Ядерные реакторы водо-водяные

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]

Принципиальная схема двухконтурной атомной энергетической установки с паровой турбиной (рис. 8.12) состоит из ядерного реактора /, где выделяется теплота, отводимая промежуточным теплоносителем, которым в зависимости от типа реактора может быть газ (гелий, двуокись углерода), органический теплоноситель, вода или жидкий металл (натрий). Циркуляция промежуточного теплоносителя в контуре реактора осуществляется насосом 3. В парогенераторе 2 промежуточный теплоноситель отдает теплоту рабочему телу — водяному пару, которое совершает цикл обычной паротурбинной установки. Водяной пар расширяется в паровой турбине 4, затем конденсируется в конденсаторе 5, а конденсат направляется насосом 6 обратно в парогенератор. [c.216]

На современных атомных электрических станциях, в которых источником тепла служит ядерный реактор с водой под давлением, получают почти сухой насыщенный водяной пар. На этих электростанциях используются турбины насыщенного пара. Паросиловой цикл такой установки показан на рис. 4-17, но 1-2 выходит из точки 6. [c.174]

Технология этого способа обработки воды недостаточно разработана практического применения он, по-видимому, еще не получил. Однако в технической литературе имеются указания о применении на американских ядерно-энергетических установках с водоохлаждаемыми реакторами фильтров с редокс-ионитами, регенерируемыми сульфитом натрия, для обескислороживания воды, добавляемой в первичный контур водяного охлаждения ядерных реакторов. [c.393]

В атомной ПГТУ отвод тепла, выделяемого ядерным реактором, осуществляется парогазовой смесью (смесью воздуха, азота или окиси углерода с водяным паром), которая образуется в результате сжатия в компрессоре с впрыском воды. [c.67]

На атомных электростанциях в настоящее время применяют, как правило, турбины на насыщенном водяном паре н ядерные реакторы, использующие обычную воду в качестве замедлителя и теплоносителя (типа ВВЭР), с двухконтурной схемой. В Советском Союзе получили также распространение уран-графитовые реакторы с водяным теплоносителем и одноконтурной схемой. [c.46]

Для снижения конечной влажности пара в цилиндрах турбины до допустимого значения 10—13 % применяют подсушку и промежуточный перегрев пара. Между цилиндрами турбины устанавливают сепаратор влаги (С) для подсушки пара до сухости примерно 0,99 и вслед за ним пароперегреватели промежуточного перегрева, обогреваемые паром из отбора турбины (ППо) и свежим паром (ППс) (рис. 4.14). Начальное давление насыщенного водяного пара по условиям ограничения параметров воды в ядерном реакторе принимают 6,0—7,0 МПа с соответствующей температурой насыщения примерно 280 С. [c.46]

Исследование влияния профиля тепловыделения по длине на кризис теп лообмена в пучках стержней / В. И. Астахов, Ю. А. Безруков, С. А. Логвинов, В. Г. Брантов. — В кн. Теплофизические исследования для обеспечения надежности и безопасности ядерных реакторов водо-водяного типа. Семинар СЭВ ТФ—78. Будапешт, 1978, т. 2, с. 589—600. [c.278]

Предположим, что имеется задание на разработку защиты реактора водо-водяного типа с корпусом под давлением тепловой мощностью 50 Мет. Схема расположения оборудования показана на рис. 1.1—1.3. Схема ядерной [c.295]

В ближайшее время в число энергетических предприятий войдут вторые очереди строительства Белоярской и Ново-Воронежской АЭС с ядерными реакторами электрической мощностью 200—400 тыс. кет. За Полярным кругом — в Чукотском национальном округе — начато сооружение Билибинской АЭС. На Кольском полуострове сооружается промышленная АЭС с двумя энергетическими блоками для реакторов водо-водяного типа общей электрической мощностью 800 тыс. кет. Аналогичная АЭС электрической мощностью более 800 тыс. кет сооружается в Армянской ССР близ Еревана. На Урале ведется строительство новой промышленной АЭС с реактором на быстрых нейтронах, электрической мощностью 600 тыс. кет. [c.196]

Как уже указывалось ранее, железо повышает коррозионную стойкость сплавов цирконий — олово в воде. Аналогичный эффект наблюдается и при введении в него никеля и хрома и притом не только в воде, но и в водяном паре при температуре 400° С. Более повышенная коррозионная стойкость сплавов в этом случае объясняется замедлением перехода к стадии ускоренной коррозии. Оптимальные концентрации легирующих компонентов в этих сплавах, по-видимому, следующие олова — 0,25—2,5% железа, никеля и хрома — 0,1—1,0%. При этом концентрация олова в цирконии зависит от количества загрязнений в нем. В сплаве с концентрацией 1% олова и 0,2—2% ниобия увеличение концентрации молибдена с 0,7 до 2% или тантала с 0,02 до 2,2% приводит к уменьшению скорости коррозии. Введение в сплав до 0,37% кислорода не оказывает влияния на стойкость сплавов этого же типа. Сплав циркалой 2 с концентрацией 1,5% олова, 0,12% железа, 0,10% хрома, 0,05% ниобия, <0,006% азота, <0,005% алюминия и <0,005% титана нашел широкое применение в ядерных реакторах с водяным охлаждением. Скорость коррозии этого сплава после выдержки в водяном паре при температуре 400° С в течение 41 суток составляет 1 мг1дмг -сут [c.222]

Гафнии нашел небольшое промышленное применение вследствие ограниченной доступности и высокой стоимости, что обусловлено трудностью его отделения от циркония. Однако за последние годы этот металл стал несколько более доступным, так как он является побочным продуктом производства реакторных сортов циркония. В связи с этим представляют интерес потенциальные возможности его применения в качестве материала для регулирующих стержней в ядерных реакторах с водяным охлаждением. Помимо того что гафний имеет большое поперечное сечение захвата тепловых нейтронов, 011 обладает превосходными механическими свойствами и высокой коррозионной стойкостью. Пруток иодидного гафния можно применять без оболочки для гомогенных регулирующих стержней. Одним из самых важных критериев, определяющих выбор материалов для регулирующих стержней, является их устойчивость к действию излучений. Гафний считается полностью изученным долгоживущим и сильно выгорающим поглощающим материалом с точки зрения повреждения под действием излучений. Регулирующие стержни из гафния успешно применяются во время работы активной зоны реактора подводной лодки Наутилус 114, 40]. Регулирующие стержни из этого материала применяются также в экспериментальном реакторе с кипящей водой 122] и в шиппингпортском реакторе. [c.198]

Как правило, большинство ядерных реакторов АЭС работает в режимах равномерной частичной перегрузки. Например, реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 эксплуатируются в режиме равномерной частичной перегрузки, исходя из трех перегрузок за кампанию при средней продолжительности кампании около трех лет. Это позволяет вести периодические перегрузки примерно 1 раз в год, что удобно, поскольку перегрузка может быть совмещена с периодом минимума нагрузки энергосистемы и проведением соответствующих планово-предупредительных или капитальных ремонтов оборудования АЭС. Перегрузка на корпусных реакторах со вскрытием крышки позволяет обходиться сравнительно простой перегрузочной машиной, предназначенной для работы при снятой крышке, когда реактор остановлен и расхоложен. Как показывает опыт многолетней эксплуатации, такая перегрузка продолжается 15—25 сут, т. е. не влечет за собой значительного снижения коэффициента готовности АЭС. Запас реактивности для обес печения работы реактора в течение одного года также оказывается умеренным и может быть скомпенсирован органами СУЗ и вводом в теплоноситель борного поглотителя даже в таких тесных решетках размещения твэлов в ТВС, какими являются решетки реакторов водо-водяного типа. [c.111]

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]

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]

Пример расчета защиты водо-водяного ядерного реактора приведен в Приложениии I. [c.8]

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]

Три водо-водяных реактора мощностью по 90 МВт (здесь и дальше для энергетических реакторов приводится мощность вырабатываемой электроэнергии) установлены на ледоколе Ленин . Реакторы этого типа (мощностью 210, 365, 440, 440 МВт) установлены на Ново-Воронежской АЭС. Водо-водяные реакторы положены в основу ядерной энергетики США, где построено более сотни таких АЭС. Имеются оценки, показывающие, что стоимость электроэнергии на водо-водяных АЭС может быть сделана не более высокой, чем на обычных тепловых электростанциях. В Англии в основу ядерной энергетики положены газо-графитовые реакторы. Там уже действуют десятки таких АЭС. [c.584]

Наиболее освоенными энергетическими реакторами являются водо-водяные, в которых вода играет двойную роль отбирает теплоту реакции деления ядерного топлива и одновременно замедляет нейтроны, которые необходимы для поддержания цепной реакции. Такие реакторы называются также реакторами на тепловых (медленных) нейтронах. [c.127]

Исследовательский реактор ИРТ (рис. 46) тепловой мощностью 2000 кет с максимальным потоком медленных(тепловых) нейтронов 2,3 0 нейтр1см сек относится к группе простых, надежно действующих и недорогих бассейновых водо-водяных реакторов, работающих на обогащенном уране-235. Активная зона его содержит около 4 кг ядерного горючего, выполнена из графитовых блоков со стержневыми трубчатыми тепловыделяющими элементами, имеет графитовый отражатель и расположена на дне открытого алюминиевого бассейна глубиной 7,8 м, окруженного защитным бетонным с.лоем и заполненного водой, выполняющей двоякую функцию — замедлителя нейтронов и теплоносителя, отводящего тепло из реактора в теплообменник. Первый реактор этого типа сооружен в 1957 г. в Институте атомной энергии в Москве. Двумя годам и позднее такой же реактор введен в эксплуатацию в Институте физики Академии наук Грузинской ССР в Тбилиси в да.льнейшем они были построены во многих других исследовательских центрах СССР (в Риге, Минске, Киеве и др.) и за пределами нашей страны. [c.169]

В настоящее время большинство АЭС оснащены водо-водяными реакторами (ВВЭР), работающими на тепловых нейтронах и использующими в качестве замедлителя и теплоносителя обычную воду. На этом принципе в СССР разработан серийный блок электрической мощностью 440 МВт. Впервые реакторы ВВЭР-440 были освоены на Нововоронежской АЭС. В качестве ядерного горючего в этих реакторах используется двуокись урана, слабо обогащенного изотопом урана-235, и образующийся в процессе работы плутоний. [c.68]

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]

Ядерная энергетика стран — членов СЭВ развивается главным образом на базе серийных водо-водяных реакторов типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. В СССР иопользуются или разрабатываются также водографитовые реакторы типа РБМК мощностью по 1000 и 1500 МВт. [c.18]

Методы расчета гидродинамики и теплообмена, изложенные в гл. 1 и 2, справедливы, когда свойства теплоносителей изменяются в условиях работы рассматриваемого реактора, теплообменника или любого другого теплообменного оборудования ЯЭУ настолько несущественно, что этим изменением можно пренебречь. Условия охлаждения некоторых типов ядерных реакторов могут быть таковы, что теплофизические свойства сильно изменяются с температурой и давлением, и эту зависимость следует учитывать. К таким случаям относятся исполь, зование газов при высоких температурах использование воды и водяного параособенно при околокритической области (а также других кипящих теплоносителей при околокритических параметрах) использование газов, способных диссоциировать и рекомбинировать при рабочих температурах использование жидко стей с сильно изменяющейся вязкостью. [c.48]

Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов / Ф. Я. Овчинников, Л. И. Голубев, В. Д. Добрынин и др. М. Атом-издат, 1979. [c.280]

Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических ядерных реакторов. — 2-е изд. М. Атомиздат, 1979. [c.290]

Количественно индивидуальный риск от эксплуатации АЭС с водо-водяными реакторами оценивается значением порядка 10 —10 1/год. Комиссия по ядерному регулированию США в 1986 г. дала новые рекомендации по показателям индивидуального риска. В соответствии с этими рекомендациями на расстоянии 1,6 км от санитарно-защитной зоны АЭС индивидуальный риск по показателю быстрого летального исхода не должен быть больше, чем 5-10 1/год, а по показателю заболевания раком для населения, проживающего на расстоянии больше 16 км от санитарно-защитной зоны АЭС, не должен превосходить значения 2-10- 1/год. [c.101]

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]

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]

Основным ядерным горючим является природный и обогащенный уран, хотя можно пользоваться также плутонием и искусственными изотопами урана В энергетических реакторах уран может применяться в виде чистого металла или сплайа с металлами, имеющими малое поперечное сечение захвата нейтронов, например, с алюминием или цирконием. Существуют три аллотропические разновидности урана до температуры 660° С а-уран, имеющий ромбическую кристаллическую решетку в интервале температур 660—760° С— Р-уран с тетрагональной устойчивой решеткой от 760° С и до точки плавления — у-уран, для которого характерна объемноцентрирован-ная кубическая решетка. Уран очень быстро подвергается коррозии от соприкосновения с водой, водяным паром, воздухом, жидкими металлами и другими средами. Следовательно, температура теплоносителя не должна превышать 500—600° С, а механическая и термическая обработка урана должна производиться с соблюдением соответствующих противокоррозионных мер — с использованием защитных атмосфер из инертных газов, специальных смазок и флюсов. [c.13]

Ядерные свойства тяжелой воды приводят к ощутимым различиям в оборудовании и конструкции тяжеловодных реакторов по сравнению с водо-водяными. Дейтерий имеет сечение захвата нейтронов гораздо меньтттее. чем водород, и, следовательно, допу- [c.17]

Стоимость такого реактора будет больше вследствие увеличения размеров активной зоны. Однако в этом случае нет необходимости в различном сложном оборудовании на случай разрушения давлением корпуса реактора, так как корпус выполняется из напряженной стали и напряжение в ней компенсирует усилия, вызванные высоким давлением, кроме того, ядерные характеристики получаются несколько лучше, что дает возможность использовать топливо с меньшим, чем в водо-водяных реакторах, обогащением. Теплоносителем в подобных газовых реакторах служит двуокись углерода (СО2). или гелий (Не). Важное преимущество заключается в том, что пароводяной контур не является активным, н текущий осмотр оборудования или ремонт не вызывает специфических трудностей и опасности для здоровья обслуживающего персонала. [c.20]

Комплексно рассмотрены вопросы эксплуатации ядерных паропроизводящих установок (ЯППУ) с водо-водяными реакторами. Описаны нестационарные процессы в реакторах, средЬла изменения реактивности, тепловые и гидродинамические процессы в элементах ППУ. Рассмотрены основные мероприятия физического пуска, эксплуатационные и аварийные режимы ядерных ППУ. [c.199]

С самого начала работ по созданию ядерных реакторов начались изыскания по применению неводяных теплоносителей для охлаждения активной зоны. Неводяные теплоносители позволяют получить более высокую температуру на выходе из реактора при низком давлении в контуре охлаждения, а также имеют в ряде случаев лучшие ядерные свойства по сравнению с водой и водяным паром. [c.16]

Установка на АЭС водо-водяных корпусных реакторов типов ВВЭР-1000, ВВЭР-2000 предполагает применение двухконтурной тепловой схемы, где к первому контуру относят сам ядерный реактор с его установками по обеспечению надежной и бесперебойной эксплуатации, главные циркуляционные насосы (ГЦН), парогенераторы и связывающие их с реактором водяные трубопроводы в виде самостоятельных петель, количество которых обычно выбирают от трех до шести. Второй контур питается паром парогенераторов и включает турбогенераторные установки с их вспомогательными элементами. [c.142]

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]

Высокотемпературные модульные ядерные реакторы с гелиевым теплоноснтелем. В Германии выполнены проекты модульного ВТГР с интегральной компоновкой парогенератора (при двухконтурном исполнении) и гелий-гелиевого теплообменника с газотурбинной установкой, исключающей возможность попадания водяного пара и воды в активную зону. Тепловая мощность модуля 256 МВт. [c.175]

Ядерная энергетика зарубежных стран (США, Франции, ФРГ, Японии и др.) развивается в основном на базе водо-водяных реакторов, охлаждаемых водой под давлением (PWR). Парогенераторы, разрабатываемые ведущей в этой области фирмой Вестингауз , представляют собой однокорпусные вертикальные с погруженной теплопередающей поверхностью аппараты, вырабатывающие насыщенный пар. С 1961 г. (ввод в эксплуатацию АЭС Янки ) фирмой разработаны модификации ПГ с единичной электрической мощностью, возрастающей с 46 до 325 МВт при соответствующей мощности блока 185—1300 МВт. [c.209]

Широкое распространение получили атомные энергетические установки (АЭУ) с водо-водяными двухконтурными реакторами (ВВЭР), а также с графито-водными, тяжеловодными и графито-газовыми реакторами, В первом контуре ВВЭР водный теплоноситель переносит тепло от тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), в которых протекает ядерная реакция, к парогенераторам. В отечественных ВВЭР в первом контуре поддерживается смешанный калий-аммиачный режим при борном регулировании. Состав теплоносителя при этом режиме калий — [c.208]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...