Реактор ВВЭР

На АЭС с реакторами ВВЭР-1000 применяется питательный турбонасосный агрегат ПТ-3750-100 с приводом от конденсационной турбины. Главный насос непосредственно соединен с турбиной, а предвключенный насос ПД-750-200 — через понижающий редуктор. [c.301]

Общий вид реактора ВВЭР-1000 [c.345]

Принципиальная схема АЭС с реактором ВВЭР [c.348]

Комиссаров Л. В. и др. Физические исследования реакторов ВВЭР Ново-Воронежской АЭС.— Материалы Третьей Международной конференции по использованию атомной энергии в мирных целях , т. 8, докл. 585. Женева, 1964. [c.197]

Общий вид реактора ВВЭР-440 показан на рис. 4-1. [c.172]

Рис. 4-2. Принципиальная схема АЭС с реактором ВВЭР-1000.

Энергетические блоки с реактором ВВЭР-440 оборудованы системами, обеспечивающими радиационную безопасность АЭС как для эксплуатационного персонала, так и для окружающего населения и природной среды. Постоянный дозиметрический контроль показывает, что никакого вредного влияния АЭС на окружающую среду не оказывает. [c.175]

Основные параметры реактора ВВЭР-440 [c.175]

По основным показателям отечественный реактор ВВЭР-1000 (рис. 4-3 и 4-4) близок, а по некоторым характеристикам (например, тепло-напряженность активной зоны, прочностные свойства материала корпуса) превосходит современный зарубежный технический уровень. Однако по отдельным техническим характеристикам реактор ВВЭР-1000 уступает показателям наиболее перспективных зарубежных реакторов большой мощности. Габариты корпуса реактора ВВЭР-1000, а следовательно, мощность реактора определились условием железнодорожной транспортировки. [c.178]

Рис. 4-4. Размещение оборудования первого контура реактора ВВЭР-1000 внутри защитной оболочки.

Первоочередной задачей является освоение головного энергоблока мощностью 1000 МВт с реактором ВВЭР-1000 с двумя турбинами мощностью по 500 МВт на 1500 об/мин. На основе опыта эксплуатации, блока № 5 Нововоронежской АЭС должно быть организовано серийное производство подобных блоков улучшенного типа. В частности, предстоит освоить производство турбин мощностью 1000 МВт на 1500 об/мин для реакторов ВВЭР-1000. [c.186]

Рис. 7-2. Щит управления блока № 4 с реактором ВВЭР-440 Нововоронежской АЭС.

В настоящее время АЭС с корпусными реакторами ВВЭР в мире получили наибольшее распространение. [c.163]

Энергетические блоки с реактором ВВЭР-440 оборудованы системами, которые обеспечивают радиационную безопасность персонала и окружающей среды. Систематические замеры показали, что концентрация ра- [c.164]

По основным показателям отечественный реактор ВВЭР-1000 близок, а по некоторым характеристикам (например, теплонапряженность активной зоны, прочностные свойства материала корпуса) превосходит современный зарубежный технический уровень. [c.165]

В Советском Союзе разработан проект реактора ВВЭР мопщостью 1000 Мвт. Первый блок такого реактора будет установлен на Нововоронежской АЭС. Предполагается, что после, в недалеком будущем, реактор ВВЭР мощностью 1000 Мвт будет основным для АЭС Советского Союза (до широкого внедрения реакторов-размножителей). Решения XXV съезда КПСС обязывают ускорить строительство и освоение реакторов на быстрых нейтронах . [c.68]

Энергоблоки с реакторами ВВЭР-1000, подлежащие вводу в действие в 1981—1985 гг., оборудуются одной турбоустановкой мощностью 1000 МВт, работающей на насыщенном паре давлением 6 МПа. Первые четыре турбины для энергоблоков № 1 и 2 Южно-Украинской и Калининской АЭС рассчитаны на частоту вращения 1500 об/мин и сконструированы с боковыми конденсаторами последующие турбины с такой же частотой вращения снабжаются подвальными конденсаторами. Кроме того, предусмотрено начать в одиннадцатой пятилетке выпуск турбин мощностью 1000 МВт к реакторам ВВЭР-1000 с частотой вращения 3000 об/мин. [c.147]

В конструкции современных паровых турбин конденсационного типа для АЭС предусмотрены нерегулируемые отборы пара, которые могут быть использованы для теплоснабжения производственных зданий и жилого поселка самой АЭС, а также сторонних потребителей. По данным турбостроительных заводов, номинальные количества указанных отборов пара следующие (табл. 6.11) Из табл. 6.11 следует, что современная АЭС мощностью 4000 МВт с реакторами ВВЭР-1000 может нести [c.149]

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]

Так, при изготовлении корпуса реактора ВВЭР-1000 из стали 15Х2НМФА и корпуса парогенератора из стали 10ГН2МФА обечайки толщиной 80...285 мм собирали на скобах и сваривали многопроходной сваркой под флюсом с подогревом (120...250°С), причем заданную температуру в процессе сварки поддерживали с помощью [c.290]

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]

Корпусный реактор ВВЭР с водным (некипящим) теплоносителем и замедф-телем предназначен для получения нагретой воды с давлением примерно до 16 МПа, температурой до 600 К. Давление теплоносителя воспринимают корпус 9 (рис. 9.9) и съемная крышка 1 корпуса. В верхней части корпуса находятся патрубки входа б и выхода 4 [c.344]

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]

Современные АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК достигли технико-экономических показателей, свидетельствующих о их конкурентоспособности с традиционными ТЭС. Расчетные затраты на производство электроэнергии для энергоблоков АЭС мощностью 1000 МВт составляют в европейской части СССР 0,85—1,0 коп.ДкВт ч), в то время как на ТЭС 1,1 — 1,15 коп.ДкВт ч). [c.356]

Атомные электростанции с водяным теплоносителем, общая мощность которых в СССР превысила в 1967 г. 1 млн. кет и по которым накоплен большой опыт строительства и эксплуатации, будут строиться в нашей стране и в будущем, причем по мере совершенствования конструкций и увеличения мощности реакторов их экономические показатели будут последовательно улучшаться. Так, разработан проект атомной электростанции электрической мощностью 880 тыс. кет с двумя водо-водяными реакторами ВВЭР, аналогичными реакторам Ново-Воронежской АЭС, размещенными в одном реакторном зале и отличающимися уменьшенным числом трубопроводов и соответственно увеличенной мощностью циркуляционных насосов первичного контура. Проект этот предусматривает улучшенную компоновку станционных помещений, уменьшение потребности в технологическом оборудовании и пропорциональное снижение строительных и эксплуатационных расходов. Но наряду с графито-водяными и водо-водяными реакторами большой электрической мощности внимание исследователей и инженеров все больше привлекают энергетические реакторы других перспективных типов. [c.178]

Системы теплоснабжения с единым теплоносителем позволяют транспортировать теплоту па большие расстояния и дают возможность использовать на АТЭЦ уже освоенные в настоящее время ядер-ные реакторы (ВВЭР-440, ВВЭР-1000), а также привлечь к теплоснабжению атомные конденсационные электростанции (АКЭС), располагающиеся в пределах 35—50 км от потребителей теплоты. Такие системы позволяют решить проблему нароснабжения большой группы технологических потребителей с параметрами пара 0,2—0,8 МПа, а также обеспечить тепловой энергией значительную часть коммунально-бытовых потребителей. [c.123]

В СССР помимо корпусных подо-водяных энерге-ггпческих реакторов (ВВЭР) успешно используются созданные советскими учеными канальные реакторы типа РБМК и реакторы-размножители на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН, установленные на Шевченковской и Белоярской АЭС, (Примеч. ред.) [c.163]

Энергетические блоки с реакторами ВВЭР-440 не только устанавливаются на отечественных АЭС, но и поставляются также в ряд стран — членов СЭВ. Два реактора ВВЭР-440 и основное технологическое оборудование были поставлены СССР в Финляндию для АЭС Ловиса мощностью 880 МВт. Первая очередь этой электростанции, построенная при технической помощи Советского Союза, вступила в строй в 1977 г. [c.172]

В реакторе ВВЭР-440 в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана и образующийся в процессе работы плутоний. Основными конструктивными элементами реактора являются корпус, внутрикорпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора (СУЗ). Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине. В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя-замедлителя, равное 125 кгс/см . [c.172]

Развитие отечественной атомной энергетики в ближайшие годы будет базироваться на реакторах типа ВВЭР-1000 электрической мощностью 1000 МВт и реакторах РБМК электрической мощностью 1000— 1500 МВт. Принципиальная схема АЭС с реактором ВВЭР-1000 дана на рис. 4-2. [c.173]

Реактор РБМК заполнен графитом (блоками), внутри которых сделаны отверстия. В эти отверстия помещаются тонкостенные трубы — рабочие каналы — из циркония, в которых устанавливаются ТВЭЛы. Через трубы циркулирует вода под высоким давлением, которая отводит тепло от ТВЭЛов и при этом частично испаряется. Этот тип реактора, таким образом, канальный. По своей схеме он аналогичен водотрубным паровым котлам. В отличие от этого реактор ВВЭР, в котором под высоким давлением находится корпус больших размеров со всеми ТВЭЛами, называется корпусным. [c.163]

Энергетический блок с реактором ВВЭР-440 в начальный период развития атомной энергетики был типовым для ряда отечественных и зарубежных электростанций. В этом реакторе в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана-235 и образующийся в процессе работы реактора плутоний. Основными конструктивными элементами реактора ВВЭР являются корпус высокого давления, внутри-корпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора. Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине . В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя — замедлителя воды, равное 125 атм. [c.164]

Первоочередной задачей является освоение головного энергоблока мощностью 1000 МВт с водо-водяным реактором ВВЭР-1000 с двумя турбинами мощностью по 500 МВт на 1500 об/мин. На основе эксплуатации этого энергоблока, устанавливаемого на Нововоронежской АЭС, должно быть организовано серийное производство подобных энергоблоков. Предстоит освоение производства турбин мощностью 1000 МВт на 1500 об/мин для спаривания с реактором ВВЭР-1000. Серийный блок с реактором ВВЭР-1000 намечено также установить на Южно-Украинской АЭС. [c.169]

В девятом пятилетии (1971—1975 гг.) построены двухблочная АЭС под Ленинградом, Курская, Чернобыльская, Смоленская и Западная АЭС с реакторами РБМК-1000, Кольская, Армянская и Западно-Украинская АЭС с реакторами ВВЭР-440 и 1000. [c.67]

В настоящее время большинство АЭС оснащены водо-водяными реакторами (ВВЭР), работающими на тепловых нейтронах и использующими в качестве замедлителя и теплоносителя обычную воду. На этом принципе в СССР разработан серийный блок электрической мощностью 440 МВт. Впервые реакторы ВВЭР-440 были освоены на Нововоронежской АЭС. В качестве ядерного горючего в этих реакторах используется двуокись урана, слабо обогащенного изотопом урана-235, и образующийся в процессе работы плутоний. [c.68]

В 1981—1985 гг. предусмотрена установка 9 энергоблоков с ядерными реакторами ВВЭР-1000, эксплуатационное освоение которых практически было начато в 1980 г. с вводом в действие энергоблока № 5 Нововоронежской АЭС. Основные агрегаты ядерной паропроизводительной установки ВВЭР-1000 имеют значительно большую единичную мощность, чем агрегаты ранее широко применявшейся установки ВВЭР-440 (см. табл. 6.10). [c.146]

Кроме того, ЛМЗ для АЭС закончил разработку рабочих чертежей турбины К-1000-60/3000 мощностью 1000 тыс. кВт на 3000 об/мин, которая предназначается для работы с реактором ВВЭР-1000. Турбина рассчитана для работы на свежем паре при давлении 6 МПа и температуре 274°С и после промежуточного перегрева при давлении 1,1 МПа и температуре 260°С. Удельный расход теплоты при номинальной нагрузке составит 10475 кДж/(кВт-ч), что на 411 кДж/(кВт-ч) ниже, чем расход турбиной К-500-65/3000. Предусмотрена возможность длительной работы этой турбины при минимальной нагрузке 250 тыс. кВт при номинальных параметрах пара. По конструкции турбина пятицилиндровая и состоит из цилиндра высокого давления (ЦВД) и четырех цилиндров низкого давления (ЦНД). Длина турбины [c.244]

В 1980 г. изготовлена первая в СССР паровая турбина К-1000-60/1500 единичной мощностью. 1 млн. кВт с боковыми конденсаторами, предназначенная для работы в блоке с реактором ВВЭР-1000 на Южно-Украинской АЭС, а затем такая турбина будет установлена на Калининской АЭС. В дальнейшем завод переходит на производство турбин типа К-1000-60/1500-2, которые отличаются подвальным располол<ением конденсаторов и отсутствием цилиндра среднего давления (ЦСД), что позволит снизить удельную металлоемкость агрегата. Рабочий проек турбины К-1000-60/1500-2 закончен в 1980 г., и предусматривается изготовление в 1982 г. головного образца для поставки на Запорожскую АЭС. [c.247]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...