Ядерные реакторы насыщение

На современных атомных электрических станциях, в которых источником тепла служит ядерный реактор с водой под давлением, получают почти сухой насыщенный водяной пар. На этих электростанциях используются турбины насыщенного пара. Паросиловой цикл такой установки показан на рис. 4-17, но 1-2 выходит из точки 6. [c.174]

Этот критерий является определяющим, если в условиях однозначности наряду с температурой насыщения задана также температура на поверхности охлаждения или средняя температура одной из фаз. В таком случае характерный температурный напор, например = = 1" — также войдет в условия однозначности. В ряде случаев независимо задается тепловой поток, а не температурный напор. В частности, именно так обстоит дело в кипящих ядерных реакторах, в электрокотлах и т. п. [c.225]

В цикле ПГТУ наблюдаются все три состояния. На входе в компрессор и в его ступенях газ находится в пересыщенном состоянии, на выходе из компрессора — в насыщенном, в источнике энергии (в камере сгорания или ядерном реакторе), парогазовой турбине — в ненасыщенном и, наконец, в холодильнике-конденсаторе — сначала в ненасыщенном, затем в насыщенном, а на выходе — в пересыщенном состоянии. [c.33]

На атомных электростанциях в настоящее время применяют, как правило, турбины на насыщенном водяном паре н ядерные реакторы, использующие обычную воду в качестве замедлителя и теплоносителя (типа ВВЭР), с двухконтурной схемой. В Советском Союзе получили также распространение уран-графитовые реакторы с водяным теплоносителем и одноконтурной схемой. [c.46]

Для снижения конечной влажности пара в цилиндрах турбины до допустимого значения 10—13 % применяют подсушку и промежуточный перегрев пара. Между цилиндрами турбины устанавливают сепаратор влаги (С) для подсушки пара до сухости примерно 0,99 и вслед за ним пароперегреватели промежуточного перегрева, обогреваемые паром из отбора турбины (ППо) и свежим паром (ППс) (рис. 4.14). Начальное давление насыщенного водяного пара по условиям ограничения параметров воды в ядерном реакторе принимают 6,0—7,0 МПа с соответствующей температурой насыщения примерно 280 С. [c.46]

При комнатной температуре в воде, насыщенной воздухом, коррозия урана идет преимущественно с кислородной деполяризацией, а металл находится в пассивном состоянии. В кипящей дистиллированной воде уран находится в активном состоянии, а его коррозия идет с водородной деполяризацией. Коррозионная стойкость урана в воде и паре в условиях работы первого контура ядерных реакторов низка. Стойкость урана возрастает при легировании его гафнием, цирконием, никелем, ниобием, танталом, молибденом, кремнием. [c.306]

Таким образом, ограничения максимальной температуры в первом контуре теплового цикла связаны с прочностными и коррозионными характеристиками конструкционных материалов. В реакторах с жидкой поверхностью первой стенки максимальная температура может быть ограничена плотностью насыщенных паров теплоносителя. Из табл. 4.8 видно, что максимальные температуры в первом контуре близки к температурам первого контура ядерного реактора. Вследствие затрат энергии на драйвер значения КПД электростанций ИТС ни- [c.103]

Что касается типа атомного реактора для ядерных энергетических установок, то необходимо иметь в виду следующее. Пароводяные атомные реакторы в настоящее время могут обеспечить получение насыщенного или незначительно перегретого пара поэтому в них должны применяться паровые турбины насыщенного пара. Перспективными являются также атомные реакторы не с водяным, а с газовым охлаждением. Такие реакторы могут обеспечить получение перегретого пара высоких температур (особенно при применении гелия) и, следовательно, для силовой части установки можно использовать обычное технологическое оборудование. [c.593]

В настоящее время в связи с применением ядерных энергетических установок вновь приобретает значение цикл насыщенного пара, так как при эксплуатации многих типов реакторов недопустима высокая температура. В этих случаях для давлений от 15 до 20 бар рекомендуется включать промежуточный влаго-отделитель (рис. 40). [c.119]

Ядерный перегрев пара на Белоярской АЭС был осуществлен впервые в мире. В канальном реакторе могут отсутствовать перегреватель-ные каналы, и тогда будет производиться насыщенный пар. В корпусных реакторах можно получить только насыщенный пар. Такие реакторы получили распространение в США. [c.142]

Для уменьшения размеров реактора и для предотвращения отравления охлаждающего воздуха радиоактивными изотопами конструируют реакторы с жидкостным охлаждением. Теплота, выделяющаяся в реакторе, поглощается жидким теплоносителем и переносится в теплообменник, где б передается обогреваемому воздуху. Ясно, что температура теплоносителя на выходе из реактора должна быть больше температуры воздуха перед истечением из сопла. Поэтому вода, критическая температура которой равна 650 К, в качестве теплоносителя непригодна. Наиболее подходящими теплоносителями для ядерных воздушно-реактивных двигателей являются расплавленные металлы, температура плавления которых меньше температуры на выходе из теплообменника Гз, а упругость насыщенных паров при температуре Гз, которую теплоноситель имеет на выходе из реактора, не слишком велика, т. е. не намного превосходит давление торможения в камере роо. [c.368]

Атомная энергетика исчисляет свою историю с июня 1954 г., когда в СССР в г. Обнинске была введена в строй первая в мире АЭС мощностью 5 МВт. Основным элементом АЭС является ядерный реактор — источник энергии. Теплоноситель реактора (насыщенный, перегретый пар или гелий) достаточно высоких параметров можно иепользо-вать непосредственно в качестве рабочего тела паро- или газотурбинной установки (одноконтурная схема АЭС). В реакторе е водой под давлением, гелием с умеренной температурой или натрием теплота теплоносителя передается рабочему телу паротурбинной установки в специальных теплообменных аппаратах, что приводит к двухконтурным или трехконтурным схемам АЭС. [c.340]

Перегретый пар направляется в часть низкого давления 7 турбины, где рас-щиряется до давления 0,004 МПа при влажности 7 %. Конденсат из конденсатора 8 насосом 9 направляется в подогреватель низкого давления 11, деаэратор 12 и питательным насосом 13 возвращается в контур циркуляции теплоносителя ядерного реактора. Из объема 10 осуществляется подпитка контура химически очищенной водой. Перегрев пара может осуществляться и в ядерном реакторе. В этом случае насыщенный пар из барабана-сепаратора направляется непосредственно в пароперегревательные технологические каналы и затем в турбину. [c.347]

Наиболее простой, но достаточно удачной лоделью при рассмотрении закономерностей движения двухфазного потока и переноса тепла в условиях ядерного реактора может служить случай движения воды в длинном канале при постоянном тепловом потоке, исследованный Колье (рис. 2.4) [3]. На входе в канал температура массы воды и стенки ниже температуры насыщения. По мере нагревания жидкости растет и температура стенки, и разность между их температурами определяется уравнениями теплоотдачи при вынужденной конвекции, рассмотренными выше. Когда температура стенки превысит температуру насыщения, на стенке начнут образовываться пузырьки пара, и наступает режим кипения воды при недогреве. При дальнейшем движении потока температура всей массы теплоносителя достигает температуры насыщения, и устанавливается режим развитого пузырькового кипения. [c.21]

Двухфазный поток жидкости. Истечение двухфазной жидкосТй под давлением через кольцевой зазор в лабиринтных уплотнениях является обычным для питательных насосов котлов и стержней регулирования процесса ядерных реакторов с жидкостным охлаждением. Давление внешней среды здесь меньше, чем упругость насыш,енных паров, соответствуюш,ая температуре жидкости внутри установки. По мере того, как переохлажденная или на-ходяш,аяся под давлением жидкость протекает по зазору уплотнения, давление ее постепенно уменьшается и достигает значения, равного упругости насыщенных паров. В этом месте мгновенно возникает парообразование. В двухфазном потоке жидкости отношение давлений, соответствующее критическому расходу, обычно лежит между отношением упругости насыщенных паров к давлению на входе и отношением, которое может быть получено, исходя из критической скорости. Для большинства расчетов это правило достаточно точно. [c.52]

Схема установки для проведения поляризац. анализа (сиин-сиектрометра) иредставлена на рис. 4. Неполяриз. пемонохроматич. пучок нейтронов 1 из ядерного реактора направляется на магн. кристалл 2, к-рый слу/кит одновременно монохроматором и поляризатором нейтронов. Кристалл 2 находится во внеш. поле М, к-рое, намагничивая его до насыщения, ориентирует маги, моменты атомов нужным образом и задаёт поляризацию первичного пучка нейтронов (см. выше). Для измерений при двух ориентациях вектора поляризации нейтронов (х= 1) используют радиочастотную катушку Н (флиппер), при включении к рой направление поляризации изменяется на противоположное (спин нейтрона при поглощении фотона изменяет направление на противоположное). Исследуемый образец 4 помещают между полюсами электромагнита, позволяющего ориентировать вектор рассеяния вдоль и поперёк поля М, т. е. магн. вклад в рассеяние нейтронов образцом можно ли- [c.657]

На АЭС применяют ядерные реакторы на тепловых нейтронах типов ВВЭР и РБМК на насыщенном водяном паре с начальным давлением 6,0—6,5 МПа. Ведутся работы по освоению реакторов на быстрых нейтронах (БН-600 и др.). По решению ХХУП съезда КПСС необходимо ускорить строительство АЭС с такими реакторами. [c.13]

Принципиальная тепловая схема атомной электростанции содержит ряд элементов общего характера для любой тепловой электростанции, какой является и АЭС. Вместе с тем в схеме отражены и элементы, свойственные технологическому процессу и работе турбоустановок на насыщенном- или слабоперегретом паре. Облик тепловой схемы АЭС в значительной мере определяется типом ядерного реактора. [c.141]

Никель и никелевые сплавы, например монель-металл, инконель, никелевомолибденохромовый и никелевожелезомолибденовый (иллиум) сплавы, в воде, содержащей кислород, при 260° С корродируют сильнее, чем аустенитные стали, но стойки в воде, не содержащей растворенного кислорода, или в воде, насыщенной водородом (первичный контур ядерных реакторов). Скорость коррозии составляет менее 0,017 гЦм сутки] даже при движении среды со скоростью 9 м1сек. В воде, содержащей кислород, при 260° С скорость коррозии составляет [50] [c.363]

Еще до того, как данные по элементам № 99 и 100 были рассекречены, эти элементы были получены и в мощном ядерном реакторе, работавшем в штате Айдахо в США. Процессы, приводящие к образованию новых элементов в реакторе и термоядерном взрыве, в принципе одни и те же. Разница во времени. Захват нейтронов при термоядерном взрыве происходит за миллионную долю секунды, в реакторе же насыщение исходного плутония нейтронами потребовало более двух лет. (В этих опытах исходным сырьем служил элемент № 94, полученный из урана-238.) [c.173]

Для работы турбины на перегретом паре применяется схема, показанная на рис. 2-7,6. На выходе из реактора получается пароводяная смесь с паросодержаиием около 30% Пар, отделенный в барабане-сепараторе 9, поступает в парогенератор 2, где за счет его конденсации образуется вторичный насыщенный пар. Этот пар направляется в периферийные ка1налы ядерного реактора 1, в которых перегревается и после этого поступает в турбину 3. Эта схема по сравнению с турбиной, работающей а насыщенном паре, характеризуется более высоким к. я. д. устано1Вки. Турбина в э юм случае работает на радиоактивном паре. [c.12]

Первой в мире АЭС с ядерны> перегревом острого иара являетсг Белоярская атомная станция, на которой применены два типа схем ке полностью двухконтурная и одноконтурная [Л. 83]. В не полностью двухконтурной схеме этой АЭС (рис. 9-7) насыщенный пар производится в парогенераторе за счет тепла первого контура. После парогенератора насыщенный пар под давлением =110 KZ j Afi направляется в пароперегревательный канал, который расположен в паровой части реактора. Ядерный перегрев позволяет получить перегретый пар, который направляется в обычную турбину К-100-90 с начальными параметрами / о = 90 KZ j M и / = 500 С, т. е. турбину без выносного сепаратора и промежуточного перегрева пара. При этом влажность в конце процесса расширения пара в ЦНД не превышает 9%. В результате эксплуатации АЭС с ядерным аере- [c.202]

Ядерная энергетика зарубежных стран (США, Франции, ФРГ, Японии и др.) развивается в основном на базе водо-водяных реакторов, охлаждаемых водой под давлением (PWR). Парогенераторы, разрабатываемые ведущей в этой области фирмой Вестингауз , представляют собой однокорпусные вертикальные с погруженной теплопередающей поверхностью аппараты, вырабатывающие насыщенный пар. С 1961 г. (ввод в эксплуатацию АЭС Янки ) фирмой разработаны модификации ПГ с единичной электрической мощностью, возрастающей с 46 до 325 МВт при соответствующей мощности блока 185—1300 МВт. [c.209]

Органические теплоносители, имея в своем составе водородсодер-жащие соединения, обладают хорошими ядерно-физическими свойствами. Будучи высококипящими жидкостями, они допускают нагрев до 400 —450 °С при относительно невысоком давлении, что позволяет осуществить цикл не только насыщенного, но и перегретого пара. Органические теплоносители практически не взаимодействуют с конструкционными материалами, кроме углеродистой стали (в активной зоне реактора) и циркония. Это удешевляет стоимость оборудования. Их недостатки ограниченная температура начала разложения (400— 450 °С) худшие, чем у воды, теплофизические свойства и потому более низкий коэффициент теплоотдачи более высокие затраты на перекачку по контуру более высокая температура застывания и потому необходимость подогрева для перевода в жидкое состояние. Органические теплоносители неконкурентоспособны с водным, и в настоящее время их еще не используют в ядерной энергетике. [c.340]

На фиг. 209 показан испаритель без циркуляции для турбины к гомогенному реактору тепловой мощностью 5 мгвт. Первичный теплоноситель (жидкое ядерное горючее) поступает в аппарат при 300° и 140 ати и проходит через 250 U-образных трубок наружным диаметром 9,5 мм и толщиной стенки 1,5 мм. Верхняя часть корпуса — сухопарник с сепаратором. С целью уменьшения диаметра трубной доски и камеры предусмотрен конический период между ними и корпусом аппарата. При общей длине 4,3 м, внутреннем диаметре корпуса 1,02 м и поверхности нагрева 45 м генерируется в час 7300 кг насыщенного пара давлением 36,4 ата. В том случае, когда в испарителе производится и подогрев воды, вход ее осуществляется у выходного конца трубок, которые целесообразно отделить горизонтальной перегородкой (фиг. 210). При этом образуется зона предварительного подогрева воды за счет дополнительного охлаждения первичного теплоносителя. [c.405]

На рис. 1-2 приведена схема паротурбищюй электростанции иа ядерном горючем, т. с. атомной электростанции (АЭС). На схеме изображена двухконтурная АЭС с водо-водяным реактором на тепловых нейтро-ка.х. На АЭС этого типа в парогенераторах вырабатывается насыщенный пар, что приводит к применению паровых турбин, работающих на насыщенном паре с промежуточным паровым перегревом. [c.8]

Важнейшей тенденцией развития ТЭС является рост доли ядерного горючего в топливном балансе, т. е. рост мощностей АЭС. В настоящее время ведется строительство ряда мощных АЭС с водо-водяными и гра-фито-водяными реакторами (корпусными и канальными). Для этих электростанций изготовляются турбины мощностью 220 и 500 МВт, предназначенные для работы на насыщенном паре при 3 000 об/мин и при начальном давлении пара 4,4 и 6,5 МПа, Уже сейчас создаются АЭС с реакторами—размножителями иа быстрых нейтронах. [c.14]

В единственном экземпляре работает корпусной легководный реактор ВК-50 с естественной циркуляцией кипящего теплоносителя, введенный в эксплуатацию в 1965 году. Это направление не заняло места в большой ядерной энергетике, где доминировали ВВЭР и РБМК, однако научно-технический опыт и технологические решения ВК-50 были использованы при создании РБМК, а позже послужили отправной точкой при разработке установок для централизованного теплоснабжения A T. Эта установка была создана в НИИАР для изз ения вопросов, связанных с работой кипящего реактора с непосредственной подачей насыщенного пара из реактора на турбину АЭС. Проектная мощность установки составляла 140 МВт, но в результате выявления резервов и модернизации она была увеличена до 250 МВт. [c.366]

Кроме приведенной классификации АЭС по числу контуров можно вьщелить отдельные типы АЭС в зависимости от следующих признаков параметров и типов паровых турбин (например, АЭС на насыщенном и перегретом паре) способа перегрева пара (огневой или ядерный) параметров и типа теплоносителя конструктивных особенностей и типа реактора и др. [c.34]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...