материала, удаляемого скребком либо кратковременным воздействием ультразвука в воде. [c.295]

Данные по активности теплоносителя. В табл. 9.9 и 9.10 приведены активности шлама и нефильтрующейся примеси для второй загрузки активной зоны АЭС Шиппингпорт [26] и первой загрузки АЭС Дрезден-1 [21] соответственно, а также проектные и эксплуатационные характеристики этих станций. Каждая из этих АЭС по некоторым важным аспектам отличается от проектных или эксплуатационных характеристик, принятых для большинства проектируемых ныне энергетических реакторов этого типа. В АЭС Шиппингпорт большинство составляют топливные сборки пластинчатого, а не стержневого типа, на используются парогенераторы из нержавеющей стали. На АЭС Дрезден-1 не применяется обработка воды, а подогреватели питательной воды вместо нержавеющей стали изготовлены из медно-никелевого сплава. [c.304]

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]

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]

Годовая разделительная работа демонстрационных заводов невелика. Но, как показано в 7.6, она позволяет ежегодно обеспечивать первую загрузку слабообогащенным ( 3%) ураном одного реактора PWR или BWR мощностью 1000 МВт или ежегодную перегрузку одной трети активной зоны двух таких реакторов. [c.291]

В реакторе с первой загрузки применяется топливо с разной степенью обогащения ураном-235 для улучшения нейтронно-физиче-ских характеристик активной зоны, повышения надежности работы и экономичности использования топлива. [c.348]

До 1990 г. атомная энергетика СССР будет базироваться главным образом на тепловых реакторах типа ВВЭР и РВМК. Помимо своей основной задачи — выработки электроэнергии, эти реакторы будут выполнять важную функцию наработчиков нового топлива — плутония — для загрузки атомных станций с реакторами-бридерами на быстрых нейтронах. В реакторах освоенных типов полезно используется не более 1% потребляемого ими природного урана. Поэтому они рассматриваются как первая стадия в промышленном освоении энергии атомного ядра. В связи с этим внимание инженеров и исследователей привлекают реакторы с лучшими физическими характеристиками. [c.3]

Требование постоянно содержать в активной зоне реактора большую массу ядерного топлива, рассчитанного на длительный срок работы для обеспечения заданной энерговыработки, вызывает значительные единовременные затраты на оплату первой топливной загрузки и последующих партий, подготовленных к перегрузке. В этом состоит весьма существенное и принципиальное отличие условий использования ядерного топлива в энергетических установках по сравнению с органическим топливом. Это отличие оказывает сильное влияние на экономику АЭС. [c.91]

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]

Возможность образования отложений на внутренней поверхности оборудования пароводяного тракта и развития коррозионных процессов в этот период увеличивается. Для возможно более полной нейтрализации отрицательных последствий, которые могут быть вызваны повышенной загрязненностью воды, пара и конденсата, все установки для очистки конденсата турбин, загрязненных конденсатов, продувочной воды, радиоактивных вод, а также установки для коррекционной обработки воды (фосфатами, гидразином, аммиаком и т. п.) должны быть включены в работу уже при первом пуске блока (котла, ядерного реактора). С этой целью монтаж этих установок должен быть окончен за два месяца до,первого пуска блока и ко времени пуска должны быть проверены и промыты трубопроводы подачи реагентов к установкам из склада реагентов, опробованы все дозирующие устройства вместе с аппаратурой автоматизации, а также оборудование узлов регенерации ионитовых фильтров, произведены загрузка, отмывка и первичная, регенерация фильтрующих и ионообменных материалов при применении на конденса-тоочистках ионитовых фильтров смешанного действия — отлажен режим разделения смеси ионитов, их регенерации, отмывки и смешения и выполнены все остальные операции, необходимые для- обеспечения нормальной эксплуатации установок при первом пуске блока. [c.220]

При приемке в эксплуатацию блока АЭС должны быть получены от проектной (научной) организации теплофизический регламент, содержащий основные теплофизические, гидродинамические и ядерно-физнческие характеристики ядерного реактора и блока в целом, картограмму первой рабочей загрузки активной зоны, характеристики пусковых состояний органов СУЗ, дифференциальные и интегральные характеристики эффективности СУЗ. [c.360]

В процессе эксплуатации ЯППУ возможно нарушение герметичности оболочек твэлов, а безопасность работающих на АЭС и окружающей среды определяется прежде всего степенью выхода радиоактивных веществ за пределы твэла, протечками теплоносителя из первого контура. Причины, вызывающие нарушение герметичности оболочек твэлов, можно условно разделить на конструктивные технологические и ртжимные. К конструктивным причинам относятся недостатки конструкции твэлов и ТВС, связанные в основном с трудностями изучения процессов, происходящих в топливе в процессе его выгорания в переходных и аварийных режимах ЯППУ. Такие причины обычно выявляются прн эксплуатации головного об разца ЯППУ и в период промышленных испытаний опытной партии ТВС или твэлов нового типа. Они определяются при исследовании отработавшего или поврежденного топлива, а по результатам этих исследований вносятся изменения в конструкцию. Такие причины весьма редко встречаются в практике. При их обнаружении приходится заменять всю загрузку до выработки проектного количества тепловой энергии, что приводит к большим материальным убыткам. Поэтому прежде, чем запустить в производство новое ядерное топливо, его тщательно исследуют на натурном стенде в условиях, близких к промышленным, иногда в более тяжелых режимах, чем предполагаемые в энергетическом реакторе. [c.382]

На этом заводе была отработана промышленная технология изготовления металлических урановых блоков для загрузки в первый промышленный уран - графитовый реактор. Здесь же были отработаны технология получения слитков из высокообогащенного U-235 и технология изготовления деталей как из пррфодпого, так и из обогащенного урана. [c.300]

Установка (см. рисунок) включает устройство для поддержания рабочего уровня органической массы в метантэнке, дозирующее объем загрузки и выгрузки. Реактор 1 имеет вместимость 65 м . Объем реактора разделен перегородками 2 на четыре секции. В каждой секции органическая масса перемешивается сетчатыми лопастями 3 механической мешалки, вращаемой электродвигателем 4. В первых двух секциях внутри по периметру смонтированы трубопроводы 5 для нагрева сбраживаемой массы. Вода прокачивается по трубопроводам водяным насосом 6, а нагревается в котле 7. [c.172]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...