Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР)

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]

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]

В монографии рассмотрены особенности конструкций и условий работы водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР), анализируются основные типы пределы1ых состояний и запасы прочности. Изложены методы расчетного определения напряжений в корпусных конструкциях, разъемных элементах, патрубках и трубопроводах при механических, тепловых, динамических и сейсмических нагрузках. Приведены новые результаты по напряженно-деформированным состояниям ВВЭР. [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 РАСЧЕТУ РАСПРЕДЕЛЕНИЯ ТЕМПЕРАТУРЫ ВОДЫ, ПРОТЕКАЮЩЕЙ В КАССЕТЕ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА (ВВЭР) [c.26]

С. А. Скворцов. Водо-водяные энергетические реакторы ВВЭР в СССР. Вторая международная конференция по мирному использованию атомной энергии. Доклады советских ученых. Атомиздат, 1959, [c.33]

Тепловая схема энергоблока. Энергоблок 1000 МВт двухконтурной АЭС состоит из водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 и одновальной колденса-ционной турбоустановки K I000-60/1500 ХТЗ. Тепловая мощность реактора Qp=s 3200 МВт при температуре теплоносителя на входе и выходе из реактора 289 и 322 °С, при давлении воды в корпусе реактора 16 МПа и ее расходе в 76-10 м ч. Топливом служит обогащенный до 3,3—4,4 % уран (рис. 11.17). [c.167]

Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 имеет тепловую мощность 3200 МВт. В реакторе предусмотрены четыре [c.194]

Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 имеет тепловую мощность 3200 МВт. В реакторе предусмотрены четыре петли движения теплоносителя для передачи теплоты топлива, выделяемой при расщеплении, и четыре парогенератора (ПГ). Теплоноситель и замедлитель нейтронов — вода — покидает активную зону с температурой 322 °С и возвращается в реактор после ПГ с температурой 289 °С. Характеристику ПГ, схемы реакторной установки и паровой турбины К-1000-5,9/1500-2 Харьковского турбинного завода можно найти в разд. 2. [c.485]

Расчетная вероятность разрушения корпусов водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) при расчетно.м дефекте в стенке глубиной / = 0,255 (5 - толщина стенки корпуса) достигает Рр = 10 реактор/год, а при допускаемых по техническим условиям размерам дефектов Рр < 10 . Если поддержание на стационарных режимах эксплуатационного давления осуществлять с погрешностью +5%, то вероятность разрушения увеличивается на [c.77]

Тепловая схема АЭС с водо-водяным энергетическим реактором ВВЭР электрической мощностью блока 440 МВт показана на рис. 9-28 (третий и четвертый блоки Ново-Воронежской АЭС). [c.495]

В двухконтурной АЭС (рис. 19.2,6), реализованной на Нововоронежской станции, теплоносителем, циркулирующим в первом контуре (корпусном реакторе) и теплообменнике-парогенераторе, является горячая некипящая вода. Одновременно вода является и замедлителем. На выходе из водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР) давление воды составляет 12—16 МПа при температуре около 300—320 °С. В парогенераторе теплоноситель, охлаждаясь до 269—289 " С, отдает теплоту воде паросилового (второго) контура с получением насыщенного пара давлением около 4,5—6,5 МПа. [c.374]

Надежность, безопасность и экономичность работы АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) в значительной мере зависят от рациональной организации водно-химического режима первого контура. Водный режим должен обеспечивать минимальную скорость коррозии конструкционных материалов, практическое отсутствие отложений примесей водного теплоносителя на теплопередающих поверхностях контура и минимальную радиоактивную загрязненность оборудования первого контура. Выполнение этих требований обеспечивает щелочной аммиачно-калиевый водно-химический режим с борным регулированием, используемый практически на всех отечественных АЭС с ВВЭР. Он имеет следзпощие особенности. В реакторную воду вводится борная кислота Н3ВО4 в целях регули- [c.161]

Такие уязвимые узлы, как технологические каналы, расположенные в активной зоне реактора, можно заменять не только во время остановки реактора в период планово-предупредительного ремонта, но даже во время работы реактора, не останавливая его. В этом огромное преимуш ество РБМК по сравнению с водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР), в которых замену ТВЭЛов можно производить только при полной остановке реактора, со снятием крышки реактора. [c.354]

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]

PWR (Pressurized Water Rea tor) соответствует отечественной ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). Эти реакторы корпусного типа используются в системе двухконтурной АЭС, где радиоактивным является только первый, собственно реакторный контур. Паровые турбины, их конденсаторы и регене- [c.19]

АЗ — аварийная защита АЭС — атомная электрическая станция БН — реактор на быстрых нейтронах ВВЭР — водо-водяной энергетический реактор ВПТО — высокотемпературный промежуточный теплообменник ВТЕР — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор гцн — главный циркуляционный насос НПТО — низкотемпературный промежуточный теплообменник ПГ — парогенератор ПТО — промежуточный теплообменник ПЭН — питательный электронасос СУЗ — система управления и защиты ТА — теплообменный аппарат ЦВД- цилиндр высокого давления ЦНД — цилиндр низкого давления ЦСД — цилиндр среднего давления [c.4]

ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор [c.16]

ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) — реактор на тепловых нейтронах, корпусного типа [c.114]

Наибольшее внимание в вопросах сопротивления малоцикловому и хрупкому раз-р утиению уделяется определению несущей способности основных элементов атомных энергетических установок - корпусов реакторов, каналов, парогенераторов, теплообменников, трубопроводов, внутрикорпусных устройств. В первую очередь это относится к водо-водяным энергетическим реакторам мощностью от 70 до 1000 МВт с температурами теплоносителя от 270 до 325°С, изготавливаемым из малоуглеродистых низколегированных сталей больших толшин. Такие стали склонны к хрупкому разрушению вследствие проявления масштабного фактора, радиационного и циклического повреждения, а также деформационного старения. Толщины стенок корпусов ВВЭР, работающих при давлении от 10 до 16 МПа находятся в пределах от 120 до 260 мм, а в некоторых зонах до 500 мм, диаметры от 1000 до 4000 мм, и высота от 6000 до 24000 мм. [c.75]

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]

На рис. 9-7 показана тепловая схема двухконтурной Нововоронежской АЭС. Здесь установлен корпусной реактор, в котором вода одновременно является теплоносителем и замедлителем. Этот тип реактора имеет маркировку ВВЭР-440 (водо-водяной энергетический реактор для работы в блоке с турбинами общей электрической мощностью 440 МВт ). [c.142]

ВВЭР - Водо-водяной энергетический реактор [c.461]

АЭС с Бодо-водяными энергетическими реакторами. В Советском Союзе широко используются АЭС с водоводяными энергетическими реакторами (ВВЭР) типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. За рубежом водо-водяные энергетические установки производятся фирмами Вестипгауз электрик , Комбасчеп инжиниринг , Бабкок и Вилькокс и др. ВВЭР в настоящее время являются наиболее освоенными установками, они характеризуются большой удельной энер-гонапряжепностью активной зоны, компактностью и относительно низкой стоимостью всей установки. [c.7]

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]

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]

РБМК — канальный реактор большой мощности ВВЭР — водо-водяной реактор БН — реактор на быстрых нейтронах ЭГП — энергетический водографитовый кипящий реактор. [c.39]

ВТИ — Всесоюзный теплотехнический институт ЦКТИ — Центральный котлотурбинный институт МЭИ — Московский энергетический институт ПГТ — паровые и газовые турбины ГПЗ — главная паровая задвижка ПК — предохранительный клапан РБМ-К — реактор большой мощности, канальный ВВЭР — водо-водяной корпусной энергетический реактор ЦВД — цилиндр высокого давления ЦСД — цилиндр среднего давления ЦНД — цилиндр низкого давления [c.6]

В настоящее время основу атомной энергетики стран СНГ составляют АЭС с реакторами, в которых тепло, выделяемое в результате деления ядер урана-235, отводится теплоносителем - водой. Теплоноситель находится под высоким давлением, что предотвращает его кипение, резко ухудшающее передачу тепла. Одновременно вода является замедлителем нейтронов, уменьшающим их энергию, что необходимо для протекания ядерной реакции деления урана. Поскольку вода является и замедлителем и теплоносителем, подобные реакторы носят название водо-водяных. Вода под давлением поступает в корпус реактора, прокачивается через активную зону, где находится ядерное топливо, и подогретая, через выходные патрубки и соединенные с ними трубопроводы подается в теплообменник, откуда полученная энергия поступает на турбину или к другому потребителю тепла. В реакторах типа ВВЭР (водоводяной энергетический реактор) вода заполняет корпус реактора (рис. 1.1), который воспринимает на себя ее давление, составляющее около 160 атм. [c.15]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...