Реакторы метана

Принципиальная схема теплоаккумулирующей части такой системы (рис. 13.9) включает паровую каталитическую конверсию метана, осуществляемую за счет подвода теплоты высокотемпературного ядерного реактора с гелиевым теплоносителем производство технологического пара, необходимого для осуществления процесса конверсии предварительный подогрев газовой и парогазовой смеси, поступающих на конверсию охлаждение полученного газа и конденсацию избытка водяного пара. [c.404]

На рис. 36-2 показана принципиальная тепловая схема Белоярской атомной электрической станции СССР. Мощность первой очереди этой атомной электрической станции, вырабатываемая турбогенератором ВК-100-90, составляет 100 Мет. Реакторы на станции работают на медленных нейтронах с графитовым замедлителем. Они являются дальнейшим развитием реакторов, установленных на первой отечественной атомной станции. Тепловыделяющие элементы у этих станций однотипны, но длина их на рассматриваемой станции составляет 6 м вместо 1,7 м на первой из них. [c.467]

Заканчивается строительство в г. Шевченко АЭС с реактором, работающим на быстрых нейтронах. Эта установка электрической мощностью 150 Мет предназначается для выработки электроэнергии, опреснения 120000 в сутки морской воды и снабжения потребителей теплом. Поскольку максимумы потребностей в электрической энергии, пресной воде и тепле не совпадают по времени года, работа реактора при такой равной по виду нагрузке будет более или менее равномерной и экономичной, учитывая, что опресненную воду можно будет накапливать в запасных емкостях. [c.467]

Принят к осуществлению проект АЭС мощностью 600 Мет с реактором-размножителем БН-600 на быстрых нейтронах, который сможет обеспечить темп роста энергетических мощностей на 12—15% в год без подпитки реакторов обогащенным ураном. [c.467]

Прямоточная энергетическая установка мощностью 12,5 Мет с кипящим ядерным реактором. [c.127]

Б работе [3] изучали конденсаторы с пленкой из Майлара , имеющие емкость 0,25 мкф и рабочее напряжение 200 в. Три конденсатора облучали 23 дня в реакторе при мощности 14 Мет. [c.382]

К началу 1971 г. во всех передовых я развивающихся капиталистических странах было введено в действие 49 энергетических реакторов с электрической мощностью по 100 Мет и более, общая тепловая мощность составила 16 000 Мет. Из них реакторов типа PWR введено в действие 14 (в США — 8) и BWR—М (в США — 4). См., например, Атомная техника за рубежом № И за 1971 г. — Прим. перед. [c.8]

На реакторе Янки было проведено кратковременное испытание мягкого регулирования борной кислотой, начавшееся 13 сентября 1961 г. [20]. В реактор было введено 390 мг/кг бора при мощности 380 Мет (тепл.). Наблюдалась необъяснимая потеря реактивности, достаточно быстро вначале, а затем более медленно. Когда необъяснимая, потеря реактивности достигла 0,6% lS.k/k, начали удалять бор. Прирост реактивности около 0,4%) протекал со скоростью примерно такой же, как скорость попутного уменьшения борной добавки. Лабораторные доказательства, собранные при этом, указывали на то, что наблюдаемая в опыте необъяснимая реактивность не была, по-видимому, вызвана накоплением бора. Поэтому было сосредоточено внимание на аномалиях реактивности, ранее наблюдаемых на Янки при работе без бора в теплоносителе. Было замечено, что в опыте от 13 сентября 1961 г. введение борной кислоты было начато в то время, когда реактивность была примерно на 0,4% k/k выше, чем предсказанная для этого периода. [c.180]

Такие теплофизические характеристики газа и выявленная область параметров теплоносителя позволяют применить в быстрых реакторах низколегированный металлический уран и достигнуть высокого воспроизводства ядерного горючего (Ри) как в бридере (КВ = 1,80— 1,95), так и в переработчике (КВ = 1,45) с малым временем удвоения (3,5—5 лет) и обеспечить высокий темп наработки плутония— 1000—1500 кг в год в быстром реакторе 1000 Мет. [c.5]

На рис. 9 приведена двухконтурная схема первого блока Ново-Воронежской АЭС, состоящего из реактора тепловой мощностью 760 Мет, охлаждаемого водой под давлением 100 ата, шести парогенераторов и трех турбин мощностью по 70 Мет. Каждый парогенератор включен в самостоятельный контур охлаждения [c.11]

Судовой вертикальный парогенератор с перегревом пара (Нидерланды) [112]. Парогенератор (рис. 63) предназначен для ядер-пой энергетической установки мощностью 22 ООО л. с. (16,2 Мет) для танкера водоизмещением 65 ООО т. Реактор тепловой [c.53]

Получение температур гелия на выходе из реактора на уровне 1000°С позволит в энерготехнологических установках осуществить целый ряд энергоемких химических процессов, требующих высокопотенциального тепла. Имеется несколько возможностей использования гелия с температурой 1000° С в технологических процессах, например для конверсии метана, [c.5]

Предположим, что имеется задание на разработку защиты реактора водо-водяного типа с корпусом под давлением тепловой мощностью 50 Мет. Схема расположения оборудования показана на рис. 1.1—1.3. Схема ядерной [c.295]

Принципиальная схема такого комплекса представлена на рис. 13.7. Теплота, полученная в реакторе /, подводится через промежуточный контур с теплообменником 11 к газификатору 2 и котлу 1 о турбины 9. Газифицируют угол1з водяным паром, подаваемым из отбора турбины. Предварительный подогрев угля I и водяного пара происходит в регенераторе 3. После охлаждения и очистки продуктов газификации в системе 5 горючие газы (Н2, СО, СН4) направляются компрессором 4 к метана-тору 6 в месте потребления. Метани-рование может осуществляться при температуре, целесообразной для обеспечения нужд бытовых и технологических тепловых потребителей. Подог]ревают исходные продукты реакцией метанооб-разования в регенераторе 8. Полученный метан после охлаждения и очистки в системе 7 направляется к потребителям. [c.403]

Наряду с созданием таких атомных источников теплоснабжения необходима разработка новых типов энергоисточников и систем теплоснабжения, основанных, в частности, на хемотермических системах дальней передачи теплоты. Энергоисточником для такой системы служит высокотемпературный ядерный реактор, тепловая энергия которого используется для осуществления каталитической паровой конверсии метана в конвертере. Полученный конвертированный газ, состоящий из водорода и оксида углерода, транспортируется по [c.404]

В дальнейшем опыты проводили при наличии приложенного к облучаемым сопротивлениям напряжения, так что условия испытания сопротивлений были приближены к рабочим. В одном опыте угольные сопротивления с номиналами 100, 240, 1000 и 10 ООО ком, находящиеся в условиях оптимальной рабочей нагрузки, облучали в течение 12 дней в реакторе, работающем на мощности 16,5 Мет. Потоки излучения составляли для тепловых нейтронов 7,8-10 нейтронI см сек), для быстрых — [c.345]

В работе [1 ] четыре стеклянных конденсатора емкостью 0,02 мкф и рабочим напряжением 200 в облучали в реакторе (мош ность 16,5 Мет) в течение 12 дней потоками тепловых нейтронов 7,8-10 нейтронI см сек), быстрых 2,5-10 нейтрон I см сек) при мощности дозы уоблучения [c.363]

Для определения работоспособности стеклянных конденсаторов в комбинированных условиях в работе [16] шесть конденсаторов облучали в реакторе (мощность 3,5 Мет) при температуре 300° С потоками тепловых нейтронов 9-10 нейтронI см сек) и быстрых 9-10 нейтрон 1(см -сек) мощность дозы Y-облучения составляла 2-10 эрг г-сек). В этой работе использовали конденсаторы емкостью 0,001 и 0,01 мкф и максималь- [c.363]

Работа электронных приборов при повышенных температурах часто связана с применением слюды благодаря ее способности выдерживать более высокие температуры по сравнению с органическими материалами. В работе [82] 10 слюдяных конденсаторов облучали в реакторе 10 ч при мощности 40 кет и 24 ч при мощности 3 Мет. Опыт проводили при 500° С. Конденсаторы облучали в основном уизлучением и нейтронами с Е > 0,48 Мэе. Интегральный поток быстрых нейтронов равнялся [c.370]

В работе [53] термокомпенсационные конденсаторы с номинальной емкостью 43 пф облучались 17 дней в реакторе при мощности 40 Мет потоками тепловых нейтронов 2,0-101 нейтрон 1 см -сек) и быстрых нейтронов 1,3-10 нейт,рон1 см -сек) мощность дозы у-облучения составляла 1,0-10 эрг/ г-сек). [c.370]

В этой же работе [Ц в реакторе при мощ,ности 16,5 Мет облучали четыре герметизированных бумажных конденсатора с параметрами 0,1 мкф и 200 в. Измерения при этой мош,ности дали значения величины потоков тепловых нейтронов 7,8 10 нейтрон см-сек), быстрых нейтронов 2,5-10 нейтрон/ см -сек) и мощности дозы у-облучения5,8-10 эрг г-сек). [c.376]

Влияние излучения проявилось почти сразу после начала облучения. Все четыре конденсатора создали состояние разомкнутой цепи при интегральном потоке быстрых нейтронов 9-10 нейтрон см и интегральной дозе у-облучения 2,0-10 эрг г. Выход из строя связан с разрывом оболочек конденсаторов газами, выделяющимися при воздействии у-излуче-ния на бумагу, пропитанную полибутаном. Результаты этого опыта показали, что конденсаторы изученного типа могут использоваться при интегральных потоках до 10 нейтрон см . Были проведены исследования влияния излучения на бумажные конденсаторы с целью установления надежности нескольких типов конденсаторов [67]. 100 бумажных конденсаторов типа GP08A1KE105M подвергли облучению при повышенной температуре. Окружающую температуру поддерживали равной 85° С в течение 24 ч при мощности реактора 1 Мет, а затем мощность реактора была поднята до 10 Мет. Облучение в этом опыте проводилось при следующих условиях [c.376]

Опыты по изучению влияния излучения на пластмассовые конденсаторы показали, что органические диэлектрики почти в 10 раз более чувствительны к радиационным повреждениям, чем неорганические. В работе [1] четыре конденсатора с диэлектриком из полистирола (0,04 мкф, 100 е) облучали 12 дней в реакторе мощностью 16,5 Мет потоками тепловых нейтронов 7,8-10 нейтронI см сек), быстрых 2,5-10 нейтрон 1 см -сек) и Излучением с мощностью дозы 5,8-10 эргI г-сек) [c.382]

При адекватной оценке разъемов независимо от окружающей среды обычно рассматривают следующие важнейшие параметры их работы сопротивление между штырями и гнездами сопротивление изоляции между соседними штырями и характеристики коронного разряда. Эти параметры учитывали при изучении влияния излучения на одиннадцать 14-штырьковых разъемов. Разъемы облучали в Фордовском ядерном реакторе интегральным потоком быстрых нейтронов 1,8-10 нейтронIсм Е > 0,5 Мэе). Во время измерений разъемы находились в нерабочем состоянии, за исключением тех случаев, когда подавалось напряжение для измерения контактного сопротивления штырей. Значения контактного сопротивления при облучении не сильно отличались от соответствующих величин до облучения, лежащих в интервале 6-10" —10 ол1. Сопротивление изоляции между соседними штырями во время облучения уменьшилось на 2 порядка величины при мощности реактора в 1 Мет. Никаких необратимых изменений в изоляции не наблюдали. Во время изучения короны между некоторыми штырями дуговой разряд возникал прежде, чем можно было наблюдать четкий коронный разряд. Один штырь был признан разрушенным после трехчасового облучения. Это разрушение произошло при падении напряжения короны примерно до 100 в. Напряжение зажигания короны лежало между 1,2 и 1,8 кв, за исключением одного штыря, для которого оно составляло 600—800 в. Напряжение погасания короны было соответственно на 50—600 в ниже значений напряжения зажигания. [c.419]

Газификационный реактор состоит из четырех секций. Уголь в виде суспензии поступает наверх и сразу же попадает в горячие объятия движущегося навстречу газового потока. В верхней секции, называемой сушильной, жидкая составляющая суспензии испаряется за счет теплоты, вносимой сюда газом, который к тому же псевдо-ожижает твердую компоненту — угольные частицы. Псевдоожижение существенно интенсифицирует процесс. Температура газа падает от 760 до 300 °С, и он покидает реактор. А уголь проходит первую ступень гидрогазификации, где поднимающийся горячий газ, состоящий из метана, оксидов углерода, водорода и пара, подхватывает его, организуя режим фонтанирования. Находящийся в смеси водород реагирует с частью угля, образуя примерно 1/3 общего количества метана. [c.199]

Современные процессы основаны на том, что уголь или нафта подвергаются перегонке в присутствии либо воздуха, либо водяного пара и кислорода. При газификации угля на воздушном дутье образуется газ, обладающий относительно низкой теплотой сгорания, поэтому такой газ целесообразно использовать только на электростанциях, расположенных на месте его производства. (Один из недостатков воздушного дутья — наличие в воздухе азота, что приводит к образованию большого количества окислов азота.) В процессе с парокислородным дутьем (О2+Н2О) образуется газ несколько более высокого качества, который можно подвергать дальнейшей переработке для получения метана с высокой теплотой сгорания. Этот синтез-газ (иногда его называют также генераторным газом) содержит высокий процент окиси углерода СО и азота N2. Если в синтез-газе соотношение водорода н окиси углерода будет существенно отличаться от 3 I (что требуется для преобразования его в метан), понадобится дальнейшая переработка. Часть СО преобразуется в СО , прореагировав с водой в реакторе, где происходит конверсия водяного газа при этом высвобождается еще больше водорода, СО2 и примеси серы удаляются, а оставшийся газ, состоящий в основном из Н2, СО, СН4 и Н2О, проходит стадию каталитической метанизацин, на которой СО и Но, вступая в реакцию, образуют метан СН . Конверсия водяного газа и каталитическая -метанизацня являются экзотермическими реакциями с выделением большого количества теплоты. Необходимо обеспечить значительный п эффективный отвод этой теплоты, [c.116]

Биогазовая установка пропускной способностью 1000 т отходов в сутки может ежесуточно вырабатывать 100 тыс. м метана. Это умеренная оценка, основанная на том, что 1 кг городских твердых отходов и осадка сточных вод способны дать 0,023 м газа. Городские твердые отходы измельчаются, что дает возможность эффективно отделять органические вещества от неорганических (металл, банки, бутылки и т. п.), встречающихся в городском мусоре чем однороднее гранулометрический состав субстрата, тем эффективнее его разложение. Перед тем как загрузить отходы в био-газовую установку, их нужно смешать с питательными веществами и прочими химикалиями [например, бикарбонатом натрия (ЫаНСОз), фосфором], необходимыми для нормальной работы реактора. В каждом реакторе (а для [c.132]

Уходящие газы после выделения сажи содержат 9—147о окиси углерода, 0,1—2,0% метана и 12—19% водорода. Химически связанная энергия уходящих газов составляет 30—40% энергии топлива и сырья, подведенных в реактор. [c.67]

Одним из методов увеличения надежности снабжения является рассредоточение его источников. Основная масса японского импорта нефти поступала из Саудовской Аравии и Ирана, но значительный приоритет отдавался Ираку в связи с развитием с ним общих экономических связей. В 1973 г. начался импорт нефти из КНР, который в 1976 г. составил всего 4 млн. т, а па 1977 г. намечался в объеме 5,18—6,18 млн. т. Япония надеялась на расширение импорта из КНР со временем, по мере преодоления ряда технических и политических трудностей. Нефть из Дацина отличается низким содержанием серы (0,2%), но высокой вязкостью, что затрудняет ее переработку на японских НПЗ и требует смешения с другими нефтями. Поэтому по чисто техническим и коммерческим условиям промышленники Японии предпочитали бы не брать дацинскую нефть. В гипертрофированном развитии переработки и потребления нефти состоит одна из причин уязвимости экономики Японии. Все развитие ее перерабатывающей промышленности опиралось на дешевую нефть 50-х и 60-х годов. На нефть приходится примерно 70 % потребления первичных энергоресурсов, около 90 % топлива для производства электроэнергии, и 80 % этой электроэнергии потребляется в промышленном и коммерческом секторах — даже алюминиевая промышленность базируется на электроэнергии ТЭС на нефтетопливе, хотя повсеместно эта отрасль ориентируется на дешевую электроэнергию. Подобная экономическая структура болезненно реагирует на любое повышение цен на нефть, поскольку оно затрагивает каждый сектор экономики. Замена нефти практически возможна только импортом угля при высоких затратах на охрану среды либо импортом сжиженного метана при больших затратах на транспортирование и распределение, так что оба варианта имеют существенные недостатки. Единственным методом ослабления зависимости от импорта можно считать экономию энергии во всех направлениях, пока не будут достаточно освоены реакторы-размножители или ядерный синтез. Как видно, зависимость от импортной нефти еще долгое время будет характерной чертой экономики Японии. [c.330]

Радиолиз в исследовательских реакторах замкнутого цикла с полной или заметной дегазацией будет близок к теоретическим выходам. Так, в реакторе для испытаний материалов (MTR) с полной дегазацией пара при давлении 50,8 мм ртутного столба, как сообщил Рейнуотер [20], при 40 Мет скорость дегазации равна около 340 л мин содержание в газе водорода 35,1%. На входе и выходе реактора общие концентрации газа равны 0,2—0,4 и 3—5 см /кг соответственно. Наблюдаемая дегазация водорода соответствует около 100% теоретического выхода с учетом концентрации кислорода в отводимом газе. Хас [21] сообщил, что общее количество газа, растворенного в теплоносителе реактора ETR, при 175 Мет порядка 25 см 1кг. Поскольку дегазация в ETR недостаточно эффективна, то радиолиз ограничен обратными реакциями. Дженкс [2] вывел кинетические уравнения и составил программу их решения для ЭВМ и сделал расчеты для условий, соответствующих работе ETR (табл. 4.5). Для частного случая расчета согласие вполне хорошее. [c.86]

I m.kmoI m) до тех пор, пока концентрация водорода не снизится заметно ниже нормально поддерживаемых уровней (25 см /кг). Величина концентрации водорода, при которой появляется кислород, будет зависеть от мощности дозы и R. При нормальном содержании водорода кислород не наблюдался в водных реакторах закрытого цикла, содержащих до 1500 мг/кг бора в виде борной кислоты.. Если кислород добавляется к воде в присутствии водорода, то происходит быстрая рекомбинация. На рис. 4.10 показан результат введения кислорода в реактор Янки (Атомная электрическая корпорация Янки) при уровне мощности 485 Мет. Температура теплоносителя на входе была около 263° С, давление 140 кГ/см , номинальное содержание водорода в теплоносителе 25 см /кг, вода — деминерализованная и нейтральная. Кислород исчезал со временем полураспада около 12 мин при средней мощности дозы 2,3 btJz. Эта реакция не обязательно обусловлена только действием излучения. Сообщалось [25, 26], что кислород, добавленный при 260° С в петлю из нержавеющей стали вне зоны реактора, выдержанную с водородом при этой же температуре, исчезал по реакции первого порядка со временем полураспада около 1,26 ч, независимо от концентрации водорода. Предположено, что Иг хемосорбируется на восстановленной поверхпо- [c.88]

При 15 Мет и оптимальных концентрациях аммиака и дейтерия скорость разложения аммиака была около 50 г/ч. В большом силовом реакторе [3300 Мет (тепл.)] это приведет к потреблению около 10 кг ND3 в час, что является совершенно практически неприемлемым методом для тяжеловодного реактора. Только в канальных реакторах кажется практически разумным контроль химии воды при кипении. Имеется сообщение [39] о данных по радиолизу аммиака в охлаждаемой паром находящейся в зоне испытательной петле при 56 кГ см , 300 С на входе, 430° С на выходе и при температуре топливного элемента от 500 до 650° С. При 16 мг1кг NH3 в паре наблюдался G(—NH3), равный 1,8. [c.100]

Для иллюстрации масштаба возникающих в реакторной технике проблем рассчитаем выход достаточно опасного для здоровья людей изотопа на типичном ядерном реакторе. При. электрической мощности АЭС 750 Мет и к. п. д. 33,3% тепловая мощность реактора равна 2250 Мет. Скорость делений составляет 2250-10 егХЗ,Ы0 делений/(вт сек) или около 7-10 (Зе-лений1сек. Так как суммарный выход равен 3,1%, скорость образования его атомов составит 2,15-10 атомое/сек. Скорость распада Ч, накопившегося в горючем, в равновесном состоянии будет такой же. Следовательно, его равновесная активность рав- [c.122]

Выход продуктов деления из горючего с высоким удельным энерговыделением. Выход газообразных продуктов деления из горючего с высоким энерговыделением тесно связан с изменениями физической структуры горючего [27]. Нотли и Мак-Эван [28] установили, что 7з долгоживущих или стабильных газообразных изотопов, образующихся в зоне изотропного роста зерен, и Va количества, образующегося в зоне возникновения колонок зерен, выходит в полости внутри твэла. Механизм этого процесса в деталях был установлен Нотли и др. [19] путем прямого измерения давления газа в облученном горючем. Суммарное количество газов, выходящее за все время облучения, оказалось примерно пропорциональным выгоранию [до 3290 Мет-сутки)однако было обнаружено, что значительная часть их выходит в момент изменения мощности реактора, в особенности при уменьшении мощности твэла. По- [c.140]

После двух кратких испытаний на реакторе Янки была проведена критическая оценка действия на реактивность мягкого регулирования на реакторе в Сакстоне [17]. Сакстонский реактор имел расчетную мощность 23,5 Мет (тепл.) при 140 кГ1см . Он мог работать без мягкого регулирования до 20 Мет. При 23,5 Мет примерно 16% поверхности зоны находится в кипящем режиме. Программа испытаний включала все возможные способы воздействия на реактивность. Основным методом оценки было детальное и точное сравнение предсказанной реактивности зоны и наблюдаемой реактивности установки. Все предсказания реактивности основывались на физических параметрах зоны, полученных при работе зоны со стержнями перед работой с мягким регулированием. Особенное внимание было уделено переходу от условий с пузырьковым кипением к условиям без пузырькового кипения. Работа с мягким регулированием началась 27 мая 1963 г. и продолжалась до 22 ноября 1964 г. Был проведен ряд специальных опытов для решения вопросов, изложенных в разд. 6.6. Рис. 6.16 является частью опытных данных, показывающих условия работы и необъяснимую накапливающуюся разницу между измеренным и предсказанным изменением реактивности в установке в единицах 0,1% Ak/k. Отметим, что наблюдаемая необъяснимая реактивность в основном положительная в рассматриваемый период и заметно не изменяется с увеличением мощности или изменением концентрации бора. Физические испытания показали, что накопление бора, если и происходило, то не влияло в какое-либо время на реактивность [c.177]

Химический эффект при высокой мощности. На рис. 6.17 показано изменение реактивности со временем реактора в Сакстоне при 20 Мет без бора в теплоносителе при одном из опытов по pH [22]. Замечен медленный эффект реактивности, измеренный при изменении температуры теплоносителя и pH, из-за [c.181]

Рис. 6.17. Изменение реактивности и pH теплоносителя реактора в Сакстоне при 20 Мет (тепл.) [17]

Рис. 9.4. Эксперимент с введением шлама в реактор Сакстон (20 Мет) [16].

Описанный метод использован нами для расчета параметров потока в проточной части 1-й ступени турбины высокого давления мощностью 1000 Мет (ТВД-1000) АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Характеристики проточной части ТВД-1000, определенные на основании h — s-диаграммы [413], представлены в табл. 4.14. Результаты численного исследования течений N2O4 в сопловом аппарате 1-й ступени ТВД-1000 приведены в табл. 4.15. В вычислениях принято, что проточная часть соплового аппарата является каналом конической формы. [c.170]

В работе был применен радиоактивный изотоп Вг , который вводился в горючий газ в виде соединений HgBr . Радиоактивный бромистый мстил получали двумя способами методом обмена между радиоактивным бромистым натрием NaBr и бромистым метилом HgBr, и путем нейтронного облучения бромистого метила в реакторе. [c.301]

На рис. 19 приведена трехконтурная схема установки в Даунри электрической мощностью 250 Мет с быстрым реактором PFR. В английской программе развития быстрых реакторов этот реактор рассматривается в качестве прототипа реактора мощностью 1000 Мат. Температура натрия на выходе из активной зоны реактора достигает 600° С, параметры пара перед турбино 163 ата, 565° С, а после промперегрева 34,5 ата и 560° С. [c.17]

Парогенераторы Дрезденской АЭС (США). На Дрезденской станции мощностью 180 Мет с кипящим водяным реактором применен пароводяной цикл двух давлений с регенеративным подогревом питательной воды. Первичный пар давлением 70 ата в количестве 640 т1час образуется непосредственно в реакторе, откуда через барабан-сепаратор и влагоотделитель поступает в первую ступень турбины. Вода из барабана-сепаратора при температуре насыщения подается циркуляционными насосами к парогенераторам, где за счет ее охлаждения образуется пар второй ступени давления (35,7 ата) в количестве 540 ml час [125]. Эта ступень состоит из четырех независимых циркуляционных петель с парогенератором и циркуляционным насосом. Каждая петля размещается в изолированном боксе с биологической защитой. Станция может работать при отключении одной или двух петель. [c.52]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...