ВВЭР

Авторы исследования ставили своей задачей разработку такого варианта реактора БГР, который мог бы конкурировать по стоимости вырабатываемой электроэнергии с ректорами БН и ВВЭР. Основное внимание было обращено на максимальное упрощение и удешевление оборудования, что привело к низкому давлению гелия в 1, 2 и 4 вариантах (7 МПа). Это обусловило низкую объемную плотность теплового потока в актив- [c.33]

Рис. 9.38. Насосное оборудование для блока ВВЭР-1000

В табл. 9.12 приведены данные по ГЦН на АЭС СССР с реакторами типа ВВЭР. Создаваемый насосами напор позволяет применить одноступенчатую конструкцию с одним рабочим колесом. [c.293]

ВВЭР.210 ВВЭР-365 ВВЭР-440 ВВЭР-1000 [c.294]

На АЭС с реакторами ВВЭР-1000 применяется питательный турбонасосный агрегат ПТ-3750-100 с приводом от конденсационной турбины. Главный насос непосредственно соединен с турбиной, а предвключенный насос ПД-750-200 — через понижающий редуктор. [c.301]

Общий вид реактора ВВЭР-1000 [c.345]

Принципиальная схема АЭС с реактором ВВЭР [c.348]

Комиссаров Л. В. и др. Физические исследования реакторов ВВЭР Ново-Воронежской АЭС.— Материалы Третьей Международной конференции по использованию атомной энергии в мирных целях , т. 8, докл. 585. Женева, 1964. [c.197]

Атомные электростанции с реакторами типа ВВЭР [c.170]

В настоящее время атомные электростанции с реакторами, типа ВВЭР-получили распространение во многих странах мира. Использование обычной воды в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов значительно упрощает технологическую схему активной зоны реактора. [c.170]

Впервые реактор такого типа был установлен на Нововоронежской АЭС в сентябре 1964 г. В десятой пятилетке будет введен блок мощностью 1000 МВт с реактором типа ВВЭР-1000. [c.170]

ВВЭР с водой под давлением [c.171]

Общий вид реактора ВВЭР-440 показан на рис. 4-1. [c.172]

Вода, являясь теплоносителем, одновременно выполняет также роль замедлителя нейтронов. Для поддержания цепной реакции нужны замедленные (тепловые) нейтроны, скорость которых не превышает 2 км/с. Именно двоякая роль воды в реакторе подобного типа определила его название — водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР). Такой реактор называют также реактором на тепловых (медленных) нейтронах. [c.190]

Благодаря более высокому к. п. д. и более экономичному процессу деления за счет меньшего поглощения нейтронов в реакторах ВГР с паротурбинными установками достигается уменьшение удельного расхода ядерного горючего по сравнению с удельным расходом в водо-водяных реакторах типа ВВЭР в 1,5 раза, а начальное удельное вложение ядерного горючего на единицу мощности — в 5 раз и более. Однако, по-видимому, основное преимущество реакторов ВГР будет реализовано при применении одноконтурных энергоустановок с гелиевыми турбинами, а также в комбинированных энерготехнологических [c.4]

Так, при изготовлении корпуса реактора ВВЭР-1000 из стали 15Х2НМФА и корпуса парогенератора из стали 10ГН2МФА обечайки толщиной 80...285 мм собирали на скобах и сваривали многопроходной сваркой под флюсом с подогревом (120...250°С), причем заданную температуру в процессе сварки поддерживали с помощью [c.290]

Некоторые (например, транспортные) реакторы работают ограниченное время и затем с тем же составом ядерного горючего продолжают свою работу. У энергетических водо-водяных реакторов (типа ВВЭР) частичная (примерно 1/3) перегрузка ядерного горючего происходит при остановленном реакторе. Кроме того, в различные кампании может изменяться мощность реактора. Поэтому представляет практический интерес рассмотреть изменение активности продуктов деления для подобных случаев (рис. 13.2). При кампании и выдержке 4 актив- [c.179]

Характеристику твэлов, используемых на двух основных типах АЭС в СССР с водо-водяными реакторами корпусного и канального типов, приведены в работах [4, 5]. Их основные данные указаны в табл. 14.3. Во всех перечисленных в табл. 14.3 реакторах в качестве горючего используется спеченная двуокись урана плотностью около 10,4 г/см . В реакторах ВВЭР сборки представляют собой кассеты шестигранной формы с высотой твэлов, равной высоте активной зоны (2,5. и для первых трех реакторов и 3,5 м для ВВЭР-1000). Внешний диаметр твэла равен 10,2 мм для ВВЭР-210 и 9,1 мм (внутренний диаметр 7,55 мм) для всех других реакторов этого типа. Твэлы упакованы в трубки — оболочки из сплава циркония с ниобием. Твэлы реактора канального типа, например РБМК-ЮОО, представляют собой трубки диаметром 13,5X0,9 мм из циркониевого сплава с таблетками из двуокиси урана. Топливные каналы (их 1693) установлены в трубчатых трактах, вваренных в верхнюю и нижнюю металлоконструкции реактора. В канале размещены две кассеты с 18 твэлами в каждой. Общая длина двух кассет 3,5 м. Подробные характеристики твэлов реакторов различного типа изложены в работах [2, 3, 6]. [c.222]

На рис. 9.37—9.39 приведены схемы отечественных энергоблоков ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и РБМК-1000, работающих по двухконтурному принципу с указанием типов применяемых насосов. [c.293]

Специализированные библиотеки содержат каталоги различных приложений Реакторные блоки , Логика АСУТП ВВЭР , Роботы , Элементы подземных хранилищ газа . Ряд фрагментов структурных схем, сформированных в процессе выполнения прикладных НИР и ОКР, хранится в виде субмоделей в отдельных каталогах. Фактически эти каталоги представляют собой дополнительные специализированные библиотеки, из элемеш ов которых могут быть скомпонованы значительные фрагменты новых структурных схем. [c.76]

Наибольщее распространение получили реакторы типа РБМК (реактор боль-щой мощности, канальный), ВВЭР (водоводяной энергетический реактор) и БН (быстрый, охлаждаемый натрием реактор). [c.342]

Корпусный реактор ВВЭР с водным (некипящим) теплоносителем и замедф-телем предназначен для получения нагретой воды с давлением примерно до 16 МПа, температурой до 600 К. Давление теплоносителя воспринимают корпус 9 (рис. 9.9) и съемная крышка 1 корпуса. В верхней части корпуса находятся патрубки входа б и выхода 4 [c.344]

Принципиальная схема АЭС с водо-водяным реактором ВВЭР (см. рис. 9.9) приведена на рис. 9.12. В корпусе реактора 1, заполненного водой под [c.347]

Современные АЭС с реакторами ВВЭР и РБМК достигли технико-экономических показателей, свидетельствующих о их конкурентоспособности с традиционными ТЭС. Расчетные затраты на производство электроэнергии для энергоблоков АЭС мощностью 1000 МВт составляют в европейской части СССР 0,85—1,0 коп.ДкВт ч), в то время как на ТЭС 1,1 — 1,15 коп.ДкВт ч). [c.356]

ВВЭР — водо-водяной энергетический ления [c.419]

Пока развитие АЭС происходит на основе энергетических реакторов на тепловых нейтронах, в СССР — главным образом корпусных водо-водяпых с водой под давлением, не допускающим ее кипения (ВВЭР), или с кипящей водой (ВВЭРК), канальных с графитовым или тяжеловодным замедлителехм. Обычно корпусные реакторы выполняются по двухконтурной схеме, а канальные — по одноконтурной. [c.162]

Укрупнение энергоблоков на АЭС дает еще больший э1<ономи-ческпй эффект, чем для ТЭС и ГЭС. Это объясняется спецификой структуры капиталовложений в АЭС и отсутствием собственных нужд , а также некоторым уменьшением удельного расхода урана на первую загрузку реактора. По зарубежным даннгям, повышение электрической мощности корпусных ВВЭР с 500 до 1000 МВт дает снижение удельных капиталовложений на 20— 30%. Не меньшие выгоды ожидаются от повышения мощности канальных графито-водяных реакторов. В СССР в период 1965— 1975 гг. осуществился переход от реакторов мощностью 350— 400 МВт к реакторам мощностью 1000 МВт [29]. [c.164]

Атомные электростанции с водяным теплоносителем, общая мощность которых в СССР превысила в 1967 г. 1 млн. кет и по которым накоплен большой опыт строительства и эксплуатации, будут строиться в нашей стране и в будущем, причем по мере совершенствования конструкций и увеличения мощности реакторов их экономические показатели будут последовательно улучшаться. Так, разработан проект атомной электростанции электрической мощностью 880 тыс. кет с двумя водо-водяными реакторами ВВЭР, аналогичными реакторам Ново-Воронежской АЭС, размещенными в одном реакторном зале и отличающимися уменьшенным числом трубопроводов и соответственно увеличенной мощностью циркуляционных насосов первичного контура. Проект этот предусматривает улучшенную компоновку станционных помещений, уменьшение потребности в технологическом оборудовании и пропорциональное снижение строительных и эксплуатационных расходов. Но наряду с графито-водяными и водо-водяными реакторами большой электрической мощности внимание исследователей и инженеров все больше привлекают энергетические реакторы других перспективных типов. [c.178]

Системы теплоснабжения с единым теплоносителем позволяют транспортировать теплоту па большие расстояния и дают возможность использовать на АТЭЦ уже освоенные в настоящее время ядер-ные реакторы (ВВЭР-440, ВВЭР-1000), а также привлечь к теплоснабжению атомные конденсационные электростанции (АКЭС), располагающиеся в пределах 35—50 км от потребителей теплоты. Такие системы позволяют решить проблему нароснабжения большой группы технологических потребителей с параметрами пара 0,2—0,8 МПа, а также обеспечить тепловой энергией значительную часть коммунально-бытовых потребителей. [c.123]

В СССР помимо корпусных подо-водяных энерге-ггпческих реакторов (ВВЭР) успешно используются созданные советскими учеными канальные реакторы типа РБМК и реакторы-размножители на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН, установленные на Шевченковской и Белоярской АЭС, (Примеч. ред.) [c.163]

В Советском Союзе строительство АЭС базируется на реакторах с водой под давлением типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и кипящих канальных уран-графитовых реакторах типа РБМК (реактор большой мощности кипящий). [c.170]

Энергетические блоки с реакторами ВВЭР-440 не только устанавливаются на отечественных АЭС, но и поставляются также в ряд стран — членов СЭВ. Два реактора ВВЭР-440 и основное технологическое оборудование были поставлены СССР в Финляндию для АЭС Ловиса мощностью 880 МВт. Первая очередь этой электростанции, построенная при технической помощи Советского Союза, вступила в строй в 1977 г. [c.172]

В реакторе ВВЭР-440 в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана и образующийся в процессе работы плутоний. Основными конструктивными элементами реактора являются корпус, внутрикорпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора (СУЗ). Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине. В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя-замедлителя, равное 125 кгс/см . [c.172]

На Нововоронежской АЭС в результате модернизации активной зоны и повышения энергонапряженности реактора типа ВВЭР на блоках № 3 и 4 была увеличена электрическая мощность до 440 МВт против 210 и 365 МВт на блоках № 1 и 2 соответственно. Это значительно улучшило технико-экономические показатели как самих реакторов, так и АЭС в целом. [c.173]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...