Схема энергетическая ядерной

Основой атомной энергетической установки (АЭУ) является ядерный реактор, в тепловыделяющих элементах которого происходит управляемая и регулируемая реакция деления ядер атомного топлива. Образующаяся в реакторе теплота отводится циркулирующим теплоносителем. АЭУ бывают одноконтурными, двухконтурны-ми или трехконтурными. При одноконтурной схеме теплота ядерной реакции передается непосредственно рабочему телу, которое направляется в обычную паросиловую или газотурбинную установку. Таким образом, при одноконтурной схеме ядерный реактор выполняет функцию камеры сгорания и парогенератора. При двухконтурной схеме промежуточный теплоноситель воспринимает теплоту в ядерном реакторе и отдает ее рабочему телу в парогенераторе. Трехконтурная схема предполагает наличие еще одного внутреннего контура между контуром первичного теплоносителя и контуром, в котором циркулирует рабочее тело. [c.216]

Рис. 69. Принципиальная тепловая схема двухконтурной ядерной энергетической установки с реактором типа ВВЭР

Однако схема осуществления ядерного термояда проста лишь в принципе. Ее техническое осуществление чрезвычайно сложно и требует глубоких научных исследований. Оказалось, что процесс сжатия и нагревания вещества шариков, очень сложен и зависит от многих факторов. Далее задача усложняется тем, что осуществление миниатюрного термоядерного взрыва шариков еще не означает овладения управляемой термоядерной реакцией. Необходимо, чтобы общий энергетический баланс работы установки был положителен, т. е. чтобы получаемая в результате работы установки энергия в форме, пригодной для использования, была больше энергии, необходимой для функционирования установки. [c.30]

Щ 7.7. Энергетическая схема ядерной реакции. Частица Ai с кинетической энергией Т налетает на покоящееся ядро Аг (в К-систе-ме). В результате реакции образуются ядра Лз и А [c.233]

Массы покоя частиц равны соответственно т , т , /щ, т . Изобразить энергетическую схему ядерной реакции для двух случаев а) (mi + m2)>(m3+im4) б) (гп1 + т2)<(тз + пи). [c.233]

Энергетическая схема ядерной реакции показана на рис. 7.10. В случае а эффект будет положительным, Q>0 суммарная кинетическая энергия увеличивается за счет уменьшения суммы масс покоя частиц системы в случае б — наоборот. [c.234]

Энергетическая схема ядерной реакции. [c.261]

Схема ядерной энергетической установки. Процесс преобразования энергии в ядерной энергетической установке (рис. 18.34) состоит в следующем в ядерном реакторе 1 в результате деления ядер расщепляющихся элементов (атомного горючего) выделяется количество теплоты Q при некоторой температуре 1р. Из реактора эта теплота отводится потоком теплоносителя в парогенератор 2 и передается там рабочему телу термодинамического цикла. Этот цикл аналогичен циклу обычной паросиловой установки (то обстоятельство, что пар образуется в парогенераторе, а не в паровом котле с огневым нагревом, не является существенным). Теоретический цикл паросиловой ядерной энергетической установки изображен на рис. 18.35, а линия аЬ представляет собой линию охлаждения первичного теплоносителя при передаче теплоты [c.591]

Рис. 18.34. Схема ядерной энергетической установки

Принципиальная схема двухконтурной атомной энергетической установки с паровой турбиной (рис. 8.12) состоит из ядерного реактора /, где выделяется теплота, отводимая промежуточным теплоносителем, которым в зависимости от типа реактора может быть газ (гелий, двуокись углерода), органический теплоноситель, вода или жидкий металл (натрий). Циркуляция промежуточного теплоносителя в контуре реактора осуществляется насосом 3. В парогенераторе 2 промежуточный теплоноситель отдает теплоту рабочему телу — водяному пару, которое совершает цикл обычной паротурбинной установки. Водяной пар расширяется в паровой турбине 4, затем конденсируется в конденсаторе 5, а конденсат направляется насосом 6 обратно в парогенератор. [c.216]

В ходе ее проектирования и строительства возникало множество трудностей. Известные в то время ядерные реакторы действовали при низких температурах теплоносителя (50—100°С) и были непригодны для энергетических целей. Для осуществления приемлемого термодинамического цикла необходимо было повысить нагрев тепловыделяющих элементов (твэлов) и теплоносителя до 250—300° С. Это вызвало в свою очередь коренные изменения в реакторной технологии, необходимость конструирования специальных энергетических реакторов, разработку технически целесообразных и экономически перспективных схем использования тепла, получаемого в активной зоне реакторных установок, выбор и испытание новых конструкционных материалов. Помимо этого многообразного комплекса впервые ставившихся и решавшихся проблем серьезное внимание ученых и проектировщиков привлекла проблема обеспечения радиационной безопасности [c.173]

ТЕПЛООБМЕННЫЕ АППАРАТЫ В ТЕПЛОВЫХ СХЕМАХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК [c.5]

В настоящее время ядерные энергетические установки сооружаются по одноконтурным, двухконтурным и трехконтурным тепловым схемам. [c.6]

Одноконтурная схема может быть применена также в ядерных энергетических установках (ЯЭУ) с реакторами, охлаждаемыми газом или перегретым паром. По такой схеме выполнен проект судовой газотурбинной установки закрытого цикла (рис. 5), в которой рабочим телом является гелий. Применение газа вследствие [c.7]

Двухконтурная схема включает контур первичного теплоносителя и энергетический контур. Ядерный реактор входит в первый контур и охлаждается первичным теплоносителем. Передача тепла энергетическому контуру происходит в первичных теплообменных аппаратах. [c.9]

На рис. 7 показана двухконтурная тепловая схема ядерной энергетической установки, работающей по паросиловому циклу. [c.9]

Двухконтурные схемы применяют в большинстве ядерных энергетических установок. По этой схеме работают Ново-Воронежская АЭС, установка атомного ледокола Ленин , английские станции с газоохлаждаемыми реакторами, американские АЭС с Бодо-водяными реакторами и другие. На многих строящихся и проектирующихся установках также применена двухконтурная схема. [c.10]

В зависимости от типа реактора и схемы ядерной энергетической установки в качестве первичных теплообменных аппаратов могут применяться теплообменники, испарители, конденсаторы-нагреватели и конденсаторы-испарители. [c.24]

В современных ядерных энергетических установках в качестве рабочего тела применяется почти исключительно водяной пар, поэтому все теплообменники первого контура двухконтурных схем являются парогенераторами. [c.45]

Кроме известных требований, предъявляемых к обычным паросиловым установкам (предотвращение образования растворимых и нерастворимых отложений в паровом тракте, скопления шлама и накипи, появления коррозии в пароводяном тракте), ядерные энергетические установки должны удовлетворять ряду дополнительных требований, обусловленных особенностями их работы. В этих установках используют различные схемы получения пара, что заставляет предъявлять различные требования к качеству пара. Для двухконтурных установок, работающих на насыщенном паре, в которых отсутствуют пароперегреватели и нет опасности возникновения отложений в проточной части турбины, основное требование сводится к обеспечению влажности пара, допустимой по условиям работы турбины (0,1—0,2%). Для двухконтурных установок, работающих на перегретом паре, к качеству пара предъявляют требования, аналогичные требованиям, которым должны удовлетворять обычные паросиловые установки. [c.134]

Как энергетический аппарат ядерный реактор является лишь генератором тепловой энергии определенных параметров, получаемой за счет деления ядер атомов урана и плутония. Эффективность преобразования этой тепловой энергии на АЭС в электрическую определяется выбором параметров, совершенством теплогидравлической и электрической схем АЭС, техническим совершенством и надежностью ее оборудования, средств управления и контроля и пр. [c.133]

Подводя общий итог результатам главы, отметим, что в ней рассмотрены различные схемы организации стабилизирующих систем управления процессами ядерной кинетики в детерминированном и адаптивном вариантах. Ввиду их практической значимости эти результаты могут найти применение в конструкторских разработках по созданию реально действующих высокоэффективных установок в атомной промышленности. Речь идет о создании энергетических устройств нового поколения. [c.358]

Изложены теоретические основы проектирования тепловых электростанций как на органическом, так и на ядерном топливе. Приведены тепловые схемы электростанций, описано их основное и вспомогательное оборудование, даны основы их выбора и расчета. Значительное внимание уделено вопросам теплофикации и централизованного теплоснабжения. Рассмотрим вопросы надежной и безаварийной эксплуатации электростанций. Первое издание вышло в 1973 г. Второе издание существенно переработано с учетом изменений в структуре топливно-энергетического комплекса страны. [c.248]

Считать главной задачей в области развития ядерной энергетики на 1959-1965 годы проведение научно-исследовательских, проектных и конструкторских работ по разработке энергетических реакторов, а также проверку на опытно-промышленных и лабораторных установках различных типов реакторов и схем АЭС для отбора из них наиболее экономичных и высоконадежных в эксплуатации . [c.327]

Рис 2. Схема энергетического ядерного реактора на жидкометаллическом топливе. Б качестпр носителя для ураипиого топлива используется висмут охладитель реактора — жидкий металл [c.133]

Применение ядерного топлива кроме производства электроэнергии возможно и целесообразно также для централизованного теплоснабжения, что позволит дополнительно ограничить расходование органического топлива в стране. При современной схеме работы энергетических ядерных реакторов по открытому топливному циклу без извлечения из отработавших тепловыделяющих элементов содержащихся в них делящихся веществ и повторного использования этих веществ каждая единица массы природного урана, направленная для теплоснабжения, замещает относительно больщее количество органического топлива, чем при использовании ее для производства электроэнергии. Это определяется соотношением коэффициентов полезного действия соответствующих установок на органическом и ядерном топливе и повышает значение данной проблемы. [c.149]

Рис. 8.37. Схемы ядерных энергетических установок а—в—соответственно одноконтурная, двухкоптурная, трехконтурная / — ядерпый реактор 2 — турбоагрегат 3 — генератор 4 — конденсационная установка 5 —конденсатный насос б — система регенеративного подогрева питательной воды 7 — питательный насос 5 — парогенератор 9 — и J0— циркуляционные насосы соответственно контура реактора и промежуточного контура

В начале 60-х годов Институтом атомной энергии имени И. В. Курчатова совместно с другими научно-исследовательскими институтами была разработана первая энергетическая установка с ядерным реактором и прямым получением электроэнергии. В этой установке, получившей название Ромашка (рис. 55), впервые осуществлена оригинальная и простая конструктив-наьс схема, предусматривающая обт-единение в одном агрегате высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах и термоэлектрического генератора электрической мощностью 0,5 кет. В активной зоне реактора, окруженной бериллиевым отражателем, помещены тепловыделяющие элементы (пластины из дикарбида уранаиСг с 90%-ным обогащением по урану-235) общим [c.185]

Другая особенность территориальной структуры ЭК на предстоящем этапе связана с изменением роли зоны Средней Азии и Казахстана в энергетическом балансе страны. Избыточный энергетический баланс этой зоны, поставлявшей до недавнего времени треть энергоресурсов в европейскую часть страны, сохранится лишь в 1-й фазе переходного периода. В последуюш,ем же ожидаемый опережающий рост энергопотребления в этой зоне и постепенный выход на предельные уровни добычи основных энергоресурсов потребуют, во-первых, решать вопрос об использовании здесь ядерной энергии (что пока исключается из-за сейсмичности региона) и, во-вторых, найтп эффективные схемы замещения другими энергоресурсами потока газа, подаваемого по уже проложенным газопроводам. [c.82]

Напряженность энергетического баланса СССР (особенно в западных районах) и поэтому необходимость применения способов производства, обеспечивающих экономию органического топлива. В этих условиях теплофикация эффективна по сравнению с раздельной схемой энергоснабжения, начиная с тепловых нагрузок около 1500 МВт (т) и выше для АТЭЦ, 800 МВт (т) и более для маневренных ТЭЦ, 600—800 МВт (т) и более для ТЭЦ (в восточных районах п на Урале). Как следует из данных табл. 6.1, удельный вес таких концентраций тепловых нагрузок на перспективу существенно увеличивается. Расчеты показывают, что вовлечение ядерного горючего только для производства электроэнергии в 1-й фазе переходного периода (см. гл. 4) позволит высвободить из ЭК страны не более 10% органического топлива. В то же время применение ядерного горючего для целей теплоснабжения (прежде всего, на базе АТЭЦ) даст возможность почти вдвое увеличить размеры вытесняемого из ЭК органического топлива. [c.111]

Выполненные в последнее десятилетие широкие технико-экономические исследования и проектно-конструкторские разработки в области использования ядерной энергии для целей теплоснабжения позволили обосновать возможность создания крупных систем теплоснабжения с атомными источниками теплоты (АИТ). При этом особое внимание уделяется нахождению оптимальны х параметров АИТ, решению вопросов транспорта теплоты и выбору параметров сетевого теплоносителя (пара и горячей воды). Эти вопросы должны рептаться с учетом существенной удаленности энергоисточников от потребителей теплоты, разнообразия технологических схем отпуска теплоты и многоконтурности производства пара и горячей воды, относительно низких энергетических параметров пара, высокой концентрации тепловых нагрузок и многих других факторов. Обоснованный выбор основных направлений развития систем теплоснабжения с АИТ возможен только на основе комплексного рассмотрения всех звеньев такой системы, с учетом ее взаимосвязей с ЭК и его подсистемами, а также другими отраслями народного хозяйства. [c.117]

Еще не было ни одного случая опробирования по полной схеме системы аварийного охлаждения зоны на работающем энергетическом реакторе. Этот факт является серьезным источником беспокойства для многих, кто испытывает сомнения по поводу ядерной энергетики. Вся имеющаяся в настоящее время информация по работе САОЗ в режиме аварии с потерей теплоносителя основана на математическом моделировании и экстраполяции существующей технологии и результатов нескольких испытаний по неполной схеме. [c.185]

Классификация теплообменных аппаратов по виду теплового процесса. Рабочий процесс ядерной энергетической установки отличается от рабочего процесса обычной тепловой установки использованием в качестве источника тепла ядерного горючего. Дальнейшее преобразование тепловой энергии в электрическую производится по обычным схемам с применением паровых или газовых трубин и электрических генераторов. Энергетический цикл превращения тепловой энергии в механическую или электрическую невозможно осуществить без непрерывной передачи тепла от горячего источника к холодному. Иногда передача тепла может производиться непосредственно рабочим телом а чаще — в теплообменных аппаратах с помощью греющего и нагреваемого теплоносителей. [c.5]

Энергетические реакторы на быстрых нейтронах, способные к воспроизводству ядерного горючего (плутония), имеют электрические мощности порядка 300—600 МВт (БН-350, БН-600). В качестве теплоносителя в этих реакторах используется жидкий натрий. В отличие от одноконтурных (РБМК) и двухконтурных (ВВЭР) реакторов в реакторах на быстрых нейтронах применена трехконтурная схема первый и второй контур (реактор — теплообменник — парогенератор) имеют жидкометаллический теплоноситель, в третьем контуре (парогенератор — турбина) использованы вода и пар. Температура натрия в первом контуре на входе 370—380°, на выходе 500—580° С, температура натрия во втором контуре 270—520, температура пара перед турбиной 440—510° С. Давление натрия в первом и втором контуре 6—12 кГ/см (0,6— 1,2 МПа), давление пара 50—140 кГ/см (5—14 МПа). Диаметр корпусов реакторов БН изменяется в пределах 3100—8000 мм, а высота — от 4200 до 12 000 мм. Мощный реактор БН-600 имеет интегральную ( баковую ) компоновку активная зона, насосы и промежуточные теплообменники расположены в одном корпусе [c.25]

Надежность и высокое качество проектов радиационной защиты ядерно-технических установок прямо зависят от качества моделей расчетов их адекватности реальным условиям и надежности константного обеспечения. Эти свойства расчетных моделей могут быть проверены только в результате измерений наиболее общей характеристики поля излучения за макетом радиационной защиты — спектра излучения в необходимом энергетическом интервале, обработанном по методике, дающей возможность вычислить погрешности восстановления спектра, а также погрешность определения любого линейного функционала от спектра. Для измерений спектра в области энергий нейтронов от 0,4—1 до 10— 5 МэВ в настоящее время применяют сцинтилляционный спектрометр быстрых нейтронов с кристаллом стильбена различных размеров и электронной схемой дискриминации импульсов от Y-фона по фронту нарастания импульсов. При измерении и обработке (восстановлении) спектра из измеренных амплитудных распределений возникают погрешности, обусловленные методикой эксперимента (неправильный учет фона, различных поправок и т. п.), применяемым методом обработки, а также статистические погрешности. Здесь описываются алгоритмы и программа восстановления спектров быстрых нейтронов и вычисления статистических погрешностей, вызванных статистикой отсчетов в каналах анализатора и нестабильностью регистрирующей аппаратуры спектрометра, приводящей к нестабильности энергетической шкалы анализатора импульсов. Проверку использованных алгоритмов и программы обработки проводили при измерении спектра быстрых нейтронов, образующихся при спонтанном распаде f. Этот спектр хорошо известен по результатам многочисленных экспериментов с использованием различных методик и является своеобразным международным стандартом . Измерения и обработки результатов проводили на измерительно-вычислительном комплексе (мини-ЭВМ 328 [c.328]

Большой ресурс работы парогазовых турбин может быть достигнут за счет применения эффективных систем охлаждения деталей и узлов, подверженных действию высоких температур и нагрузок, уменьшения нагрева деталей с помощью тепловой изоляции, теплоотражательных экранов и т. п. и применения жаростойких и жаропрочных материалов и жаростойких покрытий для деталей, подвергающихся воздействию высоких температур и больших нагрузок. Еще больший эффект в увеличении ресурса работы парогазовых турбин, очевидно, может быть получен путем снижения начальной температуры газа — парогазовой смеси. При этом, конечно, снизится и к. п. д. ПГТУ. Но основное достоинство ПГТУ, работающих по новым циклам с регенерацией тепла (особенно с промежуточным нагревом парогазовой смеси), как раз и состоит в том, что, несмотря на понижение начальной температуры газа (по сравнению с авиационными газовыми турбинами), они имеют к. п. д., больший, чем обычные ПТУ, и поэтому являются конкурентоспособными с последними. Поскольку в ПТУ с открытой схемой нагрев рабочего тела осуществляется так же, как и в газотурбинных двигателях, непосредственно в камере сгорания (без применения поверхностей нагрева какого-либо теплообменника), то начальная температура газа может быть более высокой, чем в паровых турбинах, и составлять примерно 1200—1400 К. При этом нижнее значение начальной температуры относится к энергетическим (длительно работающим), а верхнее — к транспортным (авиационным — с меньшим ресурсом работы) парогазовым турбинам. Начальное же давление парогазовой смеси равно 3—30 МН/м . Такие же величины начальных тепловых параметров газа можно принять и для ПГТУ с закрытой тепловой схемой с высокотемпературным ядерным реактором. При создании парогазовых турбин, безусловно, может быть использован опыт отечественного энергетического и транспортного газо- и па-ротурбостроения. [c.78]

После резкого неприятия атомной энергетики, вызванного трагедией Чернобыля, население и общественность проявляют в настоящее время гораздо более трезвый и взвешенный подход к оценке приемлемости дальнейшего развития атомной энергетики в России, закономерно сопровождая его жесткими требованиями обеспечения гарантий безопасности мирного использования атомной энергии для человека и окружающей среды. Учитывая это, руководство Минатома России в последние годы предприняло целый ряд мер, направленных на вырабоп и реализацию новых концептуальных подходов и технических решений, серьезно повышающих уровень безопасности ядерно- и радиационно опасных производств и атомной энергетики в целом. Оставляя за рамками рассмотрения чисто инженерные вопросы повышения безопасности, отметим, что среди комплекса мер важное место занимает деятельность по реорганизации и совершенствованию концептуальной основы работ, связанных с обеспечением качества в ядер-но-энергетическом комплексе, внедрением современных подходов и схем, адекватных новым рыночным условиям хозяйствования и обеспечивающих эффективное управление качеством в отрасли. Принципиальные изменения происходят в отношении таких ключевых направлений деятельности, связанных с качеством, как си- [c.124]

Не менее типичны для экспериментальной ядерной физики спектры элементарных ядерных частиц, для которых непосредственным измеряемым параметром служит время (например, при изучении энергетических спектров нейтронов по времени пролета). Эти спектры представляют собой зависимость интенсивности исследуемого излучения или потока частиц от времени. Но в этом смысле и обычный электрический ток есть поток элементарных частиц, электронов в цепи электрической схемы, причем интенсивность этого потока также может изменяться во времени. Следовательно, с неменьшим основанием, чем кривую изменения интенсивности нейтронов по времени пролета, можно считать спектром и кривую изменения тока или напряжения в электрической цепи, полученную с помощью самопишущего амперметра или вольтметра. [c.8]

Рассмотрим атомные газотурбинные установки. Основное отличие атомных энергетических установок от теплоэнергетических состоит в замене органического топлива ядерным горючим (ураном-235, ураном-233, плутонием-239) и обычного котла или камеры сгорания ядерным реактором. В остальном агрегаты атомной электростанции почти ничем не отличаются от агрегатов обычной тепловой электростанции. Наиболее распросг-раненны ми являются одно- и двухконтурные теплоэнергетические схемы атомных установок. В одноконтурной схеме рабочее тело одновременно является теплоносителем, охлаждающим топливные элементы ядерного реактора. Проходя через турбину, конденсатор и питательный насос в паросиловой установке или через турбину и компрессор в газотурбинной установке, рабочее тело вновь возвращается в реактор для охлаждения его топливных элементов. В двухконтурной схеме отвод тенла от реактора производится промежуточным теплоносителем, циркулирующим в первом контуре. Тепло, отнятое промежуточным теплоносителем у тепловыделяющих эле- [c.297]

Основная схема конденсатоочистки состоит из трех элементов предфильтры, ФСД, барьерные фильтры (для задержания ионитов). Схема на рис. 32, а с обескислороживанием конденсата с помощью редоксионитовых фильтров применяется наиболее часто в ядерно-энергетических установках. Однако в разных странах и на различных ТЭС имеются существенные отклонения от этой схемы, так как необходимость использования предфильтров многими специалистами оспаривается, при этом обезжелезивание и обессоливание проводят в одном аппарате — ФСД (рис. 32, б) или Паудекс-фильтре (рис. 32, в). В СССР в последнее время реализуется схема на рис. 32, г, д (Череповецкая и Троицкая ГРЭС и др.). [c.130]

Радиевый институт являлся одним из основных участников ядерной программы СССР. Его руководители, В.И. Вернадский и В.Г. Хлопин, еще в 20-е и 30-е годы предвидели фундаментальное влияние открытий в ядерной физике на развитие цивилизации. В июле 1940 года была создана Комиссия по проблеме урана, и ее возглавил директор РИАН В.Г. Хлопин. Сразу после окончания Великой Отечественной войны коллектив Радиевого института под руководством В.Г. Хлопина разработал технологическую схему выделения плутония из облученного в реакторе урана, то есть технологию радиохимического производства. Это была одна из ключевых задач атомного проекта. На основе этой технологии был создан завод Б комбината № 817 - первый радиохимический завод СССР, а его продукция была основой для создания первой атомной бомбы, испытанной в 1949 году. В период 50-х и 60-х годов технология выделения плутония совершенствовалась, и результаты работ Радиевого института внедрялись на ПО Маяк , в производство СХК и КГХК -плутониевых комбинатов СССР. В 1970 года Радиевый институт стал ведущей организацией по созданию технологии для нового радиохимического завода по переработке ОЯТ энергетических реакторов ВВЭР-1000 (завода РТ-2) и такая технология бьша разработана. [c.325]

Успешный опыт создания первой АЭС и создания промышленных реакторов для наработки плутония стал основой для разработки мощных энергетических реакторов канального типа для Белоярской АЭС. В качестве ядерного топлива этих реакторов использовался низкообогащенный уран, в качестве замедлителя - графит, в качестве теплоносителя - вода. Особенностью схемы этих реакторов бьшо осуществление перегрева пара до высокой температуры непосредственно в активной зоне, что потребовало решения специальных инженерных вопросов. Их проектирование проводилось, начиная с 1956 года, в НИИ-8 (НИКИЭТ). НИКИЭТ образовался на основе НИИ химического машиностроения. Во главе НИИ химического машиностроения и НИКИЭТ стоял выдающийся конструктор отечественных ядерных реакторов, один из создателей ядерной программы СССР академик H.A. Доллежаль. Основной проблемой разработки была необходимость существенного увеличения теплового КПД ядерных реакторов по сравнению с созданными к тому времени про- [c.352]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...