Паров из реактора

В одноконтурной схеме пар из реактора через барабан-сепаратор направляется в турбину. [c.47]

Холодильник для конденсации паров из реактора 6 [c.229]

Схема имеет следующие особенности. Регулирование перегрева пара осуществляется с помощью теплообменника 15. Если, например, температура перегрева повышается, то расход пара па этот теплообменник увеличивают. Это приводит к увеличению общего расхода пара из реактора и к повышению температуры питательной воды. Благодаря тому, [c.142]

Пары из реактора выводят по двум штуцерам. У штуцера вывода паров установлены отбойные листы, которые должны быть погружены в слой катализатора, чтобы нефтяные пары проходили сверху отбойных листов. Это уменьшает возможность уноса катализатора. [c.206]

Реакторы с газовым и жидкометаллическим теплоносителем. Высокая теплоемкость воды делает ее хорошим теплоносителем. С другой стороны, обычная вода достаточно сильно поглощает нейтроны и понижает коэффициент размножения нейтронов й. Тяжелая вода в этом отношении более удобна, так как сечение поглощения нейтронов для дейтерия мало. Кроме того, вода должна оставаться в жидком состоянии. При переходе воды в пар резко ухудшается возможность отвода тепла из реактора. Этими причинами объясняется использование других теплоносителей. [c.317]

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]

Давление пара на входе в турбину 2 (рис. 1.3) атомной электростанции (АЭС) по паспортным данным Ро = 6,65 МПа. Давление пара на выходе из реактора 1 [c.8]

МПа, после чего поступает в подогреватель воздуха 5 и далее в смеситель 7. Здесь происходит смешение газообразного аммиака с воздухом, после чего аммиачно-воздушная смесь, пройдя паронитовый фильтр 8, поступает в реактор окисления аммиака 9. Теплота образования нитрозных газов используется в котле-утилизаторе КУН-22/13 (поз. 10) для выработки водяного пара. Из котла-утилизатора нитроз-ные газы, пройдя окислитель I], последовательно охлаждаются в воздухоподогревателе 5 и водяном холодильнике 12, после чего поступают в абсорбционную колонну 13. Из низа колонны отводится готовая продукция — слабая азотная кислота, а сверху — хвостовые газы. Последние, пройдя сепаратор 14 и реактор каталитической очистки 3 (являющийся одновременно камерой сгорания газовой турбины), поступают в газовую турбину 26. Расширяясь в ней от давления 0,7 МПа до атмосферного, хвостовые газы передают свою энергию избыточного давления сжимаемому в турбокомпрессоре 2а воздуху. Отработавшие в турбине хвостовые газы поступают на утилизацию своей физической теплоты в котел-утилизатор КУГ-66 (поз. 15), после чего выбрасываются в атмосферу. [c.332]

На рис. 7.5 приведена схема термоядерной двухконтурной установки с МГД-генератором и паровой турбиной. Часть энергии плазмы, вытекающей из реактора I, преобразуется в электрическую энергию в канале МГД-генератора 2. Затем плазма проходит через теплообменник 3, нагревая рабочее вещество паротурбинного цикла. Через этот же теплообменник 3 проходит и теплоноситель, охлаждающий бланкет. Рабочее вещество (водяной пар) нагревается в теплообменнике 9 примерно до 900 К и затем срабатывает в турбине 7. Во [c.288]

Теплоноситель из реактора по трубопроводу поступает в парогенератор, где тепло первого контура передается воде второго контура, которая, испаряясь, превращается в сухой насыщенный пар. Парогенераторы горизонтального типа с U-образными трубами из нержавеющей стали с внутренним диаметром 16 мм и толщиной стенки 1,4 мм. Сухой насыщенный пар по паропроводам подводится к турбине К-220-44 мощностью 220 МВт. Управление реактором осуществляется путем введения в активную зону или извлечения из нее материала, поглощающего нейтроны. Для регулирования мощности служат кассеты, в верх- [c.172]

Средняя температура пара на выходе из реактора, С 512 520 [c.182]

Пройдя реактор, эта вода направляется по системе труб в теплообменник. Это огромный котел, наполненный почти до верха водой под давлением всего в 33 атмосферы. Сквозь этот котел по змеевику и проходит вода из реактора. Она отдает свое тепло через стенки змеевика воде в котле, и та закипает. Ведь она находится под значительно меньшим давлением, а значит, и кипит при меньших температурах. Пар, образующийся в котле, имеет температуру 232 градуса. [c.170]

Кипящие водяные энергетические реакторы (разомкнутый цикл). В реакторе этого типа (рис. 1.2) зона реактора помещена в сосуд высокого давления. Через эту зону прокачивается конденсат, подаваемый питательным насосом, и доводится до кипения. Пар сепарируется от теплоносителя и подается непосредственно на турбину и затем в конденсатор. Давление и тепловые потоки (см. табл. 1.2) несколько ниже, чем в реакторах водой под давлением. Варианты включают канальный тип реактора с тяжеловодным или графитовым замедлителем, характерной особенностью которого является то, что теплоноситель доводится до реального паросодержания на выходе из реактора за счет кипения. В некоторых проектах пар не берется непосредственно на турбину, а используется для генерирования пара во внешнем парогенераторе. Перегретый пар также может генерироваться в подобных контурах с использованием отдельных трубок в реакторе. В кипящих водяных реакторах разомкнутого никла из-за непосредственной связи между реактором и турби- [c.13]

Теория определения местоположения поврежденного твэла в реакторе типа PWR разработана достаточно подробно [41, 42]. Применение системы регистрации запаздывающих нейтронов демонстрировалось в серии испытаний с поврежденными образцами твэлов в Х-1 петле реактора NRX. В кипящих реакторах основная часть газовой активности выносится из реактора с паром. Поэтому отбор пробы пара над горючим и анализ его газовой активности дают возможность получить сигнал с низким [c.150]

Однако показания детектора запаздывающих нейтронов при работе в стационарном режиме были недостаточны для определения положения поврежденного твэла. Дефект был обнаружен при запусках с помощью соединения датчиков с парами топливных сборок. Исследование подозреваемой сборки после извлечения из реактора показало наличие небольшого дефекта. [c.151]

Осборн [48] описал систему обнаружения поврежденных твэлов для кипящих реакторов. Из реактора через специально смонтированные трубки отбирается проба пароводяной смеси. Из пробы выделяется газ и измеряется его активность по продуктам деления. Пробы от каждых четырех топливных сборок объединяются. Большая часть образующихся газообразных продуктов деления уносится с паром, что улучшает отношение полезного сигнала к фону. [c.152]

Электрическая мощность, МВт эквивалентная непосредственная Температура натрия на входе в реактор, °С Температура натрия на выходе из реактора, °С Температура натрия на входе в промежуточный теплообменник, С Температура натрия на выходе из промежуточного теплообменника, °С Давление пара на выходе из парогенератора, МПа [c.82]

Пар из трех парогенераторов поступает в общий барабан, откуда отводится в турбогенератор, цикл работы которого идентичен циклу турбогенераторов, работающих в блоке с реакторами типа ВВЭР. [c.105]

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]

Теоретическая оценка давала для этой реакции сечение о еор 6-10 см (для антинейтрино, вылетающих из реактора), что примерно на 20 порядков ниже сечений, обычно измеряемых в ядерной физике. Эти 20 порядков были выиграны за счет следующих факторов. Во-первых, в качестве источника был использован мощный реактор, дававший поток антинейтрино, равный примерно lOi ча-стиц/см -с. Во-вторых, для регистрации был использован-жидкий сцинтиллятор с колоссальным объемом 5000 литров. В-третьих, вся установка была помещена глубоко под землей и отделена мощной защитой от реактора. В результате фон от космических лучей и от других (не антинейтринных) излучений из реактора был столь низким, что можно было регистрировать очень редкие события. В опыте был использован жидкий сцинтиллятор с высоким содержанием водорода и обогащенный кадмием. На ядрах водорода шла реакция (9.22). Возникающий в этой реакции позитрон аннигилировал с электроном вещества на два Кванта (см. гл. VII, 6), дававших первую вспышку. Нейтрон за несколько микросекунд замедлялся до надтепловых скоростей, после чего захватывался кадмием (см. гл. XI, 3, п. 4). Получившееся ядро, возбужденное при захвате на 9,1 МэВ, испускало каскад 7-квантов, которые давали вторую вспышку. Эти пары вспышек регистрировались схемой запаздывающих совпадений (см. ниже 6, п. 3), что позволяло уверенно отделять нужные события от фоновых излучений. Регистрировались примерно 3 события в час, и проведение всего опыта заняло около полугода. В результате для экспериментального сечения было получено значение сТэксп = = (11 4)- 1(И см , хорошо согласующееся с теоретическим. Это — самое маленькое сечение, измеренное человеком. [c.502]

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]

Турбины атомных судовых энергетических установок. В качестве атомных энергетических установок (АСЭУ) на транспортных судах нашли применение двухконтурные установки с водо-водяными реакторами давления (ВВРД). В первом контуре такой установки циркулирует вода под давлением, которая служит как замедлителем нейтронов, так и теплоносителем. Эта вода, нагретая в реакторе, поступает в специальный теплообменник — парогенератор, где происходит образование насыщенного или слегка перегретого пара из воды второго контура. Для обеспечения температурного перепада между контурами давление воды на выходе из реактора должно быть на 3—10 МПа выше, чем давление пара на входе в турбину [39]. Таким образом, повышение начального давления пара связано с трудностями создания реактора, надежно работающего под большим давлением. Обычно в судовых конструкциях начальные параметры пара давление 3—4 МПа, температура 240 310 °С, что наряду с отсутствием регенеративных отборов пара приводит к пониженным значениям термического КПД. [c.156]

Тем не менее начальные параметры пара на выходе из реакторов стремятся повысить (с помощью ядерного перегрева , т. с. перегрева пара в активной зоне реактора) давление до 240 бар и выше, температуру — от 250 до 540° С в ПТУ и до 700—800° С в ГТУ. Повышение температуры не только увеличивает КПД теплового цикла, но н улучшает топливный цикл, сно-собствз я более полному выгоранию урана и т. п., однако грозит разрушением твэлов. [c.164]

На АЭС установлены одноконтурные кипящие реакторы, производящие пар давлением 65 кгс/см , температурой 284° С. Из реактора пар поступает на две паровые турбины мощностью по 500 МВт. В реакторе этого типа в активной зоне применены циркониевые сплавы, что улучшает баланс нейтронов, тем самым повышая экономическую эффективность использования ядерного топлива. Особенностью РБМК-1000 является возможность замены тепловыделяющих сборок без остановки реактора. Второй блок АЭС был введен в 1975 г. Опыт эксплуатации Ленинградской АЭС (рис. 4-7) позволил принять решение о внедрении блоков с реакторами РБМК-ЮОО на ряде крупнейших АЭС Советского Союза. [c.182]

При расщеплении атомного ядра урана-235 выделяется большое количество энергии в виде тепла. Ученые решили использовать это тепло, превращая его в электрическзчо энергию. Для этой цели был создан атомный реактор (котел), где происходит расщепление атомного ядра и использование выделяемого тепла для превращения воды в пар. Однако водяной пар, производимый в атомном реакторе, имеет радиоактивные частицы, которые могут представлять опасность для обслуживающего персонала. Поэтому теплоноситель из реактора целесообразно направлять в испаритель, причем во второй контур испарителя подается химически чистая вода, которая превращается в пар и затем поступает по трубопроводам в обычную тепловую турбину. Пар второго контура не имеет радиоактивных веществ, т. е. безвреден для персонала. [c.159]

Нагретая вода из реактора по трубопроводу поступает в первый контур парогенератора, нагревает воду второго контура и превращает ее в сухой насыщенный пар (второй контур). Парогенератор представляет собой большой цилиндр горизонтального типа с и -образными трубами из нержавеющей стали с внутренним диаметром 16 мм и толщиной стенки 1,4 мм. Сухой насыщенный пар (второй контур) по паропроводам подводится к турбине мощностью 220 МВт. Процесс управления интенсивностью тепловыделения в рёактбрб происходит путём регулирования деления атомов урана-235. Технически это осуществляется введением в активную зону или извлечением из нее стержней из материала, поглощающего нейтроны. Стержни из карбида бора, сильно поглощающие нейтроны, размещены тоже в кассетах, общим числом 73 или 37. К их верхнему концу присоединены штанги, связанные с электромеханической системой управления и защиты реактора. [c.164]

Первый энергоблок этой АЭС вевден в эксплуатацию в конце 1973 г., а в 1974 г. блок достиг проектной электрической мощности. На Ленинградской АЭС установлен одноконтурный кипящий реактор, производящий насыщенный пар давлением 65 атм и температурой 284° С. Из реактора пар поступает на две паровые турбины мощностью по 500 МВт. [c.167]

Это схема атомной электростанции. Из атомного реактора (а перегретая вода постуггает в теплообменник (б), а образовавшийся пар из него идет в паровую турбину (в). Вода, циркулирующая в первом контуре, связанном с реактором, нигде не смешивается с водой, пар которой работает в турбине. Эти два контура имеют вспомогательные устройства для очистки воды от примесей, от растворенного воздуха и т. д. [c.168]

Выделяемое при первом же взрыве тепло вполне достаточно для того, чтобы образовался ионизированный слой раскаленного газа, или плазмы, которая распространяется по цилиндру вслед за ударной волной. В таком газе орбитальные электроны отделяются от своих исходных атомов, и присутствие этих свободных электронов делает ионизированный газ (то есть плазму) электропроводящим Ч Колеблясь вместе с ионизированным газом вдоль цилиндра, волна свободных электронов создает переменный электрический ток, и, таким образом, ядерная энергия в реакторе- бомбе непосредственно превращается в электрическую (без обременительного процесса кипячения воды, необходимого для получения пара и приведения в движение турбогенератора). Конечно, мы еще должны найти способ извлекать эуу электроэнергию из реактора- бомбы , прежде чем сможем использовать его на практике. В принципе для этого можно установить соответствующие катушки-токосниматели (как показано на рис. 21) переменный электрический ток, текущий внутри реактора, будет индуцировать электрический ток в таких катушках подобно тому, как первичная обмотка трансформатора индуцирует токи во вторичной обмотке. Однако на практике токоснимающие катушки очень сложно установить настолько близко к реактору, чтобы такая индуктивная связь была достаточно эффективной. Из этого затруднительного положения можно выйти, пропустив токоснимающие электроды сквозь стенки цилиндра, однако и в этом случае весьма трудно найти такой материал для электродов, который выдержал бы громадные рабочие температуры внутри реактора (около 3500° С у внутренней поверхности цилиндра и вдвое большая — в критической зоне). [c.70]

В работе [33] проведены исследования процесса окисления облученного реакторного графита при температуре 700, 900, 1000 и 1150 С в среде необлучениого и облученного азота, не-облученной и облученной парогазовой смеси (азота и водяных паров). Из-за трудностей осуществления непрерывного контроля за изменением массы образца, находящегося непосредственно в активной зоне реактора, реакционный сосуд с контрольной аппаратурой располагали вне реактора. Влияние реакторных условий имитировалось тем, что эксперимент проводили на облученном графите, а парогазовую смесь предварительно-облучали в реакторе и только после этого направляли в реак- [c.210]

Кипящие водные реакторы. Реакции кислорода., Как отмечалось ранее, кипение увеличивает разложение воды при радиолизе из-за удаления кислорода и водорода в пар, выводимый из реактора. По мере продолжения процесса количество продуктов разложения, остающихся в воде, становится бесконечно малым в сравнении со всем удаляемым газом. Газы, таким образом, должны иметь состав воды и из-за низкой концентрации и низкой относительной летучести Н2О2 по сравнению с водородом и кислородом должны состоять из стехио-метрической смеси водорода и кислорода. Остаточные компоненты могут иметь любое соотношение независимо от стехиометрии воды. [c.91]

Кроме того, рассматриваются разные варианты промежуточного перегрева пара. Для БН-600 он осуществляется в пределах парогенератора до температуры свежего пара, как на обычных ТЭС. Поэтому оказалось возможным применить серийные паровые турбины перегретого пара. Однако опыт эксплуатации показал, что при такой организации промежуточного перегрева осложняются режимы останова и особенно пуска установки — могут возникнуть тепловые удары при поступлении холодного пара из ЦВД в промежуточный пароперегреватель. Для энергоблоков с реакторами БН возможны варианты выполнения промежуточного перегрева пара, повышающие надежность работы, но снижающие температуру перегрева пара перед ЦСД по сравнению с температурой свежего пара. Так как для серийных турбин ТЭС обе эти температуры равны, то потребуются некоторые изменения в конструкции цилиндров среднего, а возможно, и низкого давлений. Для АЭС с натриевым теплоносителем возможно также использование парогенераторов сверхкритическнх параметров. [c.87]

Особенности эксплуатации десорб-ционных установок с угольными реакторами. При сгорании древесного угля в реакторе накапливается зола, которая в некоторых случаях проникает в газопровод и эжекторы и засоряет их. Это легко обнаруживается по снижению скорости циркуляции газа в контуре. Причиной засорения является в основном повышенная скорость движения газа в контуре. Чтобы предотвратить вынос золы и пыли из реактора, необходимо уменьшить скорость движения газа в контуре, не снижая при этом нормального соотношения воды с газом. Для уменьшения скорости газа, в газовом контуре устанавливается дроссельная шайба. При засорении угольной пылью надо разобрать и прочистить эжекторы, сконструированные с учетом этой необходимости. Очистку газопровода можно производить сжатым воздухом, паром или водой. [c.109]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...