Тепловая мощность - реактор
Cтраница 1
Тепловая мощность реактора составляет 180 МВт; из 46 МВт, вырабатываемых электрическими генераторами, 7 МВт расходуется на собственные нужды станции. [1]
Тепловая мощность реактора составляет 1470 МВт, электрическая 600 МВт. Установка рабэтает по трехконтурной схеме. Теплоносителем первого и промежуточного контуров является жидкий натрий, однако температура теплой эсителя заметно выше, чем на АЭС в г. Шевченко. В первом контуре на входе в активную зону она составляет 380 С, а на выходе 550 С. В ПГ генерируется перегретый пар давлением 13 7 МПа, давление пара перед турбиной составляет 12 7 МПа, а температура 500 С. [2]
 |
Схема двухконтурной атом - iioi t энергетической установки. [3] |
Тепловая мощность реактора может изменяться к широких пределах. Этот диапазон значительно больше, чем в обычных котельных установках. Однако производительность АЭС определяется не только тепловой мощностью реактора, но и рядом других факторов, в частности интенсивностью отвода теплоты. Определенные ограничения на параметры атомных реакторов ( а следовательно, на их экономичность и производительность) накладывают и физические свойства ядерного топлива, например термическая стойкость. [4]
Тепловую мощность реактора определяют по количеству теплоты, передаваемой теплоносителем в парогенератор. [5]
 |
Двухконтурйая схема атомной электростанции. [6] |
Под тепловой мощностью реактора понимают полное количество тепла, выделяющееся в нем в течение часа. [7]
Так как тепловая мощность реактора, его параметры и технико-экономические показатели во всех рассматриваемых вариантах АЭС, как указывалось выше, приняты неизменными ( меняется мощность электрического генератора), все затраты на реактор и ядерное горючее исключены из рассмотрения. В этом случае за критерий эффективности при оптимизации принимаем величину изменяющейся части расчетных затрат A3, которая является сложной нелинейной функцией многих переменных. [8]
 |
Структурная схема одноимпульсного регулятора давления в ЯППУ. [9] |
Возмущениями для АРД являются тепловая мощность реактора и расход питательной воды. Так как на расход пара АРД оказывает действие через гидравлический регулятор турбины, электрическая сеть также оказывает влияние на давление пара. Поэтому, строго говоря, расчет АРД должен проводиться с учетом динамики PC турбины. Однако для уменьшения возмущения реактора со стороны электрической сети через турбогенератор и АРД, его быстродействие ограничивают. [10]
Возмущениями в данной САУ является тепловая мощность ит реактора и электрическая мощность пэ генератора. [11]
Для определения количества тепла по реактору ( тепловая мощность реактора) необходимо учитывать потери тепла в первичном контуре теплоносителя и самом реакторе. Выделение ядерной энергии в реакторах осуществляется без затраты воздуха, и продуктами выгорания расщепляющегося неорганического топлива являются радиоактивные осколки ядер, остающихся в горючем. Таким образом, продукты расщепления сохраняют определенную промышленную ценность. Такие реакторы называют размножающими. [12]
 |
Технологическая схема энергоблока с реактором ВВЭР. [13] |
Поддержание заданного давления пара осуществляется изменением электрической мощности генераторов или тепловой мощности реактора с помощью перемещения управляющих стержней исполнительным органом 13 системы управления реактора. При этом в качестве управляющего воздействия используется также сигнал нейтронного потока в реакторе. Частота сети поддерживается с помощью регулятора, воздействующего на регулирующие клапаны 14 турбины. [14]
Из формулы (4.5) видно, что с повышением температуры Г1ср подвода теплоты в цикле тепловая мощность реактора Qr уменьшается, а термический КПД цикла ц ( возрастает. [15]
Страницы: 1 2 3 4