Опыт эксплуатации АЭС

Вопросы безопасности АЭС являются основными для успешного внедрения атомной энергетики [1.44]. Обширный опыт эксплуатации АЭС с реакторами на тепловых нейтронах может быть в значительной степени использован при создании системы безопасности АЭС с быстрыми реакторами с учетом их особенностей. [c.36]

Опыт эксплуатации АЭС с ВВЭР показывает, что рекомендации УВС оператору по ликвидации аварийной ситуации должны быть основаны на анализе трех групп факторов [c.293]

Образование сквозной трешины в сосуде давления на АЭС в течение года эксплуатации является маловероятным событием. Опыт эксплуатации АЭС в России и за рубежом позволяет оценить эту величину как Р < 10 (реактор год) . В действительности для трубопроводов первого контура эта величина существенно меньше (на уровне -10 , см. разд. 2.13, 3.1). [c.232]

Опыт эксплуатации горизонтальных парогенераторов показал, что наряду с достаточно высоким качеством пара они обладают высокой надежностью, безопасностью работы. Поставляются они на АЭС собранными блоками. Однако по условиям транспортировки размеры корпуса парогенератора ограничены, что в свою очередь определяет максимальную мощность отдельного парогенератора. [c.251]

Опыт эксплуатации реакторов Белоярской АЭС показал следующее [c.181]

Проектные проработки и опыт эксплуатации первых АЭС показывают, что несмотря на то, что удельная стоимость строительства атомных электростанций выше удельной стоимости крупных конденсационных тепловых электростанций в 1,5—2,5 раза, себестоимость производства электроэнергии на АЭС практически одинакова или даже ниже, чем на обычных ГРЭС, расположенных в центральных районах европейской части СССР. Это объясняется тем, что топливная составляющая в себестоимости электроэнергии при ядерном горючем более чем в 2 раза ниже по сравнению с тепловой электростанцией на органиче- [c.187]

Десятилетний опыт эксплуатации Нововоронежской АЭС. Материалы научно-технической конференции. Воронеж, 1974. 177 с. [c.284]

Первая АЭС, однако, сыграла огромную роль экспериментальной установки, где накапливался опыт эксплуатации будущих атомных электростанций. Главное состояло в том, что впервые в мировой истории была доказана возможность производить электрическую энергию на основе расщепления ядра урана, а не за счет использования тепла при сжигании минерального топлива или использовании гидравлической энергии. [c.160]

Опыт эксплуатации реакторов с перегревом пара Белоярской АЭС показал блоки с реакторами этого типа имеют высокие показатели по КПД интенсивность радиационных загрязнений, которым подвержено оборудование, не вызывает особых затруднений в эксплуатации. [c.167]

На Билибинской АЭС установлены четыре блока по 12 МВт. От каждого энергоблока имеется возможность получать тепловую энергию в количестве 15—25 Гкал/ч. Первый энергоблок Билибинской АЭС пущен в 1971 г. и четвертый — в 1976 г. Опыт эксплуатации этой электростанции имеет большое значение для электро- и теплоснабжения новых районов, где отсутствуют ресурсы органического топлива. [c.168]

Проектные проработки и опыт эксплуатации первых АЭС показывает, что, несмотря на то что удельная стоимость строительства атомных электростанций значительно выше (в 1,5—2 раза), чем крупных конденсационных тепловых электростанций, себестоимость [c.169]

Применение энергии, выделяющейся при делении ядер урана, для промышленного производства электроэнергии (получило в течение 70-х годов и особенно в 1976—1980 гг. значительное развитие. К началу одиннадцатой пятилетки в стране накоплен большой опыт проектирования, строительства и эксплуатации АЭС, а также конструирования и изготовления специального оборудования для них, что дает основание рассматривать ядерную энергию как технически освоенный и экономически конкурентоспособный новый крупномасштабный энергетический ресурс. Этот положительный опыт, который подтверждается также широкой зарубежной практикой, позволяет наряду с задачей количественного роста поставить перед ядерной энергетикой новые крупные задачи принципиального значения [c.134]

Опыт эксплуатации первых атомных электростанций показал, что чем мощнее атомная электростанция, тем выше ее экономические показатели. И уже на первом этапе развития атомной энергетики, при строительстве опытно-промышленных электростанций, отдается предпочтение мощным блокам и системам. Такой была запроектирована Нововоронежская АЭС, такова и Белоярская АЭС на Урале, первый блок которой пущен в 1964 году (сейчас сооружается второй). [c.164]

После сделанных общих замечаний рассмотрим опубликованные в литературе данные об эксплуатации кладок уран-графитовых реакторов. Десятилетний опыт эксплуатации Первой АЭС показал практическую возможность эксплуатации кладки реактора при температуре 700—800° С [33], Для предохранения выгорания графита кладка была заполнена техническим азотом, очищенным перед поступлением в реактор до [c.238]

Книга П. Коэна издана в конце 1969 г. и писалась, следовательно, в течение 1968—1969 гг. Хотя автор использовал ряд публикаций 1969 г., естественно в книге не нашли отражения как опыт эксплуатации, накопленный с тех пор на ряде пущенных за последние два-три года мощных АЭС с ВВЭР, так и результаты соответствующих научно-исследовательских работ в рассматриваемой области атомной энергетики. [c.4]

В настоящее время более 10% электроэнергии Швеция производит на импортных углях, около 44% выработки дают ГЭС, примерно столько же дают АЭС и заместить последние практически невозможно. Можно полагать, что накопленный Швецией положительный опыт эксплуатации будет использоваться и в следующем столетии. Решение о прекращении строительства АЭС в настоящее время пересматривается. [c.27]

К настоящему времени накоплен значительный опыт проектирования, строительства и эксплуатации АЭС с различными типами реакторов, который требует обобщения и анализа как необходимого этапа в обеспечении дальнейшего совершенствования вновь создаваемых АЭС, повыщения их технико-экономических показателей. [c.3]

Опыт эксплуатации парогенераторов первой АЭС. В результате длительной (около 15—20 тыс. час.) эксплуатации парогенераторов первой АЭС были получены данные их работоспособности в условиях многократных колебаний рабочей температуры и давления [103]. [c.49]

Опыт эксплуатации ПГ данного типа получен на АЭС Великобритании с газовыми и натриевыми теплоносителями. Выявилось, что надежность натриевых ПГ определяется в основном не особенностями гидравлической схемы пароводяного контура, а неплотностями, которые имели место или появились в пароперегревателях в процессе эксплуатации. [c.44]

Опыт эксплуатации модернизированных систем на первых АЭС подтвердил их надежность во всех режимах эксплуатации установок. [c.20]

Однако опыт эксплуатации АЭС ( Феникс , Форт-Сент-Врейн , БН-350) показал опасность последствий разуплотнения ПГ, особенно натриевых, а также сложность пуска и остановки паротурбинной части с реакторным промежуточным пароперегре-вом (промперегревом). В частности, во время пуска АЭС необходимо обеспечивать постоянное охлаждение промежуточного пароперегревателя собственным или посторонним паром соответствующих параметров, чтобы исключить тепловые удары в нем при поступлении холодного пара из турбины при ее пуске. [c.18]

Большие работы по созданию высокотемпературных реакторов и ПГ с гелиевым обогревом ведутся в ФРГ и США, где эксплуатируются экспериментальные установки АУР, АЭС Пич-Боттом , начато промышленное освоение АЭС ТНТР-300, накоплен значительный опыт эксплуатации АЭС Форт-Сент-Врейн . В СССР также ведутся научно-исследовательские и конструкторские проработки по созданию атомных опытно-прмышленных АЭС с [c.109]

Преимущества АЭС, использующих обычную воду в качестве теплоносителя и рабочего тела, определяются возможностью осуществления одноконтурной схемы станции, освоенностью технологии воды, традиционностью теплосилового оборудования. Опыт эксплуатации АЭС с водоохлаждаемыми реакторами в СССР и за рубежом показал высокую надежность и безопасность таких станций, отсутствие загрязнений воздушного бассейна, почвы и воды в районе расположения станции. Недостатки АЭС с водоохлаждаемыми реакторами определяются прежде всего неблагоприятными свойствами воды как теплоносителя и рабочего тела и в равной мере присущи паротурбинным электростанциям на органическом топливе. Высокое давление насыщенного нара при температурах, низких с точки зрения осуществления экономичного термодинамического цикла ограничивает размеры и единичную мощность реактора и, следовательно, перспективы снижения его удельной стоимости. Большой удельный объем пара при низких конечных температурах цикла ограничивает единичную мощность турбоагрегатов в одновальном исполнении. Последнее относится также и к ТЭС на органическом топливе, но для АЭС имеет большее значение ввиду увеличенного удельного расхода пара и необходимости укрупнения турбоагрегатов в связи с возможностью строительства реакторов и станций большей мощности. Не вполне благоприятны также и ядер-но-физические свойства обычной воды. [c.76]

Опыт эксплуатации АЭС и данные петлевых испытаний твэлов при облучении показывают, что оболочки из сплава Н-1 позволяют достигать высоких значений глубины выгорания. Максимальное значение экспериментально полученной удельной энерговыработки на отдельных петлевых сборках составляет 70 000 МВт-сут/т (для твэлов реактора ВВЭР) и 50 000 МВт-сут/т (для твэлов реактора РБМК). [c.319]

Опыт эксплуатации АЭС и пути дальнейшего развития атомной энергетики/ Ю Ф Баландин, С С Шураков О В Стариков и др — В кн 20 лет атомной энергетики Сб докладов. Т. 2 Обнинск, 1974, с. 16—27. [c.147]

Экономичность и безопасность эксплуатации ядерных энергетических установок в штатных, переходных и аварийных режимах зависит от безотказной работы насосов, обеспечивающих циркуляцию теплоносителя в активной зоне, парогенераторах и вспомогательных контурах реактора. В наиболее жестких эксплуатационных условиях функционируют насосы первого контура - главные циркуляционные насосы (ГЦН), прокачивающие облученный теплоноситель, находящийся при высоком давлении и температуре. Из-за большого радиационного фона непосредственный доступ персонала для профилактического осмотра этих насосов затруднен. Поэтому к надежности и работоспособности ГЦН предъявляют повышенные требования, причем проблема заключается в организации оптимального технического обслуживания насосов не по регламенту и наработке, а по их фактическому состоянию. Наиболее уязвимыми узлами ГЦН в настоящее время являются уплотнения и подшипники скольжения. Опыт эксплуатации АЭС в течение 250 реакторо-лет и прове -дение 128 перегрузок показывают, что отказы ГЦН из-за неисправностей уплотнений относятся к числу основных причин ежегодных простоев АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВР, а надежность ГЦН в значительной степени определяется работоспособностью подшипниковых опор. [c.23]

На АЭС установлены одноконтурные кипящие реакторы, производящие пар давлением 65 кгс/см , температурой 284° С. Из реактора пар поступает на две паровые турбины мощностью по 500 МВт. В реакторе этого типа в активной зоне применены циркониевые сплавы, что улучшает баланс нейтронов, тем самым повышая экономическую эффективность использования ядерного топлива. Особенностью РБМК-1000 является возможность замены тепловыделяющих сборок без остановки реактора. Второй блок АЭС был введен в 1975 г. Опыт эксплуатации Ленинградской АЭС (рис. 4-7) позволил принять решение о внедрении блоков с реакторами РБМК-ЮОО на ряде крупнейших АЭС Советского Союза. [c.182]

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]

Опыт эксплуатации оборудования первого и второго контуров АЭС с реактором типа ВВЭР и одноконтурной АЭС с реактором типа РБМК показал, что обеспечивается приемлемая радиационная и эксплуатационная обстановка, если скорость коррозии конструкционных материалов, взаимодействующих с теплоносителем, не превышает 0,02—0,05 мм/год. Однако даже при сравнительно малых скоростях коррозии (10- —10-. мм/год), которые совершенно не опасны по прочностным характеристикам материалов, существенным является вопрос накопления продуктов коррозии в теплоносителе, их растворимости, радиоактивности, условий переноса и отложения на теплопередающих поверхностях оборудования и оболочках тепловыделяющих элементов ядерно-го реактора. [c.25]

Существующий уровень знаний не позволяет достаточно точно оценивать влияние основных проектных и эксплуатационных параметров установки на степень ее радиоактивной загрязненности. В будущем потребуются дополнительные и более обширные данные по эксплуатации коммерческих АЭС и в особенности по станциям, отличающимся друг от друга каким-либо одним, вполне определенным параметром. Это положение имеет, возможно, одно важное исключение. Как показал опыт работы АЭС Ши ппингпорт, на установках с высоким pH реакторной воды и при обычно используемой величине продувки система очистки реакторной воды слабо влияет на накопление активности в контуре. Но ее влияние на выведение активности из контура существенно при нейтральном pH или в отсутствие мягкого регулирования. Учитывая это, было бы благоразумно более точно определить степень продувки на первых станциях нового поколения, прежде чем окончательно не будет установлена бесполезность системы очистки реакторной воды для целей выведения активности из контура. При решении этого вопроса следует учитывать и опыт использования системы очистки реакторной воды для контроля и удаления продуктов деления ядер-ного горючего. [c.321]

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]

Интересный новый тип быстрого реактора — газовый реактор с диссоциирующим газом в качестве теплоносителя — разрабатывается по общему координационному плану Академиями наук БССР, УССР, МССР. Однако для практической реализации проектов мощных энергетических быстрых реакторов-размножителей потребуется не только опыт эксплуатации экспериментальных реакторов, но и решение ряда сложнейших научных и инженерно-технических задач. Поэтому развертывание серийного строительства АЭС с мощными реакторами-бридерами предполагается только в следующем десятилетии [31. [c.4]

Опыт эксплуатации первого и второго контуров АЭС с реакторами ВВЭР и одноконтурной АЭС с реакторами РБМК показал, что системы очистки должны обеспечивать поддержание примесей в истинно растворенном состоянии в воде реактора, что предотвращает их отложение и сводит к минимуму интенсивность коррозии. Технические условия эксплуатации регламентируют содер- [c.54]

Как показал опыт эксплуатации тепловых стендов и реакторных петлевых установок, состояние теплоносителя в контурах в процессе их работы в основном удовлетворяет техническим условиям на исходный теплоноситель. Имевшие место отложения продуктов коррозии на твэлах после длительной стоянки стенда и превышение механических примесей по сухому остатку показали, что установленные предельные нормы по Р, С1 и сухому остатку (существенно большие, чем для реакторной воды) недостаточно обоснованы и нуждаются в экспериментальном уточнении. Проводимые исследования направлены на изучение физико-химических процессов и условий образования нитрокомплексов, температурного диапазона их превращений, переноса, отложения и способов выделения из теплоносителя в зависимости от температуры, давления и теплового потока. Исследуются и оптимизируются способы кондиционирования теплоносителя, разрабатываются более чувствительные методы анализа примесей в теплоносителе. Вводимый более жесткий регламентный режим теплоносителя будет способствовать повышению надежности разрабатываемых АЭС на N204. [c.59]

Полученный опыт сооружения и эксплуатации АЭС Даунри мощностью 13,5 Мет позволил принять решение о строительстве новой станции с реактором на быстрых нейтронах, охлаждаемым натрием, электрической мощностью 250 Мет. АЭС Даунри 250 рассматривается в качестве прототипа станций мощностью 1000 Мет. [c.132]

Указанные недостатки и опыт эксплуатации в настоящее время утвердили мнение о целееообразности применения одностеиочного разделения сред в ТА АЭС даже для натриевых ПГ, что особенно важно для аппаратов больщой мощности. [c.38]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...