Электрическая мощность реакторного

На 1 января 1981 г. в энергосистемах СССР находились в эксплуатации 9 АЭС с 24 ядерными реакторными установками суммарной электрической мощностью [c.135]

Технико-экономические исследования. Сравнение экономической эффективности вариантов выполнения теплосиловой части АЭС производится по разности расчетных затрат по вариантам. Поскольку рассматриваются варианты АЭС с реактором постоянной тепловой мощности и с постоянными параметрами теплоносителя, расчетные затраты по реакторной части АЭС и затраты в топливный цикл остаются постоянными во всех вариантах и, следовательно, могут быть исключены из рассмотрения. При изменении параметров АЭС происходит изменение электрической мощности, отдаваемой в электроэнергетическую систему разница в мощности покрывается за счет замещаемой станции. Тин и показатели замещаемой станции (стоимость установленного киловатта мощности, удельный расход условного топлива) и удельные затраты на топливо определяются при оптимизации топливно-энергетического баланса района размещения АЭС. [c.88]

Оптимизация параметров низкопотенциального комплекса (НПК) электростанции сводится к определению экономически наивыгоднейших значений следующих его характеристик расхода охлаждающей воды Ge, расчетных значений давления в конденсаторе Рк (вакуума V) и температуры охлаждающей воды 4., площади поверхности охлаждения (теплообмена) конденсатора Рк, числа выхлопов турбины Z или удельной нагрузки выхлопа gF, кг/(м2-ч), скорости охлаждающей воды Wb, м/с, в трубной системе конденсатора, параметров водоохладителя (для оборотных систем водоснабжения). Эту комплексную задачу обычно решают при условии постоянной тепловой нагрузки парового котла или реакторной установки, т. е. при изменяющейся электрической мощности турбогенератора iV3=var) с учетом замещающей мощности в энергосистеме. [c.233]

Рис. 62. Общий вид космического реакторного термоэмиссионного генератора электрической мощностью 50 кет.

Это направление не получило дальнейшего развития и было лишь повторено в измененном виде в четырех реакторных установках Билибинской АЭС с электрической мощностью блоков 12 МВт. В конструктивной схеме реактора использованы естественная циркуляция теплоносителя в первом контуре и выработка в каналах активной зоны насыщенного пара. [c.353]

Масштабы энергосистемы европейской части России и требование конкурентоспособности с электростанциями на органическом топливе (в том числе и на газе) обосновывают тенденцию увеличения мощности энергоблоков. Периодически делались концептуальные проектные проработки реакторных установок для энергоблоков ВВЭР электрической мощностью от 1300 до 2000 МВт. Уже в 1983 году рассматривались практические предложения по блоку 1500 МВт. В настоящее время разработана концепция энергоблока ВВЭР-1500, учитывающая особенности сегодняшнего дня, опирающаяся на возможности российской машиностроительной базы, и максимальным образом использующая опыт реализации ВВЭР-1000 и разработки энергоблоков третьего поколения. Возможно, что такой блок может стать одним из базовых энергоблоков ядерной энергетики России последующего десятилетия. [c.356]

В качестве примера ядерной подводной ПТУ можно привести двухконтурную установку мощностью 3000 кВт [25], теплоносителем реакторного контура которой служит натрий-калиевая эвтектика, а контура прямого цикла — толуол. Эффективный КПД ПТУ составляет 30 %, а удельная стоимость электрической энергии (включая затраты на ядерный реактор, внешний корпус для глубоководной постановки и систему донных труб для отвода теплоты) сравнительно невелика и составляет порядка 23 ООО долл./кВт. [c.179]

ГЦН современных АЭС рассчитаны на потребление большой мощности (1500—6000 кВт). Суммарная их мощность составляет 1—3 % электрической мощности реакторного блока. Например, на АЭС с реакторами РБМК-1000 мощность двигателей ГЦН одного блока равна 27 ООО кВт, а суммарная мощность ГЦН реактора ВВЭР-1000 — около 25000 кВт. Суммарная мощность насосов первого контура реактора БН-600 равна 10 500 кВт, а насосов второго контура — 4500 кВт. [c.7]

Фирмой Галф дженерал атомик разработан известный проект прототипа реактора БГР электрической мощностью 300 МВт и проект промышленного реактора-размножителя ВГР электрической мощностью - 1000 МВт. Оба проекта основываются на многих инженерных решениях, которые осуществлены в прототипе реактора ВГР в США в Форт-Сент-Врейке (HTGR-330), в частности, на интегральной компоновке реакторного оборудования в корпусе из предварительно напряженного железобетона. [c.32]

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]

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором воднографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт. [c.196]

Для иллюстрации масштаба возникающих в реакторной технике проблем рассчитаем выход достаточно опасного для здоровья людей изотопа на типичном ядерном реакторе. При. электрической мощности АЭС 750 Мет и к. п. д. 33,3% тепловая мощность реактора равна 2250 Мет. Скорость делений составляет 2250-10 егХЗ,Ы0 делений/(вт сек) или около 7-10 (Зе-лений1сек. Так как суммарный выход равен 3,1%, скорость образования его атомов составит 2,15-10 атомое/сек. Скорость распада Ч, накопившегося в горючем, в равновесном состоянии будет такой же. Следовательно, его равновесная активность рав- [c.122]

При осуществ/1ении термоэмиссионной программы по ядер-ной энергетике в ФРГ было проведено изучение пяти различных термоэмиссионных реакторных систем (табл. 2.3) [162], которое завершилось созданием национального проекта термоэмиссионного реактора встроенного типа [27, 32, ПО, 162], в котором основным катодным материалом является молибден. Проведенные лабораторные испытания диодов (эмиттер — поликристалли-ческий молибден с ориентированным вольфрамом, коллектор— молибден) показали почти одинаковые результаты независимо от способа производства молибдена (спеченного или литого). Правда, в последующих исследованиях [116] было установлено, что эмиттер из порошкового молибдена дает усадку в процессе работы, и порошковый молибден был заменен на плавленый. Полагают, что, начиная с электрической мощности 20 кВт, ядер-ные энергетические термоэмиссионные установки более предпочтительны, чем солнечные батареи. Ожидается, что масса ТЭП мощностью 20 кВт будет составлять около 1500 кг, а масса ТЭП мощностью 100 кВт —около 2200 кг, включая массу защиты. Такая конструктивная гибкость в сочетании с не- [c.26]

Реакторные термогенераторы (РТЭГ). Требуемые уровни электрической мощности ТЭГ — от единиц до нескольких сотен и тысяч киловатт — могут быть обеспечены только в сочетании с ядер-ными реакторами (ЯР) в качестве источника теплоты [4, 13]. [c.520]

Исследования реакторных термогенераторов космического назначения ведутся также в странах Западной Европы. Например, в ФРГ фирма Сименс-Шукерт совместно с Интератомом разрабатывает установку электрической мощностью 2—3 кет с NaK-теплоносителем. Температура теплоносителя на выходе из реактора 850° С, а температура излучателя 400° С. В качестве термоэлектрического материала используется сплав 70 ат % кремния — 30 ат. % германия [24]. [c.239]

В [Л.34] описаны два проекта космических термоэмиссионных реакторных генераторов выходной электрической мощности около 50 и 1 500 кет, где тепловые трубы использованы не только на катоде и аноде, но также непосредственно в самой конструкции излучателя, образуя несколько самостоятельных секций. Некоторые характерные параметры этих генераторов, имеющих наименование соответственно SRAKT—WR и WR—TR , представлены в табл. 6. [c.110]

Первая модификация реакторов РБМК-1000 была реализована по проекту 1968 года с доработками до пуска первого блока Ленинградской АЭС в 1973 году и изменениями, внесенными по результатам опыта его освоения. Вторую модификацию представляют первые два блока Курской и Чернобыльской АЭС, пущенные в 1975-1979 годах. Третья модификация - третий и четвертый блоки Ленинградской АЭС, пущенные в 1979-1981 годах, разработанные с учетом новых требований безопасности. Четвертая модификация - третий и четвертый блоки Курской, Чернобыльской и первые два блока Смоленской АЭС, пущенные в 1978-1983 годах. Основным отличием этой группы блоков является наличие в системе локализации аварий бассейна-барботера под реактором. Пятая модификация - третий блок Смоленской АЭС, имеющий наиболее плотные боксы локализации аварии и упрощенную конструкцию бассейна-барботера. Шестая модификация отличается от других повышенной электрической мощностью - по проекту 1500 МВт, на практике реализована мощность 1250 МВт (два блока Игналинской АЭС). Седьмая модификация - достраиваемый пятый блок Курской АЭС, в котором уменьшено количество графитового замедлителя в активной зоне, а также разработана новая система сброса парогазовой смеси из реакторного пространства в случае разрушения большой группы каналов. [c.353]

Рис. 5. . Стоимость электроэнергии термоядерного реактора KOYO с лазерным драйвером в зависимости от энергии драйвера (МДж), электрической мощности нетто (МВт), числа реакторных модулей и частоты повторения взрывов (Гц). а — 1 реакторный модуль 6 — 4 реакторных модуля. Для справки курсы Японской йены (JPY) к доллару (USD) и рублю России на 27.05.2004 г. таковы

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]

Мощность, МВт тепловая электрическая Давление теплоносителя (в корпусе реактора), МПа Температура теплоносителя на входе/выходе парогенератора, °С Давление насыщенного пара перед турбиной, МПа Температура насыщенного пара перед турбиной, °С Температура питательной воды, °С Число петель главного реакторного контура Число турбин Давление в барабанах-сё-параторах, МПа Паропроизводительность реактора, т/ч Расход пара на турбины, т/ч [c.7]

Возникаюыдае при этом задачи вытекают из рассмотрения состояния и перспектив развития атомной энергетики [3-16] с учетом перераспределения в структуре энергетических ресурсов при интенсивном возрастании (в 1,5-2 раза) объема выработки электроэнергии на АЭС в течение ближайших десятилетий. Увеличение мощности и выработки электрической энергии на АЭС неразрывно связано с увеличением единичной мощности ВВЭР и всего реакторного оборудования. Мощности промышленных ВВЭР, созданных в СССР, увеличивались последовательно от 70 до 210, 365 и 440 МВт с освоением с 1980 г. реакторов типа ВВЭР-1000 [9], [c.11]

Мощность, МВт тепловая электрическая Параметры пара перед турбиной давление, МПа температура, °С Число топливных каналов Давление промиерегревателя, МПа Температура перегрева перед ЦНД, °С Иаропроизводительность реактора, т/ч Максимальный тепловой поток, 10 , Вт/м Расход пара на турбину, т/ч Расход воды, циркулирующей в реакторном контуре, т/ч [c.10]

Направление энергетических реакторов с водой под давлением - ВВЭР получило первичный импульс от разработки энергетической реакторной установки для подводной лодки, который представлял один из рассматривавшихся в этих целях типов ядерных реакторов. Идея схемы этого реактора была предложена в РНЦ Курчатовский институт С.М. Файнбергом. Начало работ над проектом реактора ВВЭР относится к 1954 году, а в 1955 году ОКБ Гидропресс приступило к его разработке. Научное руководство разработкой осуществляли И.В. К фчатов и А.П. Александров. Проектная мощность реактора составляла 210 МВт, и его сооружение было осуществлено на площадке Нововоронежской АЭС. Первый энергоблок с реактором ВВЭР-210 был сдан в эксплуатацию в конце 1964 года и был закрыт 16 февраля 1988 года, проработав 24 года. За это время его общая электрическая энерговыработка составила 33,7 ТВт-час. [c.354]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...