Парогенераторы с водяным теплоносителем

ПАРОГЕНЕРАТОРЫ С ВОДЯНЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ [c.247]

Рис. 4.31. Схемы очистки пара в вертикальном (а) и горизонтальном (б) парогенераторах с водяным теплоносителем

Схема двухконтурной АЭС с водяным теплоносителем представлена на рис. 9.36,а. ГЦН 9 подает теплоноситель (воду) в реакто р 1. Образовавшийся в реакторе пар поступает в парогенератор 10, где конденсируется и возвращается на всасывание ГЦН. Напор ГЦН рассчитывается на преодоление динамических потерь в реакторном-контуре. Давление в контуре, как отмечалось, поддерживается компенсатором объема 11. Пар, образовавшийся в парогенераторе, поступает во второй контур, который не имеет радиоактивной части, поэтому требования д оборудованию второго контура такие же, как к оборудованию ТЭС. [c.291]

Парогенератор АЭС — теплообменный аппарат рекуперативного типа — предназначен для производства пара. Нагрев теплоносителя, поступающего в парогенератор для передачи теплоты для получения пара, осуществляется в реакторе (при двухконтурной схеме АЭС) или в промежуточном теплообменнике (трехконтурная схема АЭС) от теплоносителя (жидкая или газообразная среда, используемая для осуществления процесса теплообмена) первого контура. В качестве теплоносителя используется вода, жидкие металлы или газ соответственно различают парогенераторы с водяным, жидкометаллическим или газовым теплоносителями. [c.246]

Рис. п.10.2. Парогенераторы для мощных АЭС с водяным теплоносителем в горизонтальном исполнении / — входной коллектор теплоносителя 2 поверхность теплообмена 3 — сепараторы 2-й ступени сепарации 4 — штуцера уровнемера 5 —корпус ПГ —раздающий коллектор питательной воды 7 — сепараторы 1-й ступени сепарации — выходной коллектор [c.269]

Условия на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН) существенно отличаются от условий для АЭС с ВВЭР. Рабочее давление в натриевых контурах низкое. Оно слагается из давления газовой подушки (давление газа в первом контуре примерно 0,01 МПа, во втором контуре 0,1— 0,3 МПа), давления столба натрия и напора ГЦН. Следовательно,, в отличие от реакторов с водяным теплоносителем, в установках с реакторами на быстрых нейтронах давление в контуре не является определяющим при решении вопросов прочности оборудования. Температура же в натриевых контурах существенно выше,, чем в водяных контурах на входе в реактор 300—400 ° С, на выходе из реактора 500—565°С, на входе в парогенератор (второй контур) 450—550 °С, на выходе из парогенератора 270—350°С [c.14]

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]

Принципиальная схема двухконтурной атомной энергетической установки с паровой турбиной (рис. 8.12) состоит из ядерного реактора /, где выделяется теплота, отводимая промежуточным теплоносителем, которым в зависимости от типа реактора может быть газ (гелий, двуокись углерода), органический теплоноситель, вода или жидкий металл (натрий). Циркуляция промежуточного теплоносителя в контуре реактора осуществляется насосом 3. В парогенераторе 2 промежуточный теплоноситель отдает теплоту рабочему телу — водяному пару, которое совершает цикл обычной паротурбинной установки. Водяной пар расширяется в паровой турбине 4, затем конденсируется в конденсаторе 5, а конденсат направляется насосом 6 обратно в парогенератор. [c.216]

Первый контур АЭС с реактором БН-600 (см. рис. 9.10) расположен в корпусе реактора 1 (рис. 9.13) и включает активную зону 2, циркуляционный насос 5, теплообменник 4 первого контура. Все элементы первого контура расположены под уровнем натрия 3, отделенного от крышки корпуса слоем газа. Здесь применена интегральная компоновка, которая отличается от петлевой, когда насос и теплообменник первого контура расположены вне корпуса реактора. В реакторе БН-600 имеется три петли первого контура. Второй контур АЭС образован теплообменником 4, циркуляционным насосом б и парогенератором 7. Давление теплоносителя второго контура (натрия) несколько больше, чем первого, что препятствует утечке радиоактивного натрия из первого контура во второй. Теплоноситель второго контура передает теплоту активной зоны рабочему телу третьего контура — воде и водяному пару. В третьем контуре используется паротурбинная установка с промежуточным перегревом пара между частями высокого 8 и низкого 9 давления. Конденсатно-питательный тракт 10 имеет традиционную для таких установок схему. Применение трехконтурных [c.348]

В ядерных энергетических установках на водяном теплоносителе конструкционные материалы первого контура работают в чистой воде при относительно высоких температурах (250—350°С). В парогенераторе водоохлаждаемого реактора циркулирует радиоактивная вода первого контура, поступающая из реактора, и нерадиоактивная вода (иар) энергетического контура. В обычных энергетических установках требуемый состав котловой воды поддерживается непрерывной периодической продувкой котла (парогенератора) для удаления продуктов коррозии и других примесей вместе с водой. [c.282]

Конструкция парогенератора для реактора с охлаждением жидкостью имеет некоторые конструктивные особенности. Так, реактор с натриевым теплоносителем вследствие широкого интервала температур теплопередающей среды может иметь до трех промежуточных теплообменников и парогенератор с однократной или многократной циркуляцией, состоящий из экономайзера, испарителя и перегревателя. Натрий при давлении, близком к атмосферному, заполняет межтрубное пространство, а рабочее тело (пар, газ) поступает по трубам. Трубная доска расположена в верхней части теплообменника таким образом, что зазоры и сварные швы не требуют занижения уровня Na. Большая разность температуры влечет за собой значительные температурные напряжения, а с ними возникают некоторые сложности в проектировании и изготовлении трубной доски. Теплообменники реакторов с водой под давлением работают с парогенераторами реверсивного действия, которые уже описаны. В этих конструкциях водяной [c.23]

Конструктивные особенности (рис. 15-4) парогенераторов АЭС с водным теплоносителем — компактное расположение теплообменной поверхности и меньшая величина водяного объема — также создают для них более благоприятные условия для организации очистки на ходу . [c.162]

Для парогенераторов АЭС с ВВЭР достижение высокого перегрева пара затруднено, это требует значительного повышения давления водяного теплоносителя. Дальнейшее повышение единичной электрической мощности и эффективности парогенераторов АЭС может быть достигнуто при перегреве пара в автономных пароперегревателях на органическом топливе — в огневых пароперегревателях. [c.378]

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]

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]

Принципиальная схема двухконтурной атомной паросиловой установки представлена на рис. 12-31. Тепловая энергия генерируется в тепловыделяющих элементах атомного реактора / и передается промежуточному теплоносителю, который поступает затем в парогенератор 2 и отдает ее рабочему телу энергетического контура установки, т. е. водяному пару. iB качестве промежуточного теплоносителя применяются вода иод высоким давлением, высокотемпературные органические теплоносители, жидкие металлы и газы циркуляция его в контуре реактора осуществляется с помощью насоса 3. Энергетический контур состоит из тех же элементов, что и [c.234]

Ядерная энергия, освободившаяся в результате цепной реакции деления, превращается в тепло, которое теплоносителем отводится из реактора. В зависимости от схемы электростанции выделенное в реакторе тепло либо непосредственно используется для получения водяного пара— одноконтурная АЭС с кипящим реактором, либо передается в парогенераторе воде второго контура— двухконтурная АЭС. [c.11]

В промышленности и на тепловых электростанциях широко распространены котлы для выработки водяного пара различных параметров с естественной или принудительной циркуляцией. Иногда для получения пара применяют котлы особой конструкции и специализированного назначения котлы с промел<уточными теплоносителями, котлы с давлением в газовом тракте реакторы и парогенераторы атомных электростанций котлы, использующие теплоту газов технологических и энерготехнологических агрегатов, и пр. Такие котлы рассматриваются в гл. 15—19. [c.303]

С целью уменьшения расхода металла для изготовления корпуса парогенератора теплоноситель, имеющий более высокие давление и температуру, пропускают внутри труб. Контур теплоносителя работает в режиме принудительной циркуляции. Для рабочего тела предпочтительна естественная циркуляция так как для сепарации пара и продувки необходимы паровой и водяной объемы, то рабочее тело находится в межтрубном пространстве. Паровой объем барабана используется для выдачи пара с минимальным загрязнением. При этом конструкция устройств для очистки пара зависит от расположения барабана и условий подвода пара к зеркалу испа-342 [c.342]

Для судовой установки ледокола Ленин был принят цикл сдавлением Pi == 29 бар и температурой перегретого пара 310° С, что позволило снизить конечную влажность пара (рис. 20-5). Однако перегрев пара в парогенераторе с водяным теплоносителем применяется только-в специальных установках. Как показывают расчеты, более высокий к. п. д. АЭС получается при применении огневого пароперегрева. Р1апример, для бельгийской с кипящим реактором давление вторичного пара 47 бар, а после огневого перегрева [c.321]

Схема очистки пара, подобная отработанной ранее на испарителях и паропреобразователях [160, 175], применена также на вертикальных парогенераторах (рис. 4.31,а), а схема с жалюзийным сепаратором и парозаборным дырчатым листом — на горизонтальных парогенераторах с водяным теплоносителем (рис. 4.31, б) [64, 139]. [c.137]

Парогенераторы с водяным теплоносителем. В двух контурных АЭС с водоохлаждаемыми реакторами парогенератор является одним из наиболее уязвимых элементов установки. Из общей суммы многочисленных простоев (около 80) промышленных блоков этого тина, находящихся в эксплуатации, наиболее существенная часть приходится на простои, связанные с поврен<дением парогенератора. Как известно, практически все-мощные промышленные блоки АЭС имеют парогенераторы, в которых греющая вода высокого давления проходит внутри пучка труб малого диаметра, а генерация пара среднего давления (5—75 МПа) происходит в межтрубном пространстве. [c.17]

В горизонтальном парогенераторе с водным теплоносителем отечественной атомной энергетики, показанном на рис. 21-1, в водяном объеме размещаются поверхности нагрева. Это 11-образная трубная система из мерных труб (максимальная длина 12 м), концы которых завальцованы снодваркой в два вертикальных коллектора 0 750 мм из стали Х18Н9Т. Внутри труб движется водный теплоноситель, поступающий в один коллектор и выходящий из другого. Наружная поверхность трубной системы омывается водой, из которой генерируется пар. В межтрубном пространстве циркуляция воды естественная. Питательная вода вводится одной трубой с четырьмя перфорированными отводами в водяной объем барабана. Из водяного объема предусмотрены непрерывная и периодическая продувки. В паровом объеме установлены жалюзийный сепаратор и пароприемный потолок. [c.343]

В настоящее время на АЭС с водо-водяными реакторами широкое распространение получили горизонтальные однокорпусные парогенераторы с естественной циркуляцией. Принципиальная конструктивная схема такого парогенератора показана на рис. 150. Основными элементами парогенератора являются корпус / с патрубками 13 подвода питательной воды и 12 отвода пара коллектора теплоносителя с подводящими и отводящими патрубками 7 и 6, трубная теплообменная поверхность 9, устройство сепарации влаги 2, коллектора 14 раздачи питательной воды, штуцера 5 продувок, <9 дренажей и к уровнемерам. [c.247]

Парогенераторы с жидкометал лическим теплоносителем. Расплавленный металл, проходя реактор, подвергается активации, а потому теплообменная аппаратура усложняется, так как одного теплообменника недостаточно. Чтобы сделать парогенератор безопасным для эксплуатационного персонала, АЭС выполняют трехконтурной с двумя последовательно включенными теплообменниками. В первом из них тепло от жидкого металла передается промежуточному теплоносителю, а во втором теплообменнике-парогенераторе — промежуточный теплоноситель используется для получения водяного парэ. [c.231]

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]

Для выработки водяного пара на органическом топливе такие двухкоптурные водо-водяные котлы распространения не получи.ли. Однако их принцип работы использован в рассматривае.мых далее специальных котлах с неводяными теплоносителями, а так же в парогенераторах атомных электростанций (см, гл, 19), [c.327]

В ней имеется несколько глав, в которых рассматриваются следующие вопросы условия работы атомных электростанций анализ оптимальных условий осуществления термодинамических циклов АЭС при изменении тепловой монгности реактора влияние температурных характеристик реактора на выбор оптимальных параметров термодинамического цикла АЭС термодинамический анализ процессов теплообмена в парогенераторе и конденсаторе регенеративный подогрев воды на АЭС термодинамические циклы АЭС с реакторами с водяным или паровым теплоносителем термодинамические циклы АЭС с реакторами с органическими теплоносителями термодинамические циклы АЭС с реакторами с жпдкометаллическими теплоносителями термодинамические циклы АЭС с реакторами с газовыми теплоносителями оптимальный расход энергии на циркуля- [c.326]

Характерной особенностью врдо-водяных парогенераторов АЭС является наличие тепловой неравномерности объема. Появление ее связано с переменным температурным напором по длине труб теплообменной поверхности и неодинаковым расходом теплоносителя в трубах (ввиду различия сопротивления труб разной длины). Различие в тепловыделении приводит к неравномерности парообразования в пучке, а следовательно, к неравномерности скорости пара в отдельных частях парогенератора, повышению влажности пара. В конструкции парогенератора предусматривается ряд мер по борьбе с тепловой неравномерностью. Так, питательная вода, как более холодная по сравнению с внутрикор-пусной, подается через систему раздающих труб на более горячую часть теплообменного пучка. Этим достигается частичное выравнивание нагрузки по сечению парогенератора. Кроме того, для выравнивания скорости выхода пара по поверхности зеркала испарения под уровнем воды располагают дырчатый лист с опущенными вниз бортами высотой около 200 мм, с площадью отверстий, составляющей примерно 5 % площади листа. Такой лист создает определенное гидравлическое сопротивление, благодаря чему под ним образуется паровая подушка, перераспределяющая пар по зеркалу испарения. [c.249]

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]

Теплоносители в теплообменных аппаратах могут сохранять свое агрегатное состояние (теплообменники) и изменять его (испарители, конденсаторы). В схемах АЭС с реакторами типов ВВЭР, РБМК, БН применяются различные теплообменники и парогенераторы, где теплоносителями являются вода, пароводяная смесь, водяной пар, жидкий натрий, углекислый газ, гелий, четырехокись азота. Рабочим телом паротурбинной установки служит водяной пар, газотурбинной — гелий [2, 3, 5, 7, 8, 15—18, 20, 31, 34]. [c.161]

На рис. 13 показана двухконтурная схема установки с углекислым газом в качестве первичного теплоносителя и энергетическим контуром на водяном паре с двумя ступенями давления пара (АЭС Данджнесс-А). Первичным теплообменным аппаратом является парогенератор, в корпусе которого расположены змеевиковые поверхности нагрева пароперегревателей, испарителей и подогревателей воды обеих ступеней давления. Змеевики последовательно омываются потоком газа. [c.12]

Теплоноситель реакторов типа PWR представляет собой простую жидкую фазу, поэтому возможно введение твердых или газообразных добавок, которые остаются в растворе и оказывают ингибирующее действие. Первый контур реактора PWR менее разветвлен и более надежен, чем контур реактора BWR, поэтому возможность разуплотнения его меньше, что позволяет точно определять и длительное время сохранять неизменным состав теплоносителя в реакторе PWR на оптимальном уровне. У большинства легководных реакторов контуры почти полностью изготовлены из аустенитных сталей марок 304 и 321, а в реакторах ANDU и типа PWR, кроме того, используются углеродистые или низколегированные ферритные стали. Максимальная концентрация продуктов коррозии в контуре реактора такого типа в период работы колеблется от 0,020 мг/кг при концентрации водорода >2 см /кг до 0,200 мг/кг при концентрации водорода <2 см /кг. После завершения кампании максимальная концентрация их достигает 50 мг/кг. Независимо от того, какой материал используется, скорость коррозии уменьшается с увеличением pH от 9 до 11 (хотя в одном из последних исследований найдено, что скорость коррозии в воде высокой чистоты при pH = 7 может быть гораздо ниже). Высокое значение pH обычно сохраняют, добавляя гидроокись лития или поддерживая содержание кислорода на возможно более низком уровне. Последнее достигается деаэрацией воды и поддержанием постоянного давления водорода в резервных водяных емкостях. Кроме того, в теплоноситель реактора PWR обычно добавляют борную кислоту для изменения реактивности. Ее влияние чаще всего положительное, но она может адсорбироваться продуктами коррозии и, если последние выделяются в активной зоне, может иметь место скачок реактивности. Однако обычно нарушения работы водяного контура реактора PWR происходят редко. Единственной проблемой, требующей практического решения, является увеличение срока службы парогенератора в условиях активности и сведение к минимуму необходимости его дезактивации [7]. [c.152]

С целью уменьшения расхода металла для изготовления корпуса парогенератора теплоноситель, имеющ,ий более высокие давление и температуру, проходит внутри труб, а рабОт чее тело — в межтрубном пространстве. Для сепарации пара и продувки необходимы паровой и водяной объемы, что также делает целесообразным пропуск рабочего тела в межтрубном пространстве. Контур теплоносителя работает в режиме принудительной циркуляции, а для рабочего тела предпочтительна естественная циркуляция. Паровой объем барабана используется для выдачи пара с минимальным загрязнением. При этом конструкция устройств для очистки пара зависит от расположения барабана и условий подвода пара к зеркалу испарения. В горизонтальном парогенераторе (см. рис. 20-1) теплоноситель имеет переменную температуру по длине парообразующих змеевиков на входе она максимальна, на выходе минимальна. Следовательно, и интенсивность парообразования неодинакова в различных участках барабана различна также нагрузка зеркала испарения. Для выравнивания нагрузки зеркала испаре- [c.230]

Работа водо-водяного реактора иллюстрируется на рис. 1.1, где дана схема ВВЭР-1000. Вода под давлением входит в кольцевой зазор между корпусом и оболочкой трубчатого пучка, опускается вниз, как показано на рис. 1.1, а затем поднимается вверх через активную зону реактора. Из корпуса реактора по горячему трубопроводу теплоноситель попадает в парогенератор. Основные тепловые и гидродинамические характеристики ВВЭР указаны в табл. 1.1. Во всех приведенных в таблице реакторах применяется двуокись урана, упакованная в оболочки из сплава циркония с добавкой 1% ниобия. Реакторы работают в режиме частичных перегрузок горючего за кампанию, свежее топливо для выравнивания тепловыделения в активной зоне загружается на периферию с последующей перестановкой его в центральную область зоны. Среднее время между перегрузками топлива составляет 6500— 7000 эфф. ч, что позволяет осуществлять за год однократную перегрузку реактора в удобный для данной энергосистемы период снижения нагрузки. [c.7]

На рис. 7-16 изображена принципиальная схема нагревательной установки одного химического завода, где в качестве теплоносителя применяется сплав G-3, вернее, весьма близкий к нему по составу (55% KN03 + 45% NaNO,). В установке осуществляется процесс получения 2 т/ч водяного пара давлением J4 ати путем использования теплоты экзотермической реакции, протекающей в реакторе. В установившемся режиме работы установки центробежный насос погружного типа 2 -нагнетает сплав СС-3 при температуре 369 С одновременно, в реактор 4 и парогенератор /, в оеоовом отношении 9 1 соответственно. В реакторе сплан нагревается до [c.384]

С, а в парогенераторе, наоборот, охлаждается до 319 С, после чего оба потока смешиваются в баке-хранилище 3. Циркуляционный насос развивает производительность 600 M ju сплава при напоре 15 м. Он изготовлен из обыкновенной стали и предназначен для непрерывной работы в указанном температурном режиме в течение 10—12 мес. На баке-хракилище установлены два таких насоса рабочий и резервный. При защитной атмосфере — водяном паре теплоноситель может работать без замены на новый в течение 1 года. Контроль качества теплоносителя производится еженедельно путем проверки у пробы температуры застывания. В процессе работы температура застывания теплоносителя повышается так, что за год она возрастает со 144 до 170 —175 С. [c.384]

Истинные металлы и их сплавы, кроме отмеченного выше применения, с неменьшим успехом могут быть применены для вторичного перегрева пара водяных парогенераторов. В самом деле, существующие теплоносители, за исключением дымовых газов, не позволяют осуществить перегрев водяного пара выше 450—500° С, [c.398]

Принципиально иной конструктивный подход к повышению безопасности водо-водяных реакторов осуществлен в проекте ВПБЭР-600, предусматривающем интегральную компоновку с размещением парогенераторов внутри реакторного корпуса. В составе РУ отсутствуют внешние циркуляционные петли теплоносителя первого контура, имеется страховочный корпус, а системы безопасности аналогичны системам безопасности ВВЭР-640. [c.129]

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]

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]

Неводяные теплоносители используются в первом контуре двух-и трехконтурных котлов с целью выработки водяного пара при низком давлении в первичном контуре. Жидкометаллические теплоносители (N3, К) используют в парогенераторах ато .1ных электростанций, [c.327]

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]

Ядерная энергия, освободившаяся в результате цепной реакции деления, превращается в тепло, которое теплоносителем отводится из реактора. В зависимости от схемы э [ектростанции выделенное в реакторе тепло либо непосредственно используется для получения водяного пара —одноконтурная АЭС с кипящим реактором, либо передается в парогенераторе воде второго контура — двухконтурная АЭС, либо наконец, передается через промежуточный теплоноситель второго контура воде третьего контура— трехконтурная АЭС. [c.13]

Обеспечение безопасности обслуживающего персонала АЭС, радиационной чистоты помещений и окружающей территории требует проведения тщательного контроля за радиоактивностью циркулирующей по технологическому контуру среды. В связи с этим и предусматриваются в соответствующих местах зоны строгого режима пробоотборные точки. В чистой зоне, например во всем втором контуре АЭС с водо-водяными реакторами (ВВЭР), при нормальной эксплуатации нет оснований ожидать появления радиоактивности в рабочей среде. Однако при аварийных ситуациях, например, при неплотности трубной системы, парогенератора, по которой циркулирует теплоноситель первого контура, во втором контуре могут появиться очаги радиоактивности. В связи с этим для выявления возможных нарушений в схеме блока предусматривается контроль за радиоактивностью также и в чистой зоне порядок контроля в зависимости от количества и состава оборудования в чистой зоне и схемы его включения определяется местными инструкциями. [c.282]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...