Водо-водяной энергетический реактор

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]

Вода, являясь теплоносителем, одновременно выполняет также роль замедлителя нейтронов. Для поддержания цепной реакции нужны замедленные (тепловые) нейтроны, скорость которых не превышает 2 км/с. Именно двоякая роль воды в реакторе подобного типа определила его название — водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР). Такой реактор называют также реактором на тепловых (медленных) нейтронах. [c.190]

Проектные решения, принимавшиеся для первой очереди строительства Ново-Воронежской АЭС, выбирались с некоторой осторожностью и с дополнительными запасами прочности, так как проектировщики не располагали еще достаточным опытом строительства крупных промышленных атомных электростанций. При сооружении первого блока станции предусматривалась экспериментальная проверка действия водо-водяного энергетического реактора большой мощности в эксплуатационных условиях. Применительно к полученным опытным данным и с учетом выявленных в ходе эксплуатации недостатков на строительстве второго блока той же АЭС сооружается более совершенный по конструкции и более мощный водо-водяной реактор. Сохранив для него те же размеры корпуса, какие были приняты для реактора первого блока, проектировщики увеличили давление циркулирующей в нем воды до 120 атм и довели число тепловыделяющих элементов до 127 в каждой кассете, предусмотрев получение полезной электрической мощности в 365 тыс. квт . [c.178]

В Советском Союзе строительство АЭС базируется на реакторах с водой под давлением типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и кипящих канальных уран-графитовых реакторах типа РБМК (реактор большой мощности кипящий). [c.170]

Основные типы атомных электростанций, сооружаемых в Советском Союзе, — это АЭС с корпусными водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) и канальными уран-гра-фитовыми реакторами большой мощности (РБМ-К). Значительное место в программе развития атомной энергетики СССР отводится АЭС с канальными уран-графитовыми реакторами. Это объясняется как высокой надежностью их работы, так и возможностью реализации весьма значительных единичных электрических мощностей (10 кВт и выше). [c.4]

Шестая глава связана с борным регулированием реактивности реактора. В этой главе собран обширный материал, охватывающий проблему, начиная с исторического развития борного регулирования, связанные с ним требования к безопасности работы оборудования и его конструктивным решениям, физическую химию борной кислоты и ее щелочных производных, а также промышленный опыт. Много внимания уделено взаимодействию между продуктами коррозии нержавеющей стали и растворами борной кислоты, результатом чего является, в частности, проникновение бора в оксидные пленки и шламовые частицы продуктов коррозии. Детально рассматриваются экспериментальные и эксплуатационные данные о влиянии pH на реактивность водо-водяных энергетических реакторов и делаются некоторые попытки объяснения этого сложного явления. [c.4]

PWR (Pressurized Water Rea tor) соответствует отечественной ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Эти реакторы корпусного типа используются в системе двухконтурной АЭС, где радиоактивным является только первый, собственно реакторный контур. Паровые турбины, их конденсаторы и регене- [c.19]

Коиструкции и методы расчета водо-водяных энергетических реакторов. [c.4]

В монографии рассмотрены особенности конструкций и условий работы водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР), анализируются основные типы пределы1ых состояний и запасы прочности. Изложены методы расчетного определения напряжений в корпусных конструкциях, разъемных элементах, патрубках и трубопроводах при механических, тепловых, динамических и сейсмических нагрузках. Приведены новые результаты по напряженно-деформированным состояниям ВВЭР. [c.4]

КОНСТРУКЦИИ и МЕТОДЫ РАСЧЕТА ВОДО-ВОДЯНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ РЕАКТОРОВ [c.4]

Развитие атомной энергетики в ССО осуществляется для удовлетворения потребностей народного хозяйства в злектроэнергии, в теплофикации городов и промышленных объектов, энергообеспечении в перспективе ряда энергоемких технологических процессов (в металлургии, химии). В предстоящие годы суммарная мощность атомных энергетических установок различного назначения должна удваиваться примерно в каждые 8-10 лет. Основу атомной энергетики в СССР и за рубежом в настоящее время составляют атомные электростанции с реакторами на тепловых нейтронах корпусного и канального типа (водо-водяные энергетические реакторы - ВВЭР, реакторы больщой мощности кипящие - РБМК) и на быстрых нейтронах (корпусного типа - БН). Реакторы на тепловых нейтронах обладают сравнительно высокой экономичностью, реакторы на быстрых нейтронах - высоким коэффициентом использования и воспроизводства ядерного топлива. Единичная мощность этих реакторов непрерывно возрастает, достигая к настоящему времени 1000 1500 МВт. [c.5]

К РАСЧЕТУ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕМПЕРАТУРЫ ВОДЫ, ПРОТЕКАЮЩЕЙ В КАССЕТЕ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА (ВВЭР) [c.26]

С. А. Скворцов. Водо-водяные энергетические реакторы ВВЭР в СССР. Вторая международная конференция по мирному использованию атомной энергии. Доклады советских ученых. Атомиздат, 1959, [c.33]

Расчеты проведены для технологического канала водо-водяного энергетического реактора при значениях максимального удельного теплового потока Qmax ОТ 0,58 10 до 2,32-10 вт м , скоростях воды на входе от 2 до 5 м1сек и температурах воды на входе 250 и 260° С. [c.43]

Таким образом, на перераспределение расходов воды по технологическим каналам активной зоны водо-водяного энергетического реактора может существенно влиять только объемное кипение. Поверхностное кипение практически не оказывает влияния. [c.45]

Цилиндрические тепловыделяющие элементы водо-водяного энергетического реактора дистанционируются в кассетах специальными ре-и1етками или спиральными ребрами оболочки, оказывающими влияние на теплообмен и гидравлическое сопротивление движению теплоносителя в активной зоне реактора. [c.45]

АЗ — аварийная защита АЭС — атомная электрическая станция БН — реактор на быстрых нейтронах ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор ВПТО — высокотемпературный промежуточный теплообменник ВТЕР — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор гцн — главный циркуляционный насос НПТО — низкотемпературный промежуточный теплообменник ПГ — парогенератор ПТО — промежуточный теплообменник ПЭН — питательный электронасос СУЗ — система управления и защиты ТА — теплообменный аппарат ЦВД- цилиндр высокого давления ЦНД — цилиндр низкого давления ЦСД — цилиндр среднего давления [c.4]

Тепловая схема энергоблока. Энергоблок 1000 МВт двухконтурной АЭС состоит из водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 и одновальной колденса-ционной турбоустановки K I000-60/1500 ХТЗ. Тепловая мощность реактора Qp=s 3200 МВт при температуре теплоносителя на входе и выходе из реактора 289 и 322 °С, при давлении воды в корпусе реактора 16 МПа и ее расходе в 76-10 м ч. Топливом служит обогащенный до 3,3—4,4 % уран (рис. 11.17). [c.167]

Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 имеет тепловую мощность 3200 МВт. В реакторе предусмотрены четыре [c.194]

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор [c.16]

Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 имеет тепловую мощность 3200 МВт. В реакторе предусмотрены четыре петли движения теплоносителя для передачи теплоты топлива, выделяемой при расщеплении, и четыре парогенератора (ПГ). Теплоноситель и замедлитель нейтронов — вода — покидает активную зону с температурой 322 °С и возвращается в реактор после ПГ с температурой 289 °С. Характеристику ПГ, схемы реакторной установки и паровой турбины К-1000-5,9/1500-2 Харьковского турбинного завода можно найти в разд. 2. [c.485]

ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа [c.114]

Наибольшее внимание в вопросах сопротивления малоцикловому и хрупкому раз-р утиению уделяется определению несущей способности основных элементов атомных энергетических установок - корпусов реакторов, каналов, парогенераторов, теплообменников, трубопроводов, внутрикорпусных устройств. В первую очередь это относится к водо-водяным энергетическим реакторам мощностью от 70 до 1000 МВт с температурами теплоносителя от 270 до 325°С, изготавливаемым из малоуглеродистых низколегированных сталей больших толшин. Такие стали склонны к хрупкому разрушению вследствие проявления масштабного фактора, радиационного и циклического повреждения, а также деформационного старения. Толщины стенок корпусов ВВЭР, работающих при давлении от 10 до 16 МПа находятся в пределах от 120 до 260 мм, а в некоторых зонах до 500 мм, диаметры от 1000 до 4000 мм, и высота от 6000 до 24000 мм. [c.75]

Расчетная вероятность разрушения корпусов водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) при расчетно.м дефекте в стенке глубиной / = 0,255 (5 - толщина стенки корпуса) достигает Рр = 10 реактор/год, а при допускаемых по техническим условиям размерам дефектов Рр < 10 . Если поддержание на стационарных режимах эксплуатационного давления осуществлять с погрешностью +5%, то вероятность разрушения увеличивается на [c.77]

Тепловая схема АЭС с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР электрической мощностью блока 440 МВт показана на рис. 9-28 (третий и четвертый блоки Ново-Воронежской АЭС). [c.495]

В двухконтурной АЭС (рис. 19.2,6), реализованной на Нововоронежской станции, теплоносителем, циркулирующим в первом контуре (корпусном реакторе) и теплообменнике-парогенераторе, является горячая некипящая вода. Одновременно вода является и замедлителем. На выходе из водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) давление воды составляет 12—16 МПа при температуре около 300—320 °С. В парогенераторе теплоноситель, охлаждаясь до 269—289 " С, отдает теплоту воде паросилового (второго) контура с получением насыщенного пара давлением около 4,5—6,5 МПа. [c.374]

Надежность, безопасность и экономичность работы АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) в значительной мере зависят от рациональной организации водно-химического режима первого контура. Водный режим должен обеспечивать минимальную скорость коррозии конструкционных материалов, практическое отсутствие отложений примесей водного теплоносителя на теплопередающих поверхностях контура и минимальную радиоактивную загрязненность оборудования первого контура. Выполнение этих требований обеспечивает щелочной аммиачно-калиевый водно-химический режим с борным регулированием, используемый практически на всех отечественных АЭС с ВВЭР. Он имеет следзпощие особенности. В реакторную воду вводится борная кислота Н3ВО4 в целях регули- [c.161]

На рис. 9-7 показана тепловая схема двухконтурной Нововоронежской АЭС. Здесь установлен корпусной реактор, в котором вода одновременно является теплоносителем и замедлителем. Этот тип реактора имеет маркировку ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор для работы в блоке с турбинами общей электрической мощностью 440 МВт ). [c.142]

Такие уязвимые узлы, как технологические каналы, расположенные в активной зоне реактора, можно заменять не только во время остановки реактора в период планово-предупредительного ремонта, но даже во время работы реактора, не останавливая его. В этом огромное преимуш ество РБМК по сравнению с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР), в которых замену ТВЭЛов можно производить только при полной остановке реактора, со снятием крышки реактора. [c.354]

ВВЭР - Водо-водяной энергетический реактор [c.461]

Одноконтурные АПТУ включают кипящие водяные энергетические реакторы. В канальных реакторах происходит кипение воды с образованием пароводяной [c.212]

Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов / Ф. Я. Овчинников, Л. И. Голубев, В. Д. Добрынин и др. М. Атом-издат, 1979. [c.280]

Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов. — 2-е изд. М. Атомиздат, 1979. [c.290]

Стенд предназначен для проведения исследований моделей парогенераторов натрий — вода для энергетических реакторов. На рис. 3.2 приведена принципиальная схема стенда. Он состоит из трех жидкометаллических контуров и одного водяного. Границы контуров обозначены штрихпунктирной линией. Основной контур (первый) служит греющим для промежуточного (второго) контура. На нем проводятся также теплофизические исследования и испытание узлов различного назначения. В качестве циркулятора используется винтовой электромагнитный насос ЭНИВ-4 9 производительностью до 50 м /ч , источником тепла служат два графитовых электрических нагревателя 8 мощностью 250 кет каждый. Верхний уровень температуры подогрева натрия достигает 650° С. [c.34]

АЭС с Бодо-водяными энергетическими реакторами. В Советском Союзе широко используются АЭС с водоводяными энергетическими реакторами (ВВЭР) типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. За рубежом водо-водяные энергетические установки производятся фирмами Вестипгауз электрик , Комбасчеп инжиниринг , Бабкок и Вилькокс и др. ВВЭР в настоящее время являются наиболее освоенными установками, они характеризуются большой удельной энер-гонапряжепностью активной зоны, компактностью и относительно низкой стоимостью всей установки. [c.7]

Широкое распространение получили атомные энергетические установки (АЭУ) с водо-водяными двухконтурными реакторами (ВВЭР), а также с графито-водными, тяжеловодными и графито-газовыми реакторами, В первом контуре ВВЭР водный теплоноситель переносит тепло от тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), в которых протекает ядерная реакция, к парогенераторам. В отечественных ВВЭР в первом контуре поддерживается смешанный калий-аммиачный режим при борном регулировании. Состав теплоносителя при этом режиме калий — [c.208]

Нейтронное и у-излучения из активной зоны реактора создают мощный поток энергии, В больших энергетических реакторах интенсивность излучения достигает 10 МэвЦсм -сек). Это приводит к тому, что мощность энерговыделения в конструкциях, находящихся в непосредственной близости от активной зоны, достиггает 100 бт/слг и более [45]. Для корпусов водо-водяных и газоохлаждаемых реакторов, которые рассчитаны на значительное давление, энерговыделение, связанное с поглощением излучений, может привести к дополнительным температурным напряжениям, которые необходимо учитывать в расчетах прочности. Кроме того, интенсивное нейтронное облучение вызывает структурные нарушения материала корпуса, которые, накапливаясь, приводят к изменению его прочностных характеристик-Существенными факторами для реакторов многих типов являются также коррозия материала корпуса и усталость этого материала от переменной нагрузки. [c.66]

В настоящее время имеются два основных типа энергетических реакторов корпусные (Ново-Воронежская АЭС) и канальные (Белоярская АЭС имени И. В. Курчатова). Верхняя защита реакторов этих типов может существенно различаться. В корпусных реакторах защитой являются вода или паро-водяная смесь, стальные экраны и крыщка корпуса. В реакторах канального типа в качестве материалов защиты обычно используют графит, чугун, бетон, железную руду, серпентинит, песок и т. д. Как правило, защита верхнего перекрытия реактора канального типа делается разборной. У реакторов того и другого типов верхняя защита обычно ослаблена конструкциями СУЗ и нерегулярностями (каналами и т. д.), вследствие чего проектирование и расчет ее обычно вызывают затруднения. [c.81]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...