Развитие водо-водяных реакторов

За последние годы опубликовано значительное количество работ по исследованию кризиса кипения при вынужденном течении воды. Этот интерес объясняется быстрым развитием новых областей техники, главным образом ядерной энергетики, поскольку энергетические ядерные реакторы с водяным охлаждением работают при высоких тепловых нагрузках. Следовательно, важно надежно знать верхнюю границу допустимых тепловых нагрузок. Однако большинство исследований по q p проведено при течении воды в круглых трубах. [c.106]

РАЗВИТИЕ ВОДО-ВОДЯНЫХ РЕАКТОРОВ [c.156]

Для 2000 г. новый прогноз предусматривает увеличение мощности АЭС до 1700 тыс. МВт, а выработку электроэнергии — до 2300 млрд. кВт-ч. В этом случае 80% электроэнергии на континенте будут давать АЭС, что позволит удовлетворять 35% общей потребности в энергии в Западной Европе. Новыа прогноз будет осуществлен лишь в том случае, если 35% АЭС будут оснащены реакторами—размножителями. Как известно, в настоящее время АЭС оснащаются различными реакторами (преимущественно с кипящей водой и с водой под давлением). Некоторые специалисты полагают, что водо-водяные реакторы будут преобладать в программах развития ядерной энергетики в ближайшие 20 лет. [c.121]

Титов В. Ф. Пути развития парогенераторов АЭС с водо-водяными реакторами. — В кн. Состояние и перспективы развития АЭС с водо-водяными реакторами. Доклад на симпозиуме стран-членов СЭВ. М. изд. ИАЭ, 1968, с. 293— 312. [c.289]

Реактор Sizewell В (Великобритания) и головной блок серии № 4 АЭС hooz (Франция) по своим характеристикам и параметрам близки к отечественному реактору ВВЭР-1000, однако представляют собой эволюционное развитие предшествующих серий и относятся к современному поколению водо-водяных реакторов. Их экономическая эффективность повышена без радикальных изменений концепции, но при кардинальной компьютеризации системы контроля и управления [82, 86]. [c.156]

Развитие атомной эпергетики в США пока идет почти полностью по линии строительства АЭС с реакторами водо-водяного типа, хотя в последнее время было заказано несколько АЭС с более эффективными высокотемпературными реакторами, к. п. д. которых составляет около 40% (к. п. д. АЭС с реакторами типа РОВ 33%). [c.260]

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]

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 числу эффективных методов анализа напряженно-деформированных состояний в элементах реакторов относятся численные методы - метод конечных элементов (МКЭ) и вариационно-разностный метод (ВРМ), метод граничных интегральных уравнений ( ГИУ), получившие значительное развитие в последнее десятилетие благодаря их повьпиенной универсальности и появлению ЭВМ с большими быстродействием и памятью. Конечноразностный метод получил применение при определении термоупругих напряжений в зонах патрубков реакторов водо-водяного типа [10, 12]. [c.35]

В последнее десятилетие ввиду интенсивного развития многих существующих отраслей техники и возникновения новых, рабочие процессы в которых сопровождаются образованием иарожлдкостных систем и систсхм с твердыми включениями, наблюдается повышенный интерес к проблемам двухфазных сред. Особенно остро vГ poблeмы влажного пара стали, прр вляться в атомной энергетике, развитие которой во многих странах, в том числе и в СССР, идет в настоящее время на базе водо-водяных и кипящих реакторов. Процессы расширения пара в турбинах такого типа электростанций, как правило, начинаются с линии насыщения и при отсутствии промежуточного перегрева целиком лежат в двухфазной области состояний. Высокая конечная влажность пара приводит к необходимости использования выносных сепараторов, развитой системы сепарации внутри проточной части турбины и специальных мер защиты проточной части от эрозии. Рост единичных мощностей турбин, увеличение длин рабочих лопаток и их окружных скоростей приводит к дополнительным трудностям при ре- [c.3]

Проблемы, связанные с двухфаз-ностью потока, стали актуальными в последнее время не только для последних ступеней конденсационных турбин, но и для первых промежуточных ступеней турбин атомных электростанций. Это объясняется тем, что в большинстве стран, в том числе и в СССР, развитие АЭС идет на базе водо-водяных и кипящих реакторов. Эти реакторы (за исключением некоторых реакторов с ядер-ным перегревом пара) обеспечивают низкие начальные параметры пара перед турбиной, что приводит к необходимости использования турбин, работающих практически полностью в двухфазной области состояний пара. [c.197]

С достаточной степенью детализации рассмотрены конструктивные особенности и системы безопасности отечественных водо-водяных и уран-гра-фитовых реакторов, представлены газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы и тяжеловодные реакторы, нашедшие применение в ряде стран. Значительное внимание уделено реакторам на быстрых нейтронах как основе широкомасштабной ядерной энергетики будущего. Рассмотрены тен-денг ии развития реакторной техники. [c.7]

Важнейшей тенденцией развития ТЭС является рост доли ядерного горючего в топливном балансе, т. е. рост мощностей АЭС. В настоящее время ведется строительство ряда мощных АЭС с водо-водяными и гра-фито-водяными реакторами (корпусными и канальными). Для этих электростанций изготовляются турбины мощностью 220 и 500 МВт, предназначенные для работы на насыщенном паре при 3 000 об/мин и при начальном давлении пара 4,4 и 6,5 МПа, Уже сейчас создаются АЭС с реакторами—размножителями иа быстрых нейтронах. [c.14]

В настоящее время сооружаются АЭС с реакторами водо-водяного типа мощностью 440 тыс. кВт и с реакторами графито-водяного типа мощностью 1 ООО МВт. Для обеспечения быстрых темпов развития АЭС необходимо создать реакторы на быстрых нейтронах, способные воспроизводить ядерное горючее. [c.236]

Наибольшее развитие за рубежом получили корабельнь двухконтурные АЭУ с реакторами водо-водяного типа, которь считаются перспективным. В США разрабатывают ряд таю установок мощностью на валу, л. с. 1500 3000—4000 6000-7000 15000— 17 000 и 30 000—40000. По мнению американсю специалистов, комбинации АЭУ этого мощностного ряда моп обеспечить любые потребности подводного и надводного кора( лестроения. [c.197]

Ввиду ограниченного запаса естественных топливных ресурсов ядерная энергетика с каждым годом увеличивает свой удельный вес Б мировом энергетическом балансе. Значительные достижения советских и зарубежных ученых и конструкторов в разработке теории и конструкции ядерных реакторов расширили число возможных типов энергетических реакторов, позволили осуществить широкую программу развития ядерной энергетики. Через 20 лет после пуска Первой в мире АЭС в 16 странах мира действуют более 100 атомных электростанций с различными теплоносителями (вода, жидкие металлы, газы и др.) обш,ей мош,ностью около 71 млн. кета Большое внимание развитию ядерной энергетики Советского Союз, уделено в директивах XXIV съезда КПСС по пятилетнему плану развития народного хозяйства СССР на 1971 —1975 гг. В соответствии с заданиями девятого пятилетнего плана начинает осуществляться широкая программа строительства АЭС. Наряду с работающими АЭС корпусного и канального типов с водяным теплоносителем создаются ядерные реакторы с натриевым охлаждением. [c.6]

Двуокись урана используется в твэлах различных реакторов, охлаждаемых водой или паро-водяной смесью. Ее использование возможно и в реакторах с жидкометаллическим, газовым и органическим теплоносителями. Развитие применения твэлов происходит по пути повышения тепловой мощности, увеличения срока службы и сокращения стоимости производства [342, 390, 391]. [c.109]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...