Эксплуатация АЭС

Наряду с теплотой ядерный реактор выделяет большое число радиоактивных нуклидов, приводящих к интенсивным ионизирующим излучениям активной зоны и оборудования первого контура. Для станции электрической мощностью 1000 МВт равновесная активность составляет 0,27 10 Ки. Однако эксплуатация АЭС показывает, что конструкции твэлов и всего оборудования первого контура обеспечивают надежную локализацию активности. Активация водного теплоносителя обусловлена активацией атомов кислорода и продуктов коррозии или примесей, имеющихся в теплоносителе. В связи с этим необходимо предъявлять особо высокие требования к качеству конденсата и герметичности первого контура. [c.349]

В 1973 г. первой в мире введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Эта АЭС используется для трех целей часть тепла идет на опреснительную установку производительностью 120 тыс. м дистиллята в сутки, вторая часть тепла электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии, и, кроме того, АЭС воспроизводит ядерное топливо. Коэффициент воспроизводства равен 1,35. [c.189]

Успешно развивается и производство электроэнергии на атомных электростанциях в странах СЭВ. Введены в эксплуатацию АЭС в Болгарии, ГДР, Советском Союзе, Чехословакии осуществляется строительство их в Венгрии, проектируются АЭС в Румынии. Общая мощность АЭС в странах СЭВ в 1975 г. достигла 8 млн. кВт, а выработка электроэнергии составила 40 млрд. кВт-ч. [c.40]

После сдачи в эксплуатацию АЭС приходится производить дополнительные работы (в одних случаях доделки, в других переделки). [c.259]

Применение энергии, выделяющейся при делении ядер урана, для промышленного производства электроэнергии (получило в течение 70-х годов и особенно в 1976—1980 гг. значительное развитие. К началу одиннадцатой пятилетки в стране накоплен большой опыт проектирования, строительства и эксплуатации АЭС, а также конструирования и изготовления специального оборудования для них, что дает основание рассматривать ядерную энергию как технически освоенный и экономически конкурентоспособный новый крупномасштабный энергетический ресурс. Этот положительный опыт, который подтверждается также широкой зарубежной практикой, позволяет наряду с задачей количественного роста поставить перед ядерной энергетикой новые крупные задачи принципиального значения [c.134]

В целях дальнейшего повышения надежности, безопасности и экономичности эксплуатации АЭС существенно повышается автоматизация их работы вплоть до создания полностью автоматизированной системы управления технологическими процессами (АСУ ТП). [c.148]

Для оценки будущей конкурентоспособности реакторов БН авторы доклада принимают, что среднегодовые темпы роста реальной цены на уран составят 2% при учетной банковской ставке 5% и среднем сроке эксплуатации АЭС 30 лет. При этих значениях допустимая разница в удельной стоимости строительства АЭС с тепловыми реакторами и с реакторами БН составляет 265 долл/кВт установленной мощности, или около 30% стоимости АЭС с реакторами LWR в ценах 1979 г. Таким образом, экономически приемлем вариант строительства АЭС с реакторами БН при удельных капиталовложениях, не превышающих удельные затраты на сооружение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах LWR более чем на 30 7о- [c.102]

Одним из основных узлов уран-графитовых реакторов большой мощности является многотонная графитовая кладка, которая должна надежно работать в течение всего срока эксплуатации АЭС, достигающего 30 лет. Отсюда возникают жесткие требования к графиту как конструкционному материалу. [c.4]

Для инженерно-технических работников, связанных с проектированием, строительством и эксплуатацией АЭС. Будет полезна также студентам вузов соответствующих специальностей. [c.312]

В начальный период использования твэлов из UO2 предполагалось, что некоторые поврежденные твэлы не удастся обнаружить и что даже при удовлетворительном проектировании часть твэлов в результате коррозии или по другим причинам будет повреждена. Следовательно, необходимо было определить выход продуктов деления из поврежденных или разрушенных твэлов в теплоноситель с тем, чтобы учесть этот источник радиоактивности при проектировании и эксплуатации АЭС. В дальнейшем предполагалось разработать способы обнаружения твэлов с наибольшим повреждением. Программы экспериментальных работ в этих областях были реализованы раньше, но в ограниченных масштабах. С целью оценки UO2 для энер- [c.132]

В процессе развития атомной энергетики в странах СЭВ новые технические решения сочетаются с унификацией и стандартизацией. Особое и все большее внимание в исследованиях уделяется повышению надежности и безопасности эксплуатации АЭС, повышению уровня автоматизации и совершенствованию методов диагностики. Последнее имеет особое значение в настоящее время и в ближайшем будущем в связи с переходом атомной энергетики в область массовой технологии. При этом меры по обеспечению безопасности, эффективные в условиях единичного (индивидуального) производства, могут потребовать серьезной корректировки. [c.30]

Третья причина — экологическая. В условиях нормальной эксплуатации АЭС обеспечивается высокая чистота воздушного бассейна и радиационный фон в районе расположения АЭС меньший, чем создаваемый ТЭС и другими промышленными предприятиями. Тепловые электростанции на органическом топливе расходуют значительное количество кислорода, выбрасывают в атмосферу огромные количества оксидов азота и серы, а также золу, содержащую и радиоактивные нуклиды. Все это причиняет огромный ущерб природе и человечеству. Особенно важны преимущества атомной энергетики в отношении чистоты воздушного бассейна и ландшафта для стран интенсивного туризма (Швейцария, Италия, Испания) и для стран высокопроизводительного сельского хозяйства (Болгария, Венгрия). [c.33]

Переход теплоэнергетики от органического топлива к ядер-ному не только не ухудшает экологическую обстановку в регионах расположения АЭС, но, наоборот, существенно улучшает ее по сравнению с ТЭС, причем это касается и радиационной обстановки в условиях нормальной эксплуатации АЭС. [c.39]

Относите л ь н ы е сложности эксплуатации АЭС с жидкометаллическим теплоносителем и наиболее высокая их стоимость побуждают вести поиск и других теплоносителей для реакторов на быстрых нейтронах. К их числу относятся, например, предложения использовать в качестве теплоносителя гелий. Имеются обо- [c.81]

Анализ возможных повреждений и отказов устройств при нормальной эксплуатации АЭС с ВВЭР показал, что наибольшую опасность представляют аварии, связанные с прекращением расхода теплоносителя, с потерей теплоносителя, с освобождением реактивности, а также аварии, связанные с небольшой течью в первом контуре и одновременным прекращением теплоотвода ко второму контуру. [c.91]

ОЦЕНКА РИСКА ПРИ ЭКСПЛУАТАЦИИ АЭС [c.98]

На основе распределения и временной зависимости концентрации радиоактивных веществ рассчитывают значения поглощенных доз, получаемых населением. Такой расчет может быть проведен для индивидуумов и для групп населения. Так, в расчетах, выполненных в ФРГ, показано, что ожидаемое значение суммарной коллективной дозы от эксплуатации АЭС примерно на два порядка ниже, чем коллективная доза от естественного фона. [c.101]

Общий анализ оборудования АЭС. Реактор и связанное с ним системой трубопроводов оборудование первого контура АЭС с реакторами типа ВВЭР (см. рис. 1.3) находятся (см. 1 гл. 1 и 2 гл. 2) в процессе эксплуатации под действием радиационного облучения, разнообразных силовых и температурных воздействий (весовых, реакции опор и трубопроводов, давления и температурных градиентов, вибрации, затяга шпилек, остаточных напряжений и тл.). Характер и уровни этих воздействий определяются в основном условиями эксплуатации АЭС. В экстремальных ситуациях к указанным нагрузкам добавляются нагрузки, обусловленные авариями и землетрясением. [c.88]

Все кривые, приведенные на рис. 14.19, относятся к такого рода событиям, для которых имеется достаточное количество статистических данных. В области более высокой смертности для некоторых видов событий имеются только отрывочные сведения, поэтому здесь сплошные линии переходят в штриховые. Однако для целого ряда других видов опасности отсутствуют столь же надеж-ные данные, позволяющие оценить степень риска. Это отно-С11ТСЯ и к оценке риска, связанного с работой АЭС. Проблема риска от эксплуатации АЭС сейчас повсеместно и активно обсуждается, однако статистические данные, характеризую-Щие уровень облучения населения в результате аварий на АЭС, практически отсутству- [c.355]

В Великобритании в 1963 г. был пущен экспериментальный реактор мощностью 15 МВт, затем была введена в эксплуатацию АЭС Даунри с прототипным реактором мощностью 250 МВт. После накопления опыта предполагается построить АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 1300 МВт. [c.192]

В 1972 г. первой в мире была введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Перед Шевченковской АЭС поставлены две цели часть ее тепловой энергии идет на опреснение морской воды с выдачей 120 тыс. т пресной воды в сутки, а вторая часть электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии. Опыт эксплуатации реактора на быстрых нейтронах Шевченковской АЭС использован при создании более мощного быстрого реактора для Белоярской атомной электростанции. На этой АЭС сооружается опытно-промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 мощностью 600 МВт. [c.171]

Обширные исследования и разработки по программе создания реакторов-размножителей на быстрых нейтронах ведутся во Франции, США, Великобритании, ФРГ и Японии. Интересно отметить, что в США вслед за первыми исследовательскими реакторами еще в 1956 г. было начато, по-видимому, преждевременное строительство АЭС им. Энрико Ферми с реактором на быстрых нейтронах мощностью 60 МВт. В 1963 г. реактор был пущен, и его эксплуатация продолжалась по октябрь 1966 г., когда произошла авария с расплавлением тепловыделяющих элементов. Ликвидация аварии заняла почти четыре года. В конце концов там было принято решение этот реактор законсервировать. В настоящее время основные усилия в США направлены на реализацию проекта демонстрационной АЭС с БН с жидкометаллическим теплоносителем мощностью около 400 МВт, пуск которого намечен на 1983 г. В Великобритании в 1963 г. был пущен экспериментальный реактор в Дунрее мощностью 15 МВт, затем была введена в эксплуатацию АЭС с прототипным реактором мощностью 250 МВт. После накопления опыта предполагается построить АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 1300 МВт. [c.172]

Душевое производство электроэнергии в Румынии в 1940 г. составляла лишь 72 кВт-ч в год, в 1970 г. оно было на уровне 1400 кВт-ч, в 1975 — 2500 кВт-ч и в 1980 г., вероятно, этот показатель достигнет 3400 кВт-ч в год. Предполагается, что к 1980 г. СРР сможет покрывать свои потребности в первичных источниках энергии на 80%, а в 2000 г. — лишь на 50%. При таком положении строительство атомных электростанций — одна из важнейших задач современной энергетики СРР. В стране принят 10-летний план строительства АЭС. Пуск первой АЭС мощностью 440 МВт намечен в 1983 г. Уже заключено соглашение между СССР и СРР о сооружении этого объекта. В перспективе возможен ввод в эксплуатацию АЭС общей мощностью 1,8—2,4ГВт. [c.104]

В связи с планированием на перспективу широкого развития в странах — членах СЭВ ядерной энергетики in необходимостью безопасной для человека и ок,руж1аюш,ей ореды эксплуатации АЭС большое внимание уделяется развитию сотрудничества в решении проблем радиационной безопасности. [c.19]

Первая проблема в настояп1ее время рассматривается достаточно поверхностно необходимы незамедлительные усилия для оценки влияния выбросов углекислого газа. Негативное влияние выбросов других веществ может быть в определенных масштабах ограничено путем использования дорогостоящих систем защиты окружающей среды, однако в итоге для ее решения потребуются усовершенствованные технологии, обеспечивающие охрану окружающей среды. Третья проблема привлекает все большее внимание правительств, которые осуществляют НИОКР в области сопутствующих технологий, связанных с эксплуатацией АЭС, например в области создания безопасных ядерных энергетических установок и предприятий по захоронению радиоактивных отходов. [c.27]

ХОДИМОСТИ эксплуатации АЭС при низком ко-эф фициенте использования установленной мощности, связанном с по Крытием переменной части графика нагрузки, что зкономически невыгодно. [c.95]

Профилактическое обслуживание арматуры состоит из комплекса профилактических работ, выполняемых в целях поддержания бесперебойного функционирования арматуры, участвующей в работе системы. Работы по профилактическому обслуживанию проводят в плановом порядке по графикам, разрабатываемым службой эксплуатации АЭС. Периодичность и объем работ устанавливаются с учетом рекомендаций заводов — изготовителей арматуры и накопленного опыта эксплуатации. В объем профилактического обслуживания обычно входят такие работы, как очистка и смазка арматуры, подиабивка сальников, проверка работоспособности приводов, электромагнитов, датчиков положений. [c.237]

Издание рассчитано на специалистов-теплоэнергетиков, работающих в проектных и исследовательских организациях, занимающихся строительством и эксплуатацией АЭС. Издание может быть использовано в качестве учебного пособия преподавателями и студентами энергетических, инженерно-физических и политехнических вузов. [c.4]

Вопрос, при каких воздействиях допу стима потеря устойчивости облицовки, не решен однозначно, так как ке вполне выяснены последствия, связанные с этим явлением. Можно принять, что из-за неравномерного нарушения сцепления облицовки с бетоном и по другим причинам потеря устойчивости облицовки происходит не одновременно по всей поверхности оболочки, а только в какой-либо ее зоне анкера, ограничивающие эту зону, испытывают со Конструкция стороны рядом расположенных участков значительные нагрузки. Кроме того, нарушается защита облицовки со стороны бетона от коррозии в зонах между облицовкой и бетоном может конденсироваться влага. По-видимому, потеря облицовкой устойчивости недопустима при длительных воздействиях, которые могут иметь место в стадии строительства и эксплуатации АЭС (до аварийных ситуаций на АЭС). В аварийных ситуациях можно допустить потерю облицовкой устойчивости при обязательном сохранении ее прочности и герметичности. Считают, что вероятность возникновения аварийной ситуации на АЭС не велика, она действует непродолжительное время, после аварии нагрузки снимаются, сооружение обследуют и проводят его ремонт или консервацию. [c.14]

Заинъецированный слой раствора обеспечивает передачу механических напряжений с защитной оболочки на трубу и на изолятор из электротехнического фарфора и герметичное соединение элементов ЭП. Этот слой в процессе эксплуатации АЭС работает в герметично замкнутом объеме, что способствует его долговечности. При инъекции ЭП защитных оболочек АЭС должны выполняться требования Руководства... [15], некоторые положения которого излагаются ниже, и других нормативных документов по заполнению цементным раствором строительных конструкций под давлением. [c.19]

Автор обстоятельно и широко рассмотрел публикации в области научно-технической литературы, ключая работы советских ученых. Кроме того, в книге нашли отражение многие количественные данные по эксплуатации АЭС и исследованиям, взятые из фирменных материалов, трудов ряда конференций, не публикуемых в широкой печати, и других материалов не известных советским читателям. Безусловный интерес представляют изложенные автором монографии трактовки некоторых процессов, так же как и некоторые методы расчета. [c.5]

Полностью исключить коррозию внутриреакторных поверхностей практически невозможно, поэтому загрязненность оборудования наведенной радиоактивностью присуща всем ядерным энергетическим установкам. Эта загрязненность неблагоприятно влияет на условия эксплуатации АЭС и усложняет проблему удаления радиоактивных отходов, поэтому, крайне желательно свести к минимуму процессы образования и переноса активности по контуру. Продолжительность эксплуатации существующих ныне АЭС еще не достигла 907о от времени насыщения активности Со (17,5 года), являющегося одним из основных изотопов, загрязняющих станции. Следовательно, необходимо владеть техникой экстраполяции накопленного опыта на будущее. Возможно, еще более важным является определение оптимальных условий проектирования и эксплуатации установок, что [c.279]

Резкие и довольно значительные изменения концентрации частиц в теплоносителе наблюдались при режимах эксплуатации АЭС, связанных с какими-либо возмущениями мощности, гидродинамики и т. д. Удельная активность частиц при этом может возрасти или- уменьшиться в зависимости от того, является дополнительным источником шлама активная зона или внешняя часть контура. Случаи, связанные с большими выбросами активности, можно зафиксировать с помощью датчиков активности, установлеиных на линии системы очистки. [c.303]

При проектировании, сооружении и эксплуатации АЭС за основу берется ряд принципов. По рекомендации МАГАТЭ основной целью обеспечения безопасности атомной станции является поддержание во всех эксплуатационных и аварийных состояниях радиационного облучения ее персонала и населения настолько низким, насколько это достижимо в разумных пределах. Этот принцип известен в литературе как принцип ALARA (установление уровня облучения настолько низким, насколько это разумно достижимо с учетом социальных и экономических факторов). [c.88]

Все режимы эксплуатации АЭС с точки зрения безопасности подразделяют на нормальные (стационарная работа на мощности, операции пуска, плановые изменения нагрузки, плановое расхолаживание и т. п.) и аварийные, вызванные нарушениями в работе или отказами оборудования и систем станции. Все аварийные режимы по их вероятности и последствиям подразделяют на проектные ( малые и большие ) и запроектные. [c.89]

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]

Второй этап — мероприятия, проводимые по результатам и выводам научно-технического анализа протекания аварии на четвертом блоке Чернобыльской АЭС и относящиеся к мероприятиям по повышению безопасности АЭС всех типов. Эти мероприятия обеспечивают безопасную работу АЭС с реакторами РБМК. Для АЭС с ВВЭР и другими типами реакторов намечена реализация предусмотренных мероприятий по повышению безопасности, основанных на последних достижениях науки и техники, на многостороннем опыте эксплуатации АЭС и на использовании больших возможностей диагностики состояния металла трубопроводов и оборудования, а также устройств автоматического управления технологическими процессами. [c.102]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...