Аварийное расхолаживание АЭС

В главном контуре энергетических установок (при газожидкостном цикле) жидкая четырехокись азота нагревается в регенераторах при давлении, близком к максимальному давлению цикла. Во вспомогательных системах очистки, смазки и охлаждения, аварийного расхолаживания и т. д. жидкая четырехокись, которая используется в качестве охлаждающей среды, смазки и для других целей, циркулирует практически при всех давлениях цикла. Поэтому для практических расчетов при проектировании аппаратов и оборудования необходимы расчетные рекомендации по теплообмену в жидкой четырехокиси во всем диапазоне рабочих давлений, в том числе и в сверхкритической области. [c.34]

Из рис. 6.8 видно, что независимость трех каналов системы безопасности является сквозной, т. е. каждый канал имеет полный комплект оборудования и арматуры, без какого либо контакта между собой. Электропитание всех насосов предусмотрено от трансформатора собственных нужд через шины 25, но имеется и резервное питание от энергосистемы. Каждый канал на случай обесточивания АЭС имеет свой дизель-генератор 24, а электропитание потребителей первой категории обеспечивается от аккумуляторной батареи 26. При наличии трех систем безопасности каждая из них рассчитывается на 100%-ную нагрузку, требуемую для обеспечения аварийного расхолаживания. [c.69]

Были рассчитаны прочность конструкции и температурные напряжения. Согласно расчетам рекомендована средняя скорость охлаждения контура, составляющая 40 °С/ч. Максимально допустимая скорость охлаждения 60 °С/ч рекомендовалась с ограничением числа циклов нагружения и проведением обязательного освидетельствования контура после его эксплуатации. Расчетом предусматривался также случай аварийного расхолаживания. Рулонированная конструкция допускает одноразовое расхолаживание контура со скоростью [c.61]

Широкое применение разнородных материалов в атомных реакторах (перлитная сталь — нержавеющая сталь, циркониевые сплавы — нержавеющие стали), имеющих различные коэффициенты линейного расширения, сопряжено с возникновением соответствующих температурных напряжений как при изотермических, так и при неизотермических условиях. Эти напряжения достигают наибольших величин в антикоррозионных наплавках корпусов реакторов при их аварийном расхолаживании. [c.29]

Как отмечалось в 1 и 2, условие нагружения конструкций натриевых реакторов на быстрых нейтронах характеризуется температурами до 550—610° С для хромоникелевых аустенитных сталей типа 18-8 и 500° для хромо молибденовых. Корпус реактора и внутриреакторные конструкции подвергаются охрупчиванию при облучении нейтронами (удлинение стали типа 18-8 становится меньше 10%). Эксплуатация связана с чередованием стационарных и нестационарных режимов (пуск, останов, аварийное расхолаживание, изменение мощности и др.), и по предельным оценкам число переходных режимов с изменением температур до 400—500° С не превышает 1500. Суммарное время переменных тепловых режимов составляет не более 10% от общего временного ресурса (2- --4-3)-10 ч., т. е. основное время эксплуатации относится к стационарному режиму. Накопление циклических и длительных статических повреждений сопровождается при эксплуатации изменением состояния металла по химсоставу и механическим свойствам. Получение экспериментальных кривых усталости при реальных деформациях (размах до 0,5%) и длительности нагружения представляет невыполнимую задачу, поэтому в любом варианте расчета прочности неизбежна необходимость обоснования экстраполяции данных на большие сроки службы. Существующие предложения по расчету длительной циклической прочности отличаются как по определению напряжений и деформаций, так и по расчету предельных повреждений. [c.37]

Использование ТА основных теплоотводящих петель при аварийном расхолаживании АЭС не относится к режимам нормальной эксплуатации. В связи с этим на некоторых АЭС для осуществления аварийного расхолаживания предусматривают специальные ТА и контуры. Однако для упрощения конструкции АЭС 32 [c.32]

Во многих аварийных ситуациях наблюдается повышение температуры теплоносителя на выходе из реактора и ухудшение теплопередачи в ТА, что может привести к перегреву теплопередающей поверхности и отдельных узлов конструкций. Несмотря на то что реактор при аварийной ситуации останавливается практически мгновенно, а мощность остаточных тепловыделений не превышает 5—6% исходной, перегрев теплопередающей поверхности может иметь место из-за рассогласования расходов теплоносителей по контурам или полного их прекращения в охлаждающем контуре. Это связано, как уже отмечалось выше, с различными законами выбега циркуляторов в контурах. Подобная ситуация длится непродолжительное время — в течение 1—2 мин (до момента подключения систем аварийного расхолаживания). Тем не менее из-за малой тепловой инерционности трубные системы ТА успевают существенно изменить свое температурное состояние. После подключения систем аварийного расхолаживания в контурах теплоотводящих петель устанавливаются расходы теплоносителей, соответствующие допустимому температурному состоянию теплопередающей поверхности. Это обеспечивается соответствующей организацией аварийного расхолаживания. Период до подключения системы аварийного расхолаживания, когда законы изменения расходов теплоносителей неуправляемы (например, при аварийных ситуациях обесточивание и стоп-питательная вода ), является наиболее опасным для ТА. [c.33]

При аварийном расхолаживании АЭС ТА не должны затруднять развитие и установление естественной циркуляции теплоносителей в контурах. Для этого гидравлическое сопротивление трактов ТА при малых расходах должно быть минимальным, а движение теплоносителя — упорядоченным, не допускающим разрыва циркуляции с оголением теплопередающей поверхности, образования внутренних контуров циркуляции, застойных зон и т. п. [c.34]

В реакторных установках с газовым теплоносителем роль естественной циркуляции в режимах аварийного расхолаживания невелика. Однако и здесь целесообразно по возможности не нарушать рекомендаций, способствующих развитию и установлению естественной циркуляции, поскольку она может найти свое рациональное использование в стояночных режимах. [c.34]

I — активная зона реактора 2 — компенсатор объема 3 — основные циркуляционные насосы первого контура 4 — воздушный двухсекционный теплообменник на 16 Мвт 5 — вентиляторы с переменной скоростью вращения 6 — система для очистки органического теплоносителя 7 — фильтр 8 — охладитель для аварийного расхолаживания реактора на 100 кет по теплу 9 — подогреватель на 7,5 кет по теплу 10 — испарительная ловушка II — азотная продувка 0,85 [c.191]

Покрытия ТВЭЛ реактора EL-4 выполнены из нержавеющей стали. Топливом служит силав на основе циркония (1,6—2,5% меди), допускающий более высокую температуру газа., В системе СУЗ применены стержни с поглотителями. Предусмотрено аварийное расхолаживание реактора за счет естественной конвекции и инерции газодувок, устойчиво работающих при температуре до 240° С. [c.165]

ГЦН 2 — парогенератор i — гидроаккумулирующая емкость 4 — реактор 5 — компенсатор давления 6 — бак аварийного запаса раствора борной кислоты 7 — насосы аварийного впрыска борного раствора высокого давления 8 — насосы аварийного расхолаживания низкого давления 9 — спринклерные насосы 10 — охладители II — бак запаса концентрированного раствора борной кислоты [c.155]

Основными защитными системами безопасности являются система аварийной защиты (АЗ), рассмотренная выше, и система аварийного расхолаживания (САР). [c.168]

I — компенсатор объема 2 — теплообменник аварийного расхолаживания 3 — прочный корпус корабля 4 — парогенератор 5 — питательная вода 6 — вторая петля первого контура [c.207]

На стадиях эскизного, технического и рабочего проектов теплогидравлические расчеты ведут с разной степенью детализации при номинальных параметра.х, частичных нагрузках, при запуске и расхолаживании реактора, при аварийных ситуациях. [c.110]

При создании серийных реакторов (типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000),имеющих в ГЦК корпус реактора, главные циркуляционные насосы, трубопроводы, главные запорные задвижки, парогенераторы, компенсаторы объема, трубопроводы системы аварийного ввода бора и аварийного расхолаживания, трубопроводы и гидроемкости для аварийного залива активной зоны, предусматривается [22] целый комплекс мер обеспечения надежности, безопасности и ресурса. Эти меры включают на стадиях проектирования и модернизации [c.43]

Рис. 5.6. Аварийное расхолаживание корпуса реактора (срабатывание САОЗ) а - геометрия и фрагмент конечноэлементной аппроксимации б — изменение температуры охлаждающей жидкости во время срабатьшания САОЗ

Двухпетлевая схема циркуляции использована на I блоке Белоярской АЭС с реактором канального типа (риг, 1.1). В каждой петле предусматривается один главный циркуляционный насос и один насос аварийного расхолаживания. В случае отключения одного из ГЦН автоматически отключается и ГЦН второй петли, но одновременно и также автоматически включаются оба насоса аварийного расхолаживания, обеспечивающих суммарную подачу, равную 15 % номинальной. [c.12]

В главном контуре АЭС на N204 для повышения безопасности предусматриваются дублирование питательных насосов, использование нескольких петель охлаждения реактора (минимум трех), байпасирование турбины и съем нагрузки с электрогенератора, создание двух подсистем аварийного расхолаживания, работающих независимо друг от друга и на различном принципе действия. [c.38]

Для локализации аварии и обеспечения надежного аварийного теплосъема в составе АЭС предусматривается система аварийного расхолаживания реактора (САРХ). Благодаря физико-химическим свойствам N204 на линии насыщения газоохлаждаемый быстрый реактор [c.38]

Система аварийного расхолаживания (САРХ) 34, 38, 39 — водоснабжения 35, 166—168, 173—175, 188, 190, 220, 222, 223 Скорость коррозиии 48—54 Спинодаль 176, 178 Степень диссоциации 45, 134 Стойкость коррозионная 28, 47, 48, 50, 53, 55 [c.237]

САО состоит из трех систем пассивной части, активной части высокого давления и активной части низкого давления. Пассивная часть состоит из двух гидроемкостей. Активная часть высокого давления (подсистема аварийного впрыска бора) содержит три насоса высокого давления. Борированная вода высокой концентрации подается на вход каждого насоса от своего бака. Активная часть низкого давления является подсистемой аварийного расхолаживания. Она состоит из трех насосов низкого давления. На вход каждого насоса подается раствор борной кислоты от самостоятельного бака аварийного запаса. [c.285]

Приближение АЭС к густонаселенным промышленным районам и увеличение их числа повышают требования к радиационной безопасности атомных электростанций. Для удовлетворения этих требований в современных проектах АЭС с реакторами типа ВВЭР ядерная паропроизводящая установка и все системы ее аварийного расхолаживания располагаются под защитной железобетонной оболочкой. [c.253]

Турбулентный безотрывный режим течения возможен в реакторе с шаровыми твэлами лищь в режиме расхолаживания или Б аварийных ситуациях при потере герметичности первым контуром и отсутствии принудительной циркуляции теплоносителя. [c.47]

Критерии выбора типа привода питательных насосов на АЭС те же, что на ТЭС. Трубопривод для АЭС имеет еще одно преимущество. В случае аварийного обесточив вания питания реактора продолжается почти до его полного расхолаживания за счет снабжения приводной турбины свежим паром. Все остальные насосы АЭС (технического водоснабжения, масляные, вакуумные, насосы химической доочистки и т. п.) не имеют принципиальных отличий от рассмотренных выше конструкций насосов, используемых на ТЭС. [c.302]

Смотреть страницы где упоминается термин Аварийное расхолаживание АЭС : [c.8] [c.249] [c.250] [c.4] [c.67] [c.68] [c.11] [c.175] [c.182] [c.34] [c.37] [c.38] [c.39] [c.28] [c.32] [c.33] [c.202] [c.162] [c.392] [c.425] [c.214] [c.380] [c.207] [c.183] [c.253]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...