Теплоносители атомных электростанци

Лабораторные и петлевые исследования под облучением. Наличие поля ионизирующего излучения является одной из основных отличительных особенностей процесса теплопередачи от ядерного горючего к циркулирующему теплоносителю атомной электростанции. Поэтому при создании водоохлаждаемых ядерных реакторов вначале исследовалось влияние ионизирующего излучения на процессы отложения. Работы выполнялись с предварительно приготовленными (синтетическими) продуктами коррозии на ускорители электронов в качестве источника ионизирующего излучения [6]. В работе [7] использовалась экспериментальная установка того же типа с продуктами коррозии углеродистой стали и образцами из циркалоя. Была получена количественная информация, позволяющая сделать следующие выводы [c.291]

Кавитация может происходить во всех капельных жидкостях, в том числе и в жидких металлах. Последнее иногда наблюдается при использовании жидких металлов в качестве теплоносителей на атомных электростанциях. [c.117]

В парогенераторе атомной электростанции вырабатывается 57 т/ч водяного пара при давлении 1,37 МПа и температуре 586 К- Первичным теплоносителем служит углекислый газ, поступающий в парогенератор с расходом 750 т/ч при температуре 613 К. Определить температуру углекислого газа на выходе из парогенератора, если температура питательной воды, поступающей в парогенератор, составляет 381 К- [c.297]

В настоящее время на действующих атомных электростанциях используются различные типы реакторов — охлаждаемые водой под давлением, охлаждаемые кипящей водой (канальные и корпусные), газоохлаждаемые (гелием, углекислотой), реакторы-размножители, охлаждаемые жидкометаллическими теплоносителями (натрием и сплавом натрия и калия). [c.552]

В настоящее время атомные электростанции с реакторами, типа ВВЭР-получили распространение во многих странах мира. Использование обычной воды в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов значительно упрощает технологическую схему активной зоны реактора. [c.170]

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт имеет канальный уран-графитовый реактор на тепловых нейтронах с водным теплоносителем и графитовым замедлителем нейтронов. Тепловая мощность реактора равняется 30 МВт. [c.180]

Проблемы получения на АЭС от атомных реакторов не только электрической, но и тепловой энергии были успешно реализованы на Билибинской атомной электростанции, которая построена на Чукотке. Атомные реакторы Билибинской АЭС аналогичны блокам Белоярской АЭС. Некоторое отличие состоит в том, что на Билибинской АЭС не предусмотрен перегрев пара в реакторе и турбина мощностью 12 МВт работает на насыщенном паре давлением 65 атм. Кроме того, в целях повышения надежности работы и безопасности эксплуатации реактора в условиях Крайнего Севера принята простейшая схема охлаждения активной зоны реактора за счет естественной циркуляции теплоносителя по первому контуру. [c.168]

Гигантские ядерные реакторы, применявшиеся в первых атомных электростанциях, были прямыми потомками реактора Ферми в них использовались тот же тип ядерного топлива (природный уран) и тот же замедлитель (графит). Однако в отличие от атомного котла назначение этих реакторов было вполне мирным в качестве атомных печей они заменили в тепловых электростанциях обычные печи, работающие на угле или нефти. На рис. 24 схематически (в разрезе) представлен один из таких реакторов, в котором тепло от тепловыделяющих элементов — урановых стержней диаметром около 25 мм —отводится с помощью циркулирующего газа. Нагретый в реакторе до высоких температур газ поступает в теплообменники, где отдает свою тепловую энергию, а затем вновь возвращается в реактор. В качестве теплоносителя используется сжатый углекислый газ, поскольку он вполне безопасен, дешев, не слишком поглощает нейтроны и эффективен как теплоноситель. Чтобы предохранить неядерные части реакторной установки от радиоактивного заражения и исключить возможное химическое воздействие на урановое топливо со стороны горячего газа, тепловыделяющий элемент заключался в прочную оболочку, имеющую ребристую поверхность для более эффективной передачи тепла углекислому газу . [c.80]

Тепловые реакторы, в которых вода служит и теплоносителем и замедлителем, гораздо более компактны, чем их собратья с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем, однако не столь компактны, как быстрые реакторы. Быстрые реакторы могут быть очень компактными и обладать исключительно высокой номинальной мощностью, по крайней мере в 1000 раз превышающей номинальную мощность графито-газовых реакторов. Несомненно поэтому, что в ближайшем будущем будет строиться все больше и больше быстрых реакторов, особенно в связи с увеличением запасов искусственного топлива— плутония и урана-233. По-настоящему компактные экономичные ядерные реакторы открывают перед человечеством волнующую перспективу использования портативных атомных электростанций, которые можно перевозить на самолетах или вертолетах в далекие джунгли, пустыни или отдаленные районы Севера. [c.90]

Нестеренко В. Б. Физико-технические основы применения диссоциирующих газов как теплоносителей и рабочих тел атомных электростанций. Минск, Наука и техника , 1971. [c.197]

АТОМНЫЕ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ [c.79]

Очень важная группа насосов, появившаяся в последнее время — насосы для перекачки горячих металлических расплавов. Это в основном теплоносители для атомных электростанций, жидкий чугун и сталь в литейных цехах и на металлургических заводах. В таких насосах обычно нет движущихся деталей. Перекачка осуществляется благодаря взаимодействию электрических и магнитных полей, возбуждаемых в элементах насоса и в самой перекачиваемой жидкости. [c.164]

Рассмотренное оборудование применяется для тех же целей, что и котлы барабанного и прямоточного типа обычных электростанций. Но конструктивное оформление атомных электростанций, отличается от оформления обычных электростанций. Кроме того, в первых невозможен пережог труб парогенераторов, не наблюдается вялой циркуляции воды, отсутствуют малые тепловые нагрузки на теплопередающих поверхностях и т. д. Имеется несколько разновидностей схем атомных электростанций, в которых в качестве теплоносителя в реакторных установках используются вода, жидкие металлы, угольная кислота и органические вещества. [c.12]

Парогенераторы первой атомной электростанции в СССР Первая в мире АЭС работает по двухконтурной тепловой схеме с графито-водяным реактором в первом контуре и обычным энергетическим оборудованием во втором контуре. Греющим теплоносителем в парогенераторах является вода первого контура, передающая тепло воде и пару второго контура [102]. [c.46]

Перечень материалов, используемых в обычной электроэнергетике, сравнительно невелик. Для изготовления деталей и оборудования, испытывающих нагрузки, применяют стали, там, где необходимы проводники электрического тока, используют медь или алюминий, а в качестве изоляционных материалов выбирают органические соединения или керамику. Появление на энергетическом рынке атомных электростанций (АЭС) значительно расширило круг используемых материалов. В активной зоне реактора находятся делящиеся и воспроизводящие материалы, представляющие собой либо металлы (уран, плутоний и торий), либо их окислы или карбиды. В качестве конструкционных материалов активной зоны применяют магний и цирконий, в качестве замедлителя— графит. В системах управления и защиты реакторов используют такие материалы, как бор, гафний и редкоземельные металлы, в качестве теплоносителей ядерных энергетических установок могут быть использованы, например, углекислый газ, гелий, натрий. [c.6]

Генеральное направление развития атомной энергетики в перспективе — создание и освоение атомных электростанций с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. В настоящее время проектируются и строятся реакторы этого типа с жидкометаллическим охлаждением, в будущем считается возможным применение в качестве теплоносителей также газов. [c.6]

На проектируемых в настояш,ее время атомных электростанциях с натриевым теплоносителем в реакторе обычно используется трехконтурная схема. Необходимость второго промежуточного контура вызвана требованием предотвраш,ения распространения активности при взрыве в случае контакта натрия с водой при протечке его из первого контура. [c.68]

Независимо от типа реактора с водным теплоносителем отложения на поверхностях оборудования атомных электростанций вне активной зоны представляют собой высокотемпературную оксидную пленку элементов конструкционного материала с поверхностным наносным слоем на ней рыхлых продуктов коррозии. [c.149]

Физико-химические и теплофизические свойства диссоциируюпцей четы-рехокиси азота исследовались и раньше в виду ее широкого применения в химической промышленности и в технике. Но особенно продвинулось изучение свойств четырехокиси азота в последние годы, когда было предложено использовать ее в качестве перспективного теплоносителя атомных электростанций [1]. [c.18]

Если в качестве теплоносителя применяют жидкие металлы (натрий, калий), которые бурно реагируют с водой, то осуществляют два промежуточных контура. Последние умепынают опасность распростраиепня радиоактивного металла в случае аварии установки. На рис. 20-3 изображена схема трехконтурной атомной электростанции, где 1 — реактор 2 — первый промежуточный теплообмен-инк 3 — насос для перекачки теплоносителя 4 — парогенератор, НЛП второй теплообменник 5 — насос для данного контура 6 — турбогенератор 7 — конденсатор 8 — питательный насос 9 — биологическая защита. [c.320]

В водяных реакторах высокого давления атомных электростанций трубы теплообменников изготавливают в основном из отожженного инконеля 600. Теплоноситель реактора поступает в трубы при 315 С и выходит при температуре на 30—35 °С ниже. Вода, контактирующая с наружной поверхностью труб, проходит подготовку дистилляцией (минимум растворенных солей и кислорода, слабая щелочность создается с помощью NH3). Утоньшение и межкристаллитное КРН труб наблюдается на входных участках вблизи трубной доски в щелях и местах отложения шлама [И ]. Анализ смывов этих отложений показал, что они имеют щелочную реакцию и содержат большое количество натрия. На основании этих результатов для ускоренных испытаний на стойкость к КРН в условиях работы паровых установок сплав помещали в горячие растворы NaOH (290—365 °С). Выяснилось, что термическая обработка инконеля 600 при 650 °С в течение 4 ч или при 700 С в течение 16 ч и более значительно повышает его стойкость к КРН в растворах NaOH [9, 12, 13]. Попутно дости- [c.364]

В Советском Союзе создана и другая не менее интересная конструкция малогабаритной АЭС мощностью 750 кет, получившая название АРБУС (атомная реакторная блочная установка). АРБУС — это первая атомная электростанция, в реакторе которой используется органический теплоноситель. Главным преимуществом органического теплоносителя является его неподверженность активации при воздействии излучения. Это существенно упрощает проблему биологической защиты первого контура. Кроме того, конструкция первого контура не требует специальных материалов типа нержавеющей стали и не должна выдерживать очень больших давлений. АРБУС состоит из 19 блоков, каждый из которых весит не более 20 г (общий вес станции 360 г), т. е. практически может быть доставлен в любое место. [c.407]

Выделяющаяся в реакторе теплота может передаваться рабочему телу либо путем непосредственного его нагревания в активной зоне реактора, либо путем использования промед<уточного теплоносителя, который отводит теплоту от активной зоны реактора и затем в теплообменном аппарате (парогенераторе) передает ее рабочему телу теплосиловой установки. В первом случае схема установки называется одноконтурной, а во втором — двухконтурной. Бывают и трехконтурные схемы атомных электростанций, в которых имеется дополнительный промежуточный контур. [c.127]

На рис. 7.14, б изображена двухконтурная схема атомной электростанции, где используются два геплоносителя. В первичном контуре промежуточный теплоноситель нагревается в ядер ном реакторе и поступает в парогенератор ПГ, отдавая теплоту рабочему телу (воде) энергетического контура, после чего насосом Н2 возвращается в реактор. [c.128]

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]

Реактор этот тепловой мощностью 1 млн. кет и номинальной электрической мощностью 350 тыс. кет будет работать на ядерном горючем из спеченной смеси двуокиси нлутония (81%) и урана-238 (19%), помещенной в стальных трубках тепловыделяющих элементов. Его активная зона имеет диаметр 1,5 л и высоту 1,06 м. Теплоносителем в первичном контуре принят жидкий (расплавленный) натрий с температурой на входе в реактор 300° С и на выходе 500° С. Пар, образующийся в парогенераторе вторичного контура, поступает к рабочим агрегатам с температурой 430° С под давлением 50 атм Постройка реактора предпринята на атомной электростанции, сооружаемой в г.Шевченко (на полуостровеМангышлак в восточной части Каспийского моря) и предназначенной для выполнения двух функций выработки 150 тыс. кет электроэнергии и опреснения морской воды для промышленных и бытовых нужд в количестве до 150 тыс. в сутки. Такое комплексное использование ядерной энергии снижает строительные и эксплуатационные затраты на производство электроэнергии и опреснение воды и будет способствовать решению проблемы освоения засушливых и безводных земель — одной из актуальных народнохозяйственных проблем. [c.179]

В 1963 г. в опытную эксплуатацию вступила атомная электростанция Арбус (арктическая блочная установка). Она составлена из 19 отдельно перевозимых блоков, вес каждого из которых не превышает 20 т, обладает тепловой мощностью 5000 кет и расходует 2 кг ядерного горючего в год (в дизельной установке той же мощности грдовой расход топлива составляет 1500 т). Как и ТЭС-3, она выполнена по двухконтурной схеме, но отличается применением органического замедлителя и теплоносителя — гидростаби-лизированного газойля. [c.181]

Большие исследования, проведенные на первой атомной электростанции, позволили решить многие технические задачи и отработать ряд решений для будущих АЭС. В частности, были проведены эксперименты с ядерным перегревом пара, и накопленный опыт позволил создать реакторы, обеспечить строительство и ввод в эксплуатацию первого и второго блоков Белоярской АЭС имени И. В. Курчатова (рис. 4-5). Электрическая мощность блока № 1 этой АЭС равна 100 МВт. В реакторе расположено 1000 рабочих каналов, из них 730 испарительных и 270 пароиерегревательных. Канал состоит из шести твэлов с восходящим потоком теплоносителя. Подача теплоносителя осуществляется через центральную трубку от верха канала до его конца, где имеется распределительный объем на все шесть твэлов. Во втором контуре реактора происходит перегрев пара, поступающего из парогенератора. Перегретый пар давлением 100 кгс/см с температурой 500° С допускает применять серийную паровую турбину. При этом к. п. д. тепловой части АЭС близок к к. п. д. ТЭС равных параметров. Опыт с ядерным перегревом пара показал, что пар, получаемый в реакторе, имеет небольшую активность. [c.180]

В 1972 г. первой в мире была введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Перед Шевченковской АЭС поставлены две цели часть ее тепловой энергии идет на опреснение морской воды с выдачей 120 тыс. т пресной воды в сутки, а вторая часть электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии. Опыт эксплуатации реактора на быстрых нейтронах Шевченковской АЭС использован при создании более мощного быстрого реактора для Белоярской атомной электростанции. На этой АЭС сооружается опытно-промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 мощностью 600 МВт. [c.171]

В свое время перспектива создания атомных электростанций с органически.ми теплоносителями потребовала, наряду с решением многих прикладных задач, постановки и 11ро веде1Пия эксперименталь-цых рЗ бот, по исследованию теплофизических свойств органических теплоносителей, как исходных, так и частично разложившихся по.г действием реакторного облучения. Несмотря на ярко выраженную прикладную направлениость подобных исследований, они явились стимулом К изу чемию широкого класса органических соединений. Так, [c.14]

Советские ученые уже создали и испытали такие электростанции. Одна из них — атомная электростанция с органическим теплоносителем Арбус . Перенос тепла из атомного реактора вместо воды осуществляет здесь чистый газойль. Он характерен тем, что не приобретает [c.164]

Бакалин Ю. И,, Голубенко Г. Г., Колыхан Л. М., Сенько А. С. Результаты экспериментального исследования теплообмена при кипении четырехокиси азота в вертикальной трубе. В сб. Диссоциирующие газы как теплоносители и рабочие тела атомных электростанций . Минск, Наука и техника , 1970, [c.205]

Ввиду ограниченного запаса естественных топливных ресурсов ядерная энергетика с каждым годом увеличивает свой удельный вес Б мировом энергетическом балансе. Значительные достижения советских и зарубежных ученых и конструкторов в разработке теории и конструкции ядерных реакторов расширили число возможных типов энергетических реакторов, позволили осуществить широкую программу развития ядерной энергетики. Через 20 лет после пуска Первой в мире АЭС в 16 странах мира действуют более 100 атомных электростанций с различными теплоносителями (вода, жидкие металлы, газы и др.) обш,ей мош,ностью около 71 млн. кета Большое внимание развитию ядерной энергетики Советского Союз, уделено в директивах XXIV съезда КПСС по пятилетнему плану развития народного хозяйства СССР на 1971 —1975 гг. В соответствии с заданиями девятого пятилетнего плана начинает осуществляться широкая программа строительства АЭС. Наряду с работающими АЭС корпусного и канального типов с водяным теплоносителем создаются ядерные реакторы с натриевым охлаждением. [c.6]

В книге изложены методы и алгоритмы теилофизического расчета ядерного реактора на быстрых нейтронах и теилообменных аппаратов атомных электростанций с диссоциирующим теплоносителем. Предлагаемые авторами методы ориентированы на использование ЭВМ и позволяют рассчитывать локальные характеристики тепломассообмена и сопротивления при течении диссоциирующего теплоносителя в каналах реактора и теплообменных аппаратов. Представлены результаты расчетов параметров реактора и теилообменных аппаратов для проектируемых в настоящее время АЭС с диссоциирующим теплоносителем, а также дано экспериментальное обоснование этих результатов. [c.2]

Одним из факторов, определяющих надежную работу проектируемого реактора, является умение достаточно точно рассчитывать температурные поля оболочек и топлива ТВЭЛОВ. Излагаемая ниже методика теплогидравлического расчета пакета тепловыделяющих элементов разработана для реакторов атомной электростанции (БРГД) мош,ностью 1000—1500 Мвт (эл.), а также для реактора опытно-промышленной установки (БРИГ), предназначенной для отработки основных технологических и конструкторских вопросов создания энергетических быстрых реакторов большой мощности на диссоциирующем теплоносителе и для проверки условий, обеспечивающих максимально возможную наработку вторичного ядерного горючего при минимальных временах удвоения. Рассматриваемая методика расчета может быть использована только для твэлов стержневого типа. Пакет тепловыделяющих элементов представляет собой шестигранную трубу, заключающую в себе пучок тепловыделяющих элементов, расположенных по треугольной решетке. Для проведения теплогидравлических расчетов пакетов твэлов необходимо предварительно определить следующие характеристики пакета [3.1]. [c.68]

Практические данные по осуществлению противокоррозионных мероприятий. Для иллюстрации отдельных высказанных выше положений по осуществлению водного режима и других способов предупреждения коррозии оборудования реакторных установок с водяным охлаждением следует рассмотреть ряд наиболее характерных примеров. Первый из них касается Шиппингпортской атомной электростанции (США). На этом объекте вода высокой чистоты под давлением 140 ат используется как теплоноситель и замедлитель нейтронного потока. Трубопроводы, клапаны, насосы и омываемые водой поверхности [c.303]

На Шиппингпортской атомной электростанции используется более десяти видов технологической воды, отличающихся по своему качеству. Однако наиболее чисто обработанной является вода, применяемая в качестве теплоносителя в реакторе, в каналах загрузки топлива и в замкнутой охлаждающей системе. Максимальный предел загрязнений этой воды составляет такую величину, при которой обнаруживается сопротивление примерно 1,5 мк1ом. [c.304]

Можно привести примеры негативного проявления скачка давления, который возникает в элементах оборудования тепловых и ЯЭУ. Как уже отмечалось в гл. 4, реализация сверхзвукового скачка давления может быть первопричиной ухудшения теплообмена в парогенераторах и активных зонах реакторов. Кроме того, кавитационное схлопывание паровых и газовых пузырей само по себе может быть причиной разрушения оборудования станций. В практике эксплуатации конденсатно-питательных и дренажных систем тепловых и атомных электростанций нередко приходится сталкиваться со значительными вибрациями трубопроводов, амплитуды которых достигают значений 130 — 150 мм в районе установки шайб, ограничивающих расход в дренажных трубопроводах, по которым поток жидкости из конденсатосборников направляют в деаэратор. Причиной пульсавд1и является периодическое возникновение сверхзвукового скачка давления в трубопроводе сразу за шайбой, ограничивающей расход. При пробковом режиме течения за шайбой вследствие снижения давления ниже давления насыщения происходит резкое вскипание теплоносителя. Скорость потока резко возрастает, одновременно скорость звука резко падает, в трубопроводе возникает скачок давления. При проходе парового снаряда скачок разрушается. [c.110]

Специфика применения неводяных рабочих тел в атомной энергетике заключается в том, что к рабочим телам и теплоносителям ядерных установок (для отвода тепла в ядерных реакторах) предъявляется ряд специфических требований. Эти требования касаются ядерных свойств (активация в нейтронном поле, радиационная стойкость, взаимодействие с нейтронами) и теплофизических характеристик, в частности, теплопередающих свойств. Если основные требования к теплоносителям второго контура двухконтурных атомных электростанций определяются главным образом термодинамическими условиями, то требования к теплоносителям первого контура связаны прежде всего с ядерными свойствами. [c.16]

П о л у ш к и н К- К-, Емельянов И. Я-, Д е л е н с П. А. и др. Атомная электростанция Арбус с органическим теплоносителем и замедлителем. — Атомная энергия , 1964, т. 17, вып. 6, с. 339—342. [c.211]

Нельзя считать окончательно завершенной и работу, связанную с представлением в математических моделях теплоэнергетических установок термодинамических и теплофизических свойств рабочих тел и теплоносителей. Наибольшее количество исследований, выполненных в этом направлении, относится к наиболее распространенному в теплоэнергетике рабочему телу и теплоносителю — воде (водяному пару) [1,2]. В настоящее время широко используются два метода определения свойств воды и водяного пара при выполнении расчетных исследований на ЭЦВМ 1) представление соответствуюш,их свойств в виде явных или неявных функций от одной, двух или нескольких переменных 2) линейная или нелинейная интерполяция по узловым точкам таблиц, введенным в память ЭЦВМ. Наибольшего внимания, по-видимому, заслуживает работа [20], содержа-гцая рекомендованную Международным комитетом по формуляциям для водяного пара систему уравнений, предназначенную для технических расчетов. Однако, во-первых, эти уравнения достаточно сложны и, во-вторых, не содержат явных выражений для определения некоторых часто употребляемых в теплоэнергетических расчетах параметров. Оба эти обстоятельства приводят к суш ественным затратам машинного времени при использовании указанных уравнений. Второй метод определения свойств воды и водяного пара требует меньшего времени расчета на ЭЦВМ, но исходная информация по нему занимает больший объем запоминающего устройства ЭЦВМ. Таким образом, еш е предстоит большая работа по определению целесообразных областей применения каждого из указанных методов в зависимости от требуемой точности вычислений значений параметров, области их определения, характеристик используемой ЭЦВМ и т. д. Этот вывод в еще большей мере справедлив по отношению к новым рабочим телам и теплоносителям, широкое применение которых намечается на атомных электростанциях, в парогазовых и других комбинированных теплоэнергетических установках. [c.10]

Наряду с водо- водяными реакторами в некоторых странах (Англия, Франция) получили широкое распространение АЭС с газовым теплоносителем. Такие АЭС имеют ряд преимуществ во-первых, газовый теплоноситель мало активизируется во-вторых, даже при небольших давлениях в первом контуре (р< <20 Kz j M ) во втором контуре можно получить пар с перегревом и обеспечить промежуючный перегрев, т. е. представляется возможность использовать паровые турбины на высокие начальные параметры. Атомные электростанции с газовыми теплоносителями выполняются только двухконтурными, в первом контуре обычно используется углекислота, а в качестве замедлителя применяется графит. Для циркуляции газового теплоносителя применяется газодувка, которая устанавливается на входной стороне реактора и приводится во вращение турбоприводом. Следует отметить, что определенными преимуществами в качестве теплоносителя обладают гелий и азот. [c.203]

Наряду с небольшими успешно работающими АЭС с газовым теплоносителем в Англии сейчас сооружается мощная атомная электростанция с предполагаемым к. п. д. более 41% [Л. 83]. На этой станции устанавливаются два реактора электрической мощностью по 600 Мет каждый. Реактор имеет четыре парогенератора, каждый со своей га-зодувкой. В отличие от прежних станций здесь принято самое большое давление углекислоты в первом контуре — 31,6 кгс1сл1 . При это.м температура теплоносителя перед активной зоной равна 320 °С, а поел- активной зоны — 675 °С. Высокая температура теплоносителя позволяет получить на входе в турбину пар с давлением 163 кгс/слг -и температурой 565 °С. Поэтому на станции установлены обычные турбины мощностью 600 Мет с промпе-регревом. Промежуточный перегрев осуществляется при давлении [c.204]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...