Параметры реакторов БН

Принципиальная схема трехконтурной АЭС показана на рис. 2.15, основные параметры реактора БН-600 и перспективных проектов БН-800 и БРЕСТ-300 приведены в табл. 2.9. [c.164]

Эти изменения связаны прежде всего с принципиальными различиями в компоновке реактора БН-600 (БН-350 — петлевая компоновка, БН-600 — интегральная) и его параметрах [1]. [c.9]

Кроме того, ЛМЗ разрабатывает технический проект одновальной паровой турбины К-800-130 с частотой вра-щения 3000 об/мин, которая предназначается для работы на АЭС в блоке с реактором на быстрых нейтронах типов БН-800 и БН-1600 на перегретом паре с параметрами 13 МПа, температурой 485°С. Турбина с внешней промежуточной сепарацией пара перед ЦНД и перегревом его отборным паром в сепараторе-перегревателе. Турбина состоит из ЦВД и в зависимости от давления в конденсаторе из двух или трех ЦНД. Во всех вариантах применяется ЦНД от турбины К-1200-240-3. [c.245]

В дальнейшем предполагается спроектировать АЭС с реактором на быстрых нейтронах БН-1000 электрической мош,ностью 1000 Мет на сверхкритические параметры пара. [c.130]

Кроме того, увеличение только давления без соответствующего повышения температуры неэффективно (рис. 1.5). Этими обстоятельствами объясняется отказ в известных проектах АЭС с реакторами типа БН от закритических параметров пара, хотя в дальнейшем, по мере освоения новых материалов, закритическое давление может оказаться экономически перспективным. [c.13]

АЭС с БН-600 при параметрах, близких к принятым в обычных ТЭС давление 13,0 МПа и температура 500° С при вторичном перегреве до той же температуры. Температура оболочки ТВЭЛ при этом составляет 680— 700° С, температура Na на выходе из реактора 550° С, средний подогрев 170° С. [c.13]

Для энергоблока с реактором типа БН-600 АСР состоит из 12 связанных основных локальных подсистем и поддерживает следующие параметры мощность реактора и температуру теплоносителя на выходе из реактора (совместно с системой управления и защиты), расходы теплоносителя в первом и втором контурах (совместно с системой управления главным циркуляционным насосом), давление и температуру свежего пара, расход и давление питательной воды и др. АСР стабилизирует основные технологические параметры энергоблока и выдает управляющие воздействия в диапазоне нагрузок 10— 100%. [c.284]

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

Насосы реактора БН-600 первого и второго контуров принципиально отличаются параметрами и конструкцией проточной части [9]. Насос первого контура (рис. 5.25) —заглубленный, устанавливается в кессон 7 реактора. Рабочее колесо 3. закреплено на нижней консоли вала 6, вращающегося в двух радиальных подшипниках верхнем — масляном гидродинамическом, нижнем 5 — гидростатическом с обратнощелевым дросселированием, работающем на натрии. Осевая нагрузка в насосах воспринимается масляным осевым гидродинамическим подшипником 15. [c.167]

Общие соображения об условиях работы теплообменных аппаратов АЭС с реакторами БН и ВТГР. Стандартные параметры свежего пара, достигаемые в ПГ АЭС с реакторами типов БН и ВТГР, по условиям влажности на последних ступенях турбины не позволяют использовать цикл прямого расширения. Требуется применение промежуточного перегрева пара перед последними ступенями турбины. Необходимый перегрев пара может осуществляться либо реакторным теплом, подводимым теплоносителем первого или промежуточного контура, либо паром (отборным или свежим). В первом случае обеспечивается максимальный термодинамический КПД. [c.18]

Некоторые результаты исследования стационарных и нестационарных полей температуры парогенерирующей трубы при обогреве ее натрием или электрическим током при параметрах парогенератора БН-600/ В. А. Воробьев, Н. С. Грачев, А. Л. Кириллов и др.// Обмен накопленным опытом по созданию и освоению установок с быстрыми реакторами на основе реактора БОР-60. Ди-митровград изд. НИИАР, 1972. [c.290]

Применение реакторов на быстрых нейтронах позволяет получить перегретый пар обычных параметров, что дает возможность использовать турбины на сверхкритическне параметры и повысить к. п. д. АЭС. Коэффициент полезного действия цикла третьего блока Белоярской АЭС с реактором БН-600 по расче- [c.204]

В 1986 г. в пяти странах мира находилось в эксплуатации семь опытно-промышленных и демонстрационных блоков АЭС с реакторами на быстрых нейтронах суммарной электрической мощностью около З-Ю МВт. Во всех этих реакторах применяется в качестве теплоносителя жидкий металл — расплавленный натрий. Среди этих стран, активно, развивающих реакторы-размножители на быстрых нейтронах, ведущее положение занимают СССР и Франция. В СССР с 1973 г. работает в г. Шевченко опытная АТЭЦ с реактором БН-350 тепловой мощностью 700 МВт, на Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова на проектных параметрах эксплуатируется с 1980 г. реактор БН-600. Там же приступили к сооружению первого серийного промышленного реактора БН-800 электрической мощностью 800 МВт. Во Франции с 1974 г. успешно эксплуатируется демонстрационная АЭС Феникс электрической мощностью 250 МВт, а в 1985 г. введен в эксплуатацию самый мощный в мире (1200 МВт) быстрый реактор-размножитель Супер-Феникс . [c.142]

Современная атомная энергетика, как отечественная, так и зарубежная, основана в первую очередь на реакторах, охлаждаемых водой (в СССР это реакторы ВВЭР и РБМК). Атомная энергетика будущего ориентируется на расширенное воспроизводство ядерного топлива, поскольку ресурсы последнего, как и традиционных топлив, ограничены. В СССР успешно эксплуатируются реакторы-размножители БН-350 и БН-600, проектируются более мощные реакторы с охлаждением жидким металлом. В последние годы (1979—1982) Атомиздатом и Энергоиздатом выпущена серия учебных пособий Ядерные реакторы и энергетические установки под общей редакцией академика Н. А. Доллежаля, в которых содержится описание характеристик ядерных реакторов, методик расчета теплофизических параметров каналов различного конструкционного исполнения, анализ теплотехнической надежности и др. [c.3]

Парогенераторы и промежуточные теплообменники реакторов типа БН. В реакторах типа БН освоенный уровень температур натрия в первом контуре не превыщает 560 °С, поэтому, учитывая снижение температур в промежуточном контуре, можно считать для этих реакторов реальным уровень температур пара в пределах 450—510°С. Давление пара может назначаться в широких пределах до 24 МПа. Необходимо отметить, что оптимизация параметров парового цикла ограничивается не только выходной температурой натрия, но и подогревом в реакторе. Для современных реакторов типа БН характерен подогрев в диапазоне 150— 200 °С и, следовательно, температура на входе в реактор 300— 400 °С. С учетом снижения температур в ПТО диапазон значений температуры питательной воды на входе в ПГ может быть принят равным 200—300 °С, что соответствует турбоустановкам с регенеративными подогревателями. Таким образом, по холодным веткам контуров располагаемый температурный напор равен примерно 100°С (400 °С — температура первого контура и 300 °С — температура питательной воды), что несколько больще температурного напора по горячим веткам (рис. 1.4). В то же время высокий уровень температур теплоносителей по холодной ветке (до 400°С) позволяет при выборе оптимального давления пара варьировать значения давления в щироком диапазоне, вплоть до сверхкритического (24 МПа). Однако выбор давления свыше 20 МПа ограничивается отсутствием в настоящее время освоенных материалов, обеспечивающих необходимые запасы по длительной прочности теплообменных труб в пароперегревателе. [c.13]

Реакторы на быстрых нейтронах могут производить пар параметров, обычных для паровых турбин. Например, на Белоярской АЭС (БАЭС) имеется установка, выполненная по трехконтурной схеме с натрием в качестве теплоносителя в двух первых контурах (2-й контур — предохранительный), с паром при давлении 12,8 МПа и температуре 813 К в последнем контуре в этой установке — реактор типа БН и турбина К-200-130 ЛМЗ. [c.111]

Турбоустановки АЭС с реакторами на быстрых нейтронах и жидкометаллическим теплоносителем по начальным параметрам пара лишь немного отличаются от типовых установок на органическом топливе. Так, для единственной крупной установки этого типа, находящейся в эксплуатации (турбоустановка БН-600), принято давление перед турбиной 13 МПа п температура 50.5 °С используются три типовые турбины на 200 мВт с небольшим снижением начальной температуры. Установка имеет пром-яерегреватель, обогреваемый жидким натрием с той же конечной температурой пара 505°, как и после первичного пароперегревателя. [c.306]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...