Атомные энергетические установки

В контуре атомной энергетической установки поверхность нагрева теплообменного устройства выполнена из труб внутренним диаметром d=12 мм и длиной / = 2400 мм. Внутри труб протекает натрий со средней температурой = 400° С и средней скоростью ау = 2 5 м/с. [c.102]

Основой атомной энергетической установки (АЭУ) является ядерный реактор, в тепловыделяющих элементах которого происходит управляемая и регулируемая реакция деления ядер атомного топлива. Образующаяся в реакторе теплота отводится циркулирующим теплоносителем. АЭУ бывают одноконтурными, двухконтурны-ми или трехконтурными. При одноконтурной схеме теплота ядерной реакции передается непосредственно рабочему телу, которое направляется в обычную паросиловую или газотурбинную установку. Таким образом, при одноконтурной схеме ядерный реактор выполняет функцию камеры сгорания и парогенератора. При двухконтурной схеме промежуточный теплоноситель воспринимает теплоту в ядерном реакторе и отдает ее рабочему телу в парогенераторе. Трехконтурная схема предполагает наличие еще одного внутреннего контура между контуром первичного теплоносителя и контуром, в котором циркулирует рабочее тело. [c.216]

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]

Рис. 138. Цикл атомной энергетической установки без перегрева рабочего тела

Схема атомной энергетической установки с двумя контурами [c.175]

Коррозийная инертность газойля определила возможность изготовления узлов первичного контура из обычной углеродистой стали и пользования серийно изготовляемым оборудованием (насосами, арматурой и пр.). Кроме того, применение газойля позволило значительно уменьшить величину давления в первичном контуре по сравнению с аналогичными величинами, принимаемыми в других атомных энергетических установках (ср. табл. 5 и 6), и соответственно снизить требования к прочности корпуса реактора. [c.181]

Первая перезарядка его реакторов была произведена весной 1963 г. Таким образом, на первоначальной топливной загрузке, составившей для одного реактора 1600 кг урана (в том числе 80 кг урана-235), каждый из них находился в действии свыше И тыс. час, выработав за это время почти по 500 млн. квт-ч тепловой энергии. Длительная эксплуатация ледокола показала его высокие ходовые качества и надежную работу атомной энергетической установки. Применительно к полученным результатам в 1964 г. было принято решение о строительстве новых атомных ледоколов улучшенного типа. [c.184]

Применительно к атомным энергетическим установкам по мере накопления данных о средних и минимальных характеристиках механических свойств, повыщения требований к уровню технологических процессов на всех стадиях получения металла и готовых изделий, развития методов и средств дефектоскопического контроля и контроля механических свойств по отдельным плавкам и листам было принято [5] использовать при расчетах не величины [о ], а коэффициенты запаса прочности и гарантированные характеристики механических свойств для сталей, сплавов, рекомендованных к применению в ВВЭР (см. гл. 1, 2). Для новых металлов, разрабатываемых применительно к атомным энергетическим реакторам, был разработан состав и объем аттестационных испытаний, проводимых в соответствии с действующими стандартами и методическими указаниями. Методы определения механических свойств конструкционных материалов при кратковременном статическом (для определения величин Ов и 00,2) и длительном статическом (для определения величин и o f) нагружениях получили отражение в нормах расчета на прочность атомных реакторов [5]. [c.29]

ГИДРОДИНАМИКА И ТЕПЛООБМЕН В АТОМНЫХ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВКАХ [c.1]

В атомных энергетических установках под действием нейтронного облучения происходит охрупчивание металла и повышение температуры перехода его в хрупкое состояние. Степень повреждаемости металла с увеличением его толщины повышается. Здесь преимущество многослойных стенок очевидно. [c.21]

В настояш ее время, в связи с коренной перестройкой топливно-энергетической базы нашей страны в направлении резкого повышения роли ядерного горючего вместо природного газа, и, особенно, жидкого органического топлива, существенно возросла потребность в атомных энергетических установках. Организация их производства может быть основана на выпуске конструкций в многослойном исполнении, что в значительной степени будет способствовать решению всей проблемы. При этом, однако, следует иметь в виду, что атомные установки работают в более сложных и тяжелых условиях, чем сосуды химической промышленности и степень их ответственности значительно выше. Отсюда возникает необходимость в проведении комплекса работ, направленных на обеспечение надежности, долговечности п экономичности изготовления корпусов атомных реакторов, пароперегревателей, емкостей безопасности, защитных корпусов и др. Особое внимание должно быть обращено на вопросы, связанные с установлением напряженно-деформированного состояния многослойных стенок и сварных узлов конструкций, сопротивляемостью их хрупким и квазихрупким разрушениям, расчетами температурных полей в многослойных элементах, оценкой циклической прочности, изучением динамической и термоциклической стойкости конструкций, методам контроля, разработкой нормативных материалов по расчету на прочность. [c.23]

В атомных энергетических установках особенно широкое применение нашли горизонтальные и вертикальные парогенераторы погружного типа. [c.38]

Аустенитные нержавеющие стали работают в условиях контакта с водой только в атомных энергетических установках. Однако и в обычных котельных агрегатах в процессе стоянок во многих элементах из аустенитных сталей может находиться конденсат. Если же в период освоения блока простоев получается много, то условия работы недренируемых поверхностей нагрева из аустенитных сталей значительно усложняются. [c.328]

ЦИКЛ насыщенного пара для атомной энергетической установки при 2% потерях тепла в реакторе 2 — цикл перегретого пара без промежуточного перегрева, Г) = 0,9 3 — цикл перегретого пара с промежуточным перегревом = 0,9. [c.117]

Энергетические могцности действуюш их энергетических реакторов типа ВВЭР составляют от 200 (ВВЭР 210) до 1000 МВт (ВВЭР 1000) при тепловых мош ностях в 3—3,5 более высоких, чем электрические. Давление в первом контуре составляет от 100 до 160 кГ/см (10—16 МПа), а давление пара перед турбиной — от 30 до 60 кГ/см (3—6 МПа). Температура теплоносителя на выходе из реактора лежит в диапазоне от 270 до 330° С. Атомные энергетические установки типа ВВЭР имеют в качестве основных несущих элементов корпуса реакторов, в которых размещается активная зона (рис. 2.1) с размерами эквивалентный диаметр 2900— 3100 мм, высота 2500—3500 мм. Корпуса реакторов имеют диаметры от 3800 до 4500 мм при высоте от 12 000 до 16 500 мм. Толщина корпусов в активной зоне составляет от 100 до 220 мм, а в зоне фланца главного разъема — от 250 до 500 мм. [c.23]

Рис. 2.2. Принципиальная схема атомной энергетической установки

Предложения [14, 15] но методу расчета применительно к высокотемпературным атомным энергетическим установкам являются развитием расчета при отсутствии ползучести, и между ними существует определенная преемственность. В расчете размахов местных неупругих деформаций используется соотношение типа Нейбера, кривая циклического деформирования формируется на основе характеристик сопротивления деформированию, зависящих от изменения температур и длительности полуцикла. При формировании циклов рассматривается процесс изменения приведенных местных деформаций от эксплуатационных нагрузок (теория наибольших касательных напряжений). Уравнение кривой усталости включает упругую и пластическую предельные деформации, зависящие от температуры и длительности нагружения. Эти деформации определяются через базовые характеристики механических свойств при кратковременном и длительном нагружении. [c.38]

Наряду со специфическими ядерными свойствами рабочее тело или теплоноситель атомной энергетической установки должны обеспечивать низкую затрату энергии на циркуляцию в контуре охлаждения реактора. От этой характеристики зависит расход энергии на собственные нужды и к. п. д. нетто установки. [c.8]

Проводились проработки атомной энергетической установки, в которой реактор охлаждается жидкой ртутью, прокачиваемой через активную зону. На рис. 32 показана тепловая схема такой установки, рассчитанной для применения в судовых условиях (динамические изменения крена и дифферента при качке). [c.73]

В СССР, как и во многих других странах, во все возрастающем количестве ведется строительство атомных электростанций, вырабатывающих электрический ток и тепло для производственных и бытовых нужд. Атомные энергетические установки, заменяющие обычные паросиловые агрегаты и двигатели внутреннего сгорания, вводятся на морских транспортных судах и на кораблях военно-морского флота. Мощные источники ядерных излучений — ядерные реакторы и ускорители заряженных частиц — все шире используются в исследовательской практике и в промышленности для эффективного проведения технологических процессов. Широкое распространение получили радиоактивные изотопы, используемые как источники тепла в специальных генераторах электрического тока и как источники излучений в различных промышленных, исследовательских и медицинских приборах, аппаратах и установках. Не менее широко распространены стабильные изотопы ( тяжелая вода, изотопы урана, бора, азота, неона и многих других химических элементов), применяемые во многих областщ научных исследований, в промышленности и в медицинской практике. [c.161]

Проектировщики много внимания уделили обеспечению радиационной безопасности личного состава ледокола. С этой целью реакторы и оборудование первичного контура тепловых коммуникаций силовой установки судна размещвЕпя в специальном герметизированном отсеке, а управление всеми энергетическими агрегатами производится с пультов отдельно расположенного центрального поста. Уровень радиоактивных излучений в постоянно обслуживаемых помещениях судовой атомно-энергетической установки составляет при этом 10—20% от допустимых норм, а в жилых помещениях команды не превышает величины естественного фона. [c.183]

Характерное для ядерного топлива сосредоточение огромных количеств энергии в тепловыделяющих элементах малого объема и веса, возможность получения высокой температуры нагрева рабочего тела, значительное увеличение радиуса действия транспортных средств и продолжительности работы их силовых (тяговых) установок без пополнения топливных запасов открывают большие перспективы использования атомной энергии в наземном транспорте, авиации и космонавтике. Однако в транспортных атомных энергетических установках этой группы пока еще необходимо применение тяжелых экранирующих оболочек весом 20—100 т для защиты обслуживающего персонала от ядерных излучений, поэтому создание соответствующих компактных конструкций сопряжено с проведением больших исследовательских р21б0Т. [c.185]

Рассмотренные атомные энергетические установки по принципу преобразования энергии и по общей компоновке оборудования не отличаются от аналогичных установок, работающих на органических видах топлива. В каждой из них тепловая энергия преобраэуется сначала в механическую и лишь затем — в электрическую. [c.185]

Судовые турбины. Атомные энергетические установки с водо-водяными реакторами применяются также во флоте, в частности,— на ледоколах. Для них на ЛКЗ были созданы влажнопаровые турбины для начального давления пара 3 МПа при температуре 573 К и противодавлении 3,5— 7 кПа. [c.124]

Теория и практика технологии литейного производства на современном этапе позволяют получать изделия с высокими эксплуатационными свойствами. Свидетельством тому является надежная работа отливок в реактивных двигателях, атомных энергетических установках и других машинах ответственного назначения. Литые заготовки используются не только в различных отраслях машиностроения и приборостроения, но и при изготовлении различных строительных конструкций доменных печей и других металлургиче- [c.147]

Смотреть страницы где упоминается термин Атомные энергетические установки : [c.327] [c.234] [c.12] [c.18] [c.180] [c.478] [c.284] [c.226] [c.226] [c.348] [c.349] [c.233] [c.279] [c.276] [c.283] [c.2] [c.229] [c.285] [c.102] [c.355] [c.637]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...