Защита реакторов и оборудования

Защита реакторов и оборудования [c.213]

В качестве примера компоновки быстрого реактора и оборудования на рис. 9.20 приведена компоновка первичной и вторичной защиты реактора АЭС Ферми [8]. Основные используемые защитные материалы для первичной защиты — сталь, графит и борированный графит, для вторичной защиты — бетон. [c.83]

Потери теплоты в реакторной установке, включающей ядерный реактор и обслуживающее его оборудование, состоят в основном из потерь на продувку реактора, на охлаждение систем защиты реактора и на рассеи- [c.21]

Для уменьшения утечки нейтронов активную зону снабжают отражателем 4- Отражатель не поглощает нейтроны, а отражает их, возвращая в активную зону. Уменьшение утечки нейтронов в окружающую среду позволяет снизить критическую массу, а следовательно, более эффективно вести процесс горения ядерного топлива. Отвод тепла от реактора осуществляется с помощью теплоносителя 6, который прокачивается через активную зону, охлаждая ТВЭЛы. Размер активной зоны реактора невелик, но в то же время для отвода большого количества тепловой энергии требуется большая поверхность охлаждения. Это достигается расположением в активной зоне многочисленных каналов, в которые и погружены тепловыделяющие элементы. Корпус реактора для защиты персонала и оборудования от ядерных излучений окружен слоем бетона — биологической защитой 5. [c.525]

При работе ядерного реактора радиационная обстановка в помещениях, расположенных в непосредственной близости от него, определяется проникающим излучением активной зоны, конструкций реактора и защиты, а также активностью теплоносителя. При остановке реактора радиационная обстановка в реакторном зале обусловлена остаточным у-излучением продуктов деления ядерного горючего, излучением активированных конструкций реактора и защиты. Во всех других помещениях, где расположены коммуникации или элементы оборудования технологического контура, омываемые теплоносителем, радиационная обстановка после остановки реактора определяется отложениями радиоактивных продуктов коррозии и примесей в теплоносителе, а иногда и продуктами деления ядерного горючего. [c.7]

Радиационная защита от излучений активной зоны реактора, конструкций и оборудования технологического контура должна обеспечить 1) защиту обслуживающего персонала и нормальную эксплуатацию реактора как при его работе, так и ремонте, т. е. снижение уровня излучения до допустимых значений [c.8]

Реальный ход проектирования защиты реактора может оказаться намного сложнее этой идеальной схемы. Во-первых, проектирование реактора и всей ЯЭУ в комплексе выполняется в несколько этапов, различающихся глубиной и детальностью проработки. При этом происходят изменения и усложнения конструкций и иногда даже схемы установки. Эти изменения могут привести к изменениям в компоновке оборудования и защиты, к необходимости дополнительных многократных расчетов защиты. Во-вторых, при переходе к заключительным стадиям проектирования повышаются требования к детальности и точности расчетов. Как отмечается в работе [43], повышение точности расчетов поля излучения за защитой на 50%, снятие излишнего коэффициента запаса и соответствующее уменьшение толщины защиты может привести к снижению веса защиты на 2%. [c.80]

Рассчитывается активация теплоносителя и в тех местах, где трубопроводы и оборудование с теплоносителем приближаются к границам защиты реактора или выходят за ее пределы, проектируется защита теплоносителя. [c.295]

Атомная электростанция не может взорваться единственная опасность заключается в возможности выброса значительного количества радиоактивных веществ, причем очаг выброса может быть ограничен несколькими кубическими метрами пространства, окруженного многослойной защитой. Более того, процесс развития неисправности (расплавление топлива, расплавление активной зоны, выход из строя противоаварийной оболочки реактора) протекает столь медленно, что имеется время для принятия мер, способных усилить глубину защиты. Таким образом, безопасность эксплуатации атомных электростанций базируется не на том, насколько безукоризненно работают персонал и оборудование, а на глубине защиты н времени развертывания аварийной ситуации. Никакая другая из энергетических установок не имеет ни одного из этих видов защиты... . [c.229]

Чтобы достигнуть достаточно высоких температур теплоносителя и получить высокий к. п. д. цикла, необходимо, ввиду ее высокой летучести, сооружать системы высокого давления. При высоких температурах вода вступает в химическое взаимодействие с конструкционными материалами, наиболее часто применяемыми для изготовления оборудования установок. Поэтому отдельные узлы реактора и трубопроводы следует изготовлять из нержавеющей стали или специальных сплавов. Так как кислород имеет значительное сечение реакции (п, р), дающей N с периодом полураспада около 7 сек, использование воды связано с наведенной радиоактивностью в контуре, которая возникает во время работы реактора, поэтому для его защиты от радиоактивности необходимо сооружать специальные устройства. При высоких температурах вода взаимодействует с ураном, а это может привести к высвобождению химической энергии в случае разрыва покрытий тепловыделяющих элементов, что недопустимо. [c.22]

Трубопроводы и другое оборудование реакторной установки также изготовляются из нержавеющей стали 18-9. Ею же производится плакировка внутренней поверхности корпуса реактора и барабанов-сепараторов из нее же изготовляются трубы парогенераторов, насосы и т. д. Следовательно, сталь 18-8 и 18-9 является основным конструкционным материалом современного энергетического реактора с водяным охлаждением. Мелкие детали — всевозможные пружины, защелки, клапаны, а также регистрирующие стержни и стержни аварийной защиты изготовляются из специальных сталей. [c.299]

Перечень материалов, используемых в обычной электроэнергетике, сравнительно невелик. Для изготовления деталей и оборудования, испытывающих нагрузки, применяют стали, там, где необходимы проводники электрического тока, используют медь или алюминий, а в качестве изоляционных материалов выбирают органические соединения или керамику. Появление на энергетическом рынке атомных электростанций (АЭС) значительно расширило круг используемых материалов. В активной зоне реактора находятся делящиеся и воспроизводящие материалы, представляющие собой либо металлы (уран, плутоний и торий), либо их окислы или карбиды. В качестве конструкционных материалов активной зоны применяют магний и цирконий, в качестве замедлителя— графит. В системах управления и защиты реакторов используют такие материалы, как бор, гафний и редкоземельные металлы, в качестве теплоносителей ядерных энергетических установок могут быть использованы, например, углекислый газ, гелий, натрий. [c.6]

Первичная защита предназначена для ослабления потока нейтронов из активной зоны реактора, чтобы уменьшить активацию рабочего тела и оборудования. [c.137]

В пояснении к 29.22 дано определение аварийной защиты и дается разъяснение необходимости введения в аварийную защиту реактора сигналов от изменения параметров работы основного оборудования ЯППУ. [c.421]

На моторных вагонах ЭРЭП (рис. 256) для защиты силового электрического оборудования от токов перегрузки и коротких замыканий установлена следующая аппаратура высоковольтный воздушный выключатель ВВ, три комплекта токоограничивающих реакторов (РТ1—РГ5) с дросселями насыщения ДЯ/—ДЯ5 и выпрямительными мостами (см. 72), быстродействующий контактор КЗ с двумя разрывами, бесконтактное быстродействующее дифференциальное реле БДР и реле перегрузки РП1 и РП2. [c.301]

Допуски на коррозию. Этот фактор является обычным при проектировании реакторов, паровых котлов, конденсаторов, насосов, подземных трубопроводов, резервуаров для воды и морских конструкций. В тех случаях, когда скорости коррозии неизвестны, а методы борьбы с коррозией неясны, задача оптимального проектирования значительно усложняется. Надежные данные о скорости коррозии позволяют более точно оценить срок эксплуатации оборудования и упрощают его проектирование. Типичным примером допусков на коррозию может служить выбор толщины стенок подземных нефтепроводов. Расчетная толщина стенки трубопровода диаметром 200 мм и длиной 362 км составляет 8,18 мм, с учетом коррозии. А применение соответствующей защиты от коррозии позволяет снизить эту величину до 6,35 мм, что приводит к экономии 3700 т стали и увеличению полезного объема трубопровода на 5 % [12]. [c.19]

Наряду с разработкой и освоением рациональной технологии производства ядерного топлива большое значение для развития атомной техники имеют конструкционные материалы, применяемые в производстве специального промышленного и исследовательского оборудования. Помимо обычных требований механической прочности, теплопроводности, жаростойкости, коррозионной, эрозионной стойкости и т. д. к ним предъявляются специфические, определяемые особенностями атомной техники требования радиационной стойкости, необходимой степени поглощения нейтронов в зависимости от производственного назначения материала и пр. С учетом этих требований выбирались и изучались различные марки стали для элементов конструкции атомных реакторов, искусственного графита для элементов систем замедления и отражения нейтронов.в активной зоне реакторов, алюминия для защитных оболочек твэлов, предотвращающих возникновение химической реакции между химически несовместимыми урановыми сердечниками твэлов и теплоносителем (например, водой), бетона для нужд противорадиационной защиты и т. д. Применительно к этим же требованиям отечественной промышленностью освоены в производстве новые конструкционные материалы, ранее получавшиеся лишь в крайне ограниченных количествах на лабораторных установках — тяжелая вода, бериллий, цирконий и его сплавы и др. [c.163]

Основная доля активности этих изотопов в реакторах типа PWR и BWK остается в реакторной воде. Для доступа к оборудованию первого контура при работе реактора от излучения и требуется защита, однако после остановки реактора вследствие малого времени жизни активности затруднений при обслуживании не возникает. и являются чистыми пози-тронными излучателями с энергией р-частиц 1,19 и 0,649 Мэе соответственно. Несмотря на то что в течение нескольких часов после остановки реактора они дают основной вклад в полную активность, их излучение поглощается стенками трубопроводов ц не препятствует доступу к оборудованию. [c.153]

Таким образом, использование реакторов с органическим замедлителем и теплоносителем обеспечивает преимущества водородного замедлителя и в то же время избавляет от многих недостатков, связанных с использованием воды. Низкое давление в системе, стандартное оборудование и конструкционные материалы, а также менее жесткие требования к защите снижают стоимость капиталовложений в энергетические установки с органическим замедлителем и теплоносителем. Низкое давление в первом контуре, очень низкая активность теплоносителя и совершенно слабое взаимодействие теплоносителя с ураном свидетельствуют о безопасности эксплуатации такой установки. Конструкции, рассчитанные на низкое давление, а также более легкая защита уменьшают общий вес [c.23]

Вокруг зоны воспроизводства расположена тепловая защита — стальные стержни и концентрические стальные экраны. Весь реактор, контур циркуляции и его оборудование помещены в стальную оболочку цилиндрической формы, предотвращающую распространение радиоактивных выбросов в случае аварии. [c.151]

Зарубежные фирмы успешно используют алюминиевые трубы для транспортировки расплавленной серы. Сплавы на основе меди (латунь, бронза) взаимодействуют с серой, образуя сульфиды, поэтому их нельзя использовать для изготовления деталей оборудования, например, клапанов задвижек и т. п. В качестве прокладочных материалов при работе с расплавленной серой рекомендуются политетрафторэтилен, некоторые сорта сйликонового каучука и про-графиченный асбест. Перемещение расплавленной серы производят с помощью погружных насосов. Емкости для расплавленной серы защищают от коррозии грунтовкой бакелитовым лаком. Защиту реакторов и отстойников серы осуществляют грунтовкой бакелитовым лаком с последующей футеровкой плиткой АТМ-1 на арза-мите-5 [5]. [c.82]

При проектировании защиты реактора необходимо учитывать, что существенное влияние на вес, стоимость и габариты всей защиты оказывает правильная компоновка элементов обо рудования контура теплоносителя, размещенных внутри поме щения, окруженного вторичной защитой (подробнее см. гл. X) Некоторое оборудование, являющееся слабым источником излу чения, можно использовать в качестве элементов защиты реак тора. При этом следует учитывать возможность ухудшения ре монтоспособности этого оборудования из-за активации излуче нием реактора и ограничения по радиационной и тепловой стой кости отдельных частей этого оборудования. [c.77]

Для АЭС с реакторами на быстрых нейтронах возможны два варианта компоновки реактора и технологического оборудования— интегральный (типа реактора БН-600 [57]) и петлевой (типа реактора БН-350 АЭС в г. Шевченко и АЭС Ферми). В интегральном варианте основное оборудование первого контура располагается в едином корпусе с реактором. Внутрикор-пусная защита выполняет функции тепловой, противорадиационной и противоактивационной защиты. [c.83]

Предлагаемый расчет относится к реактору, работающему на полной мощности. При этом во внимание принимаются лишь доминирующие источники ионизирующего излучения мгновенные нейтроны деления, жесткие у-кванты, сопровождающие деление и распад продуктов деления, а также жесткие захватные у-кванты, возникающие в материалах внутриреакторных конструкций и защиты. Для таких теплоносителей, как вода и натрий,, важно учитывать собственное активационное у-излучение- В тех местах, где трубо-гфоводы и оборудование не экранированы защитой реактора, требуется сооружение дополнительной защиты — защиты теплоносителя. [c.294]

Водоизмещение ледокола равно 16 000 ш, полная длина составляет 194 л, наибольшая ширина принята равной 27,6 лг, осадка — 9,2 м. Его корпус с массивными литыми форштевнем и ахтерштевнем имеет усиленную обшивку из высококачественной стали, толщина которой в носовой и кормовой частях достигает 50 мм, и разделен на отсеки одиннадцатью поперечными водонепроницаемыми переборками. Три энергетических водо-водяных реактора его двухконтурной силовой установки суммарной тепловой мощностью 270 тыс. кет и оборудование первичного контура циркуляции помещены в средней части судна в специальном отсеке с надежной противорадиационной защитой. По сторонам реакторного отсека расположены носовое и кормовое турбогенераторные отделения, с распределительных щитов которых электроэнергия подается к среднему и двум бортовым двигателям, приводящим во вращение валы гребных винтов. Рядом с этими отделениями главных генераторов находятся две электростанции, вырабатывающие ток для питания двигателей вспомогательного судового оборудования. Контроль за действием реакторной установки ледокола и регулирование ее действия производятся с пульта дистанционного управления, изменение режима работы двигателей гребных винтов осуществляется непосредственно с ходового мостика судна. Для выполнения специальных ледовых маневров в корпусе ледокола — в носовой и кормовой частях и вдоль бортов — размещены водяные цистерны. При форсировании тяжелых ледяных полей, когда собственный вес ледокола оказывается недостаточным для взламывания льда, в носовые цистерны подается забортная вода, увеличивая давление корпуса на лед. При отходе ледокола от ледяной кромки вода может быть подана в кормовые цистерны, увеличивая осадку на корму. Для случаев, когда корпус ледокола испытывает сжимающее действие льда, попеременной подачей воды в бортовые цистерны может осуществляться раскачивание корпуса ледокола относительно продольной оси. В кормовой части шлюпочной палубы ледокола находится взлетно-посадочная площадка для вертолета ледовой разведки. Для выполненения погрузочно-разгрузочных работ на палубе уста новлены электрические подъемные краны. [c.297]

Современный этап развития атомной энерхетики в странах СЭВ характеризуется координацией действий каждого из членов содружества и распределением изготовления элементов оборудования между ними. Так, в ЧССР будут производиться корпуса энергетических реакторов и парогенераторы в ПНР — теп-лообМенное оборудование в ГДР — транспортно-технологическое оборудование, арматура в ВНР — перегрузочные машины в НРБ—элементы биологической защиты в СРР — главные циркуляционные насосы (ГЦН), мостовые краны. [c.31]

На атомных электростанциях испарительные установки могут применяться для очистки продувочной воды первого контура, радиоактивных вод бассейнов выдержки тепловыделяющих элементов, сбросных вод (из баков биологической защиты реакторов, после обмыва оборудования, полов и стен помещений первого контура и спецпрачечной) и вод санпропускника. Во всех этих случаях в испарительных установках вода освобождается главным образом от растворенных в ней радиоактивных твердых веществ. [c.368]

Главный корпус однокойтурной АЭС с канальным водографитовым реактором типа РБМК состоит обычно из реакторного и машинного отделений, между которыми расположена деаэраторная этажерка. Вспомогательное оборудование реактора и турбоустановки, как правило, изолировано при помощи железобетонных перегородок (боксов), обеспечивающих достаточную радиационную защиту (рис. 14.14). Для ограничения распространения радиоактивных продуктов как в обслуживаемые помещения, так и в атмосферу, в случае разуплотнения контура многократной принудительной циркуляции, предусмотрена система локализации аварии со своими конденсаторами среды. [c.229]

Накопление радиоактивных продуктов деления в твэлах, чрезвычайно высокая их радиоактивность и связанное с этим весьма долговременное остаточное тепловыделение в активной зоне реактора после его остановки (рис. 4.3) вместе с высокой наведенной радиоактивностью материалов и теплоносителя — все это предъявляет особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС, ее основного оборудования, а также систем контроля, управления и защиты, систем гарантированного обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Эти требования не имеют аналогии в теплоэнергетике, работающей на органическом топливе. Их удовлетворение в основном и вызывает увеличение в 1,5—2,5 раза удельных капитальных вложений в АЭС по сравнению с удельными капитальными вложениями в ТЭС. Такое увеличение связано с усложнением инженерных решений, с оснащением АЭС специальными дорогостоящими устройствами, оборудованием, приборами и специальными материалами, не имеющими применения в обычной энергетике. К специфическим устройствам и совружениям АЭС относятся система аварийного охлаждения и защиты реактора (САОЗ), защита от ионизирующего излучения, бассейны для охлаждения и выдержки отработавшего топлива, выгруженного из реактора, специальные машины для дистанционной загрузки и перегрузки топлива, система специальной вентиляции и фильтрации радиоактивных газов, специальная очистка теплоносителя первого контура от радиоактивных продуктов деления, устройства для дезактивации обору- [c.94]

Некоторые, чаще всего наиболее важные для обеспечения безопасности блокировки и защиты можно проверить полностью только с отключением блока. Таковы все защиты, действующие на отключение блока. Например, срабатывание АЗ от любых причин, отключение турбин и генераторов от защит можно опробовать только на остановленном блоке, иначе реактор, турбина или генератор со--ответственно отключатся. Если же эти защиты проверять действием только на сигнап путем заклинивания соответствующих реле, то, во-первых, на время проверки это оборудование остается без защиты, и не исключено возникновение аварийной ситуации именно в этот момент, во-вторых, работа в цепях защиты при работающем оборудовании может также привести к срабатыванию защит при ошибках. [c.417]

В атомных электростанциях используется теплота выделяющихся в процессах деления ядер атомов расщепляющихся материалов (урана-235, плутония-239 и урана-233). Устройства, в которых происходят процессы деления ядер с выделением тепла, носят название атомных реакторов. Теплота, выделяемая за счет ядерной энергии, передается в реакторе охлаждающему теплоносителю. Как сам реактор, так и охлаждающий его теплоноситель являются источниками опасного для жизни интенсивного проникающего излучения (нейтронный поток и гамма-лучи). Поэтому для защиты обслуживающего персонала реактор и связанное с ним оборудование ограждают толстыми (1,5—2,0 м) бетояными стенами. Для этой же цели часто использование выделяющегося в реакторе тепла ведут, пропуская нагретый в реакторе теплоноситель через специлль-ный промежуточный теплообменник. В таком теплообменнике теплотя от охлаждающего реактор первичного теплоносителя (обычная вода, тяжелая вода, углекислый газ, гелий. [c.22]

Форсаж с применением специальных форсажных ПЭ позволяет иногда одновременно повысить и надежность ЭУ (за счет резервирования), однако при этом увеличиваются габариты и вес установки. На крупных электростанциях таким ПЭ может стать МГДГ, обеспечивающий пиковые нагрузки. На станциях средней и малой мощности и на транспорте наиболее подходящими форсажными двигателями являются газотурбинные, и только на транспорте — реактивные. Применение форсажных ПЭ с базовыми ядер-ными ЭУ не всегда дает желательный эффект в отношении уменьшения веса и габаритов ЭУ (транспортного назначения), поскольку с уменьшением мощности реактора вес биологической защиты и механического оборудования уменьшается незначительно. [c.90]

Радиационная стойкость смазочных масел и гидравлических жидкостей. Практические аспекты влияния излучения высокой энергии на смазочные масла и гидравлические жидкости относятся главным образом к ядерным реакторам. В стационарном энергетическом реакторе, в ядер-ных силовых установках таких транспортных средств, как подводные и надводные суда, можно обеспечить оптимальную защиту, поэтому применительно к смазочным материалам или жидкостям проблема радиационной стойкости возникает только в тех случаях, когда они находятся вблизи активной зоны. Такие условия имеют место в циркуляционных насосах теплоносителя, загрузочных, разгрузочных и обслуживающих механизмах реактора, механизмах управления регулирующими стержнями и в оборудовании для обнаружения неисправных тепловыделяющих элементов. Требования к смазке для этих систем были рассмотрены Фревингом и Скарлетом [10], а также Хаусманом и Бузером [14]. Механизмы второго контура (насосы, турбины и генераторы) в большинстве случаев располагаются таким образом, что доза облучения уменьшается на 3—6 порядков (табл. 3.3). [c.126]

Инженер, специализирующийся в области криогенной техники, обязан изучить особенности процессов, происходящих на атомной станции, в частности радиоактивный распад, оборудование и работу ядер-ного реактора. При выборе материалов следует учитывать влияние облучения на свойства и ресурс работы. Необходимо обеспечить защиту персонала от облучения. [c.92]

Время, на которое останавливают А , используется также и для выполнения текущих работ по поддержанию арматуры в работоспособном состоянии. АЭС может быть осгановлена по двум причинам возникновение аварийной ситуации и необходимость выполнения плановых мероприятий. Если АЭС имеет один реактор, ее аварийная остановка наиболее вероятна в связи с выключением реактора в результате срабатывания аварийной защиты. Если на АЭС несколько реакторов, такая остановка рассматривается применительно к энергоблоку (реакторная установка — турбина). Обычно аварийная остановка вызывается отказом какого-либо элемента энергоблока и требуется устранение этого отказа (ремонта) или замена неисправных элементов технологического оборудования, длится она непродолжительное время. Ее целесообразно использовать для выполнения первоочередных неотложных работ по техническому обслуживанию арматуры, которые нельзя выполнить при действующей установке. В это время можно проводить такие работы, которые могут быть прерваны в любой момент и не вызовут задержку пуска реакторной установки. Результаты работ регистрируются в журнале дежурного инженера. [c.237]

Для обеспечения радиационной безопасности как для работающего персонала, так и для населения жилого поселка АЭС в пределах главного корпуса проектируется и сооружается биологическая защита. Она обеспечивает основной принцип радиационной безопасности — подразделение компоновки главного корпуса на зону строгого режима, в составе которой различаются помещения, необслуживаемые и полуобслуживаемые, и зону свободного режима. Вход в помещения зоны строгого режима возможен только через санпропускник. Для прохода после останова реактора из полуобслуживаемых помещений в необслуживаемые имеется санитарный шлюз. Для доставки материалов, оборудования, приборов и инструментов в зону строгого режима предусматривают отдельные входы и транспортные въезды с механизированной разгрузкой. [c.44]

Пусконаладочные режимы. Они проводятся после окончания строительства и монтажа блока перед сдачей его в нормальную эксплуатацию. Пусконаладочные работы, но в уменьшенном объеме, могут проводиться также после ремонтов и реконструкции блока. Особенно значительный объем работ в пусконаладочных режимах проводится на головных энергоблоках серии. Задачей системы управления в этих режимах является в основном сбор информации о правильности функционирования всех технологических систем. На головных блоках для этого иногда устанавливаются дополнительные средства контроля, позволяющие глубже проанализировать работу технологического оборудования. Особенное внимание уделяется физическому пуску, когда в реактор загружается топливо и начинается цепная реакция. При этом нейтронный поток очень мал и мощность, выделяемая при делении топлива, исчисляется долями ватта. Однако достаточно дополнительно загрузить в реактор одну тепловыделяющую сборку или незначительно переместить регулирующие органы, чтобы вызвать разгон реактора с малым периодом. Поэтому при физическом пуске больщое внимание уделяется контролю нейтронного потока. При самом первом пуске данного реактора, когда начальный нейтронный фон в реакторе мал, применяется специальная аппаратура первого пуска, датчики которой максимально приближаются к активной зоне или вносятся внутрь ее. При повторных пусках реактора задача контроля упрощается, так как в реакторе все время присутствуют нейтроны, образующиеся за счет реакции выделяющихся из накопившихся продуктов деления у-квантов с ядрами материалов активной зоны. При физическом пуске наряду с контролем включена аварийная защита, осуществляющая введение отрицательной реактивности при уменьшении периода ниже заданного значения (обычно 10—20 с). [c.137]

При эксплуатации реакторов давление и температура, как основные расчетные параметры, существенно изменяются, что делает, по существу, нагружение реакторов не статическим, а циклическим с различными скоростями для различных режимов работы. Близкое к статическому нагружение имеет место при стационарных режимах работы на номинальной мощности. Циклический характер нагружения несущих элементов ВВЭР обусловлен соответствующими нормальными и возможными аварийными режимами работы. К расчетным режимам относятся гидроиспытания, пуски, остановы, работа на номинальных режимах, изменение мощности, сраба-тьшание систем аварийной защиты. В число режимов, подлежащих учету при обосновании прочности и ресурса реакторов, следует отнести также аварийные режимы, которые могут возникнуть при полных или частичных разрушениях некоторых элементов первого контура (например, основных или вспомогательных трубопроводов), при импульсных или сейсмических воздействиях. Введение в расчеты прочности и ресурса этих аварийных режимов должно осуществляться по мере накопления исходной расчетной информации по изменениям давлений, температур, инерционных усилий, смещений опор оборудования, перемещений систем трубопроводов, реактивных усилий от теплоносителя. Общее число полных остановов в течение года может изменяться от 1-2 до 10-12 при этом более частые полные разгрузки реакторов, как правило, имеют место в начале эксплуатации, когда происходит приработка оборудования и возникают нарушения в работе. [c.18]

Метод радиоактивных индикаторов [4, 5] обладает рядом существенных преимуществ отличается высокой чувствительностью, обеспечивает непрерывность контроля (без остановки) и разборки механизма. Сущность метода состоит в следующем. Исследуемую деталь активируют. Активация осуществляется различными способами методом облучения в реакторе, посредством электролитического нанесения радиоактивного покрытия, методом вставок, посредством введения изотопа во время плавки, диффузией и т. п. В процессе работы активированная деталь изнащивается, и продукты износа попадают в масло. Активность проб масла или продуктов износа, акопленных на фильтре, нарастает пропорционально износу детали. Износ обычно оценивается в относительных единицах. Для обеспечения высокой чувствительности метода, т. е. чтобы иметь возможность регистрировать весьма малые количества продуктов износа в масле, активность деталей должна быть достаточно высока (обычно свыше 1 милликюри). Это обстоятельство требует обеспечения защиты обслуживающего персонала от облучения и предотвращения радиоактивного загрязнения помещений и окружающей среды в процессе испытаний. Поэтому метод радиоактивных индикаторов, как правило, позволяет проводить работы лишь в специальных лабораториях, оборудованных в соответствии с санитарными правилами [6]. [c.257]

Для реакторов мощностью 1000 МВт и выше представляется перспективной и полуинтегральная компоновка, объединяющая достоинства интегральной и петлевой компоновок (все реакторное оборудование расположено в двух смежных отсеках корпуса). В одном отсеке расположен реактор с аварийной защитой, в другом — все остальное оборудование. Отсеки соединены только трубопроводами [130]. [c.152]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...