Тепловая мощность - реактор
Cтраница 3
В процессе работы реактора происходит передача энергии у-квантами и замедляющимися нейтронами атомам углерода, что вызывает разогрев графитовой кладки. При этом доля генерируемого в графите тепла составляет 5 % тепловой мощности реактора. Наряду с разогревом кладки вследствие смещения атомов углерода из узлов кристаллической решетки происходит значительное снижение теплопроводности графита, а также накопление запасенной энергии. Температура кладки непосредственно определяет величину и характер радиационной деформации ее элементов. Влияние этих радиационно-тер-мических эффектов учитывается при конструировании кладок для обеспечения отвода тепла, генерируемого в графите. [31]
Максимально возможной проектной аварией АЭС с реакторами РБМК представляется авария при полном обесточивании всех систем управления и контроля. При этом скорость падения расхода воды через ТК выше скорости снижения тепловой мощности реактора, что приводит к росту паросодер-жания и уменьшению теплосъема. В этой ситуации предусмотрен немедленный останов реактора с помощью системы аварийной защиты. Энергоатомиздат, 1988) приводится случай с реактором РБМК-100 на Курской АЭС в 1980 г., когда произошло полное обесточивание реактора. [32]
Капитальные вложения в установку высокотемпературного ядерного реактора определяются в основном стоимостью высоко-егнеупорных материалов шаровых тепловыделяющих элементов, а также отражателя нейтронов. Эти капиталовложения, по нашим оценкам, составляют 20 руб / кВт тепловой мощности реактора. [33]
Опыт эксплуатации действующих ВГР использован при строительстве двухконтурной АЭС Форт Сент-Врайн электрической мощностью 330 МВт ( США), при проектировании АЭС 300 МВт в ФРГ, а также будущих АЭС мощностью 1000 МВт и выше. Такая конструкция повышает безопасность установки и - уменьшает удельные капиталовложения, а также снимает ограничения тепловой мощности реактора. [34]
 |
Принципиальная схема устройств локализации и аварийного охлаждения активной зоны. [35] |
Предельно допустимое количество дефектов твэлов, допускаемое проектами АЭС с ВВЭР, составляет 1 % с дефектами типа газовой неплотности и 0 1 % с прямым контактом теплоносителя и диоксида урана. Суммарная удельная радиоактивность продуктов деления в теплоносителе ГЦК, соответствующая такой неплотности твэлов, составляет ( 1 8 - 3 7) 109 Бк / л на момент отбора пробы при 100 % - ной тепловой мощности реактора. [36]
Надежный отвод теплоты от активной зоны для реакторов типа ВВЭР предполагает отсутствие кризиса теплосъема и плавления таблеток из диоксида урана во всех режимах нормальной эксплуатации и при их нарушениях. Как показали исследования, для активных зон ВВЭР, использующих твэлы относительно малого диаметра, условие недостижения кризиса является более жестким, а режимы, связанные с потерей расхода ( отключениями ГЦН), определяющими для установления предельных значений тепловой мощности реактора. Вследствие низкой теплопроводности и достаточно высокой теплоемкости диоксида урана тепловая мощность реактора изменяется со значительным запаздыванием по отношению к изменениям нейтронного потока, и быстрое введение в активную зону поглотителей при уменьшении расхода через реактор - недостаточно эффективная мера для обеспечения надежного теплоотвода в авариях, связанных с потерей теплоносителя. [37]
 |
Допплеровское уширение резонансного уровня ( EI - энергия резонанса. Тг - температура замедлителя. [38] |
Подробное описание реактора GP-5 представлено в материалах Комиссии по атомной энергии США [50], некоторые его основные характеристики приведены здесь. Активная зона реактора представляет вертикальный цилиндр из тяжелой воды, высота которого 62 см, и диаметр 62 см. В тяжелую воду помещены 16 тепловыделяющих элементов. Проектная тепловая мощность реактора 1000 кет, на этой мощности температура DaO составляет 49 С. [39]
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. [40]
Вариантные сравнения установки с гидрофобным теплоносителем производительностью 100000 м3 / сут при температуре греющего пара 100 С с подачей его от АЭС, имеющей реактор на быстрых или на тепловых нейтронах, показали, что удельные затраты на собственные нужды с увеличением числа ступеней возрастают, уменьшается лишь расход теплоты на 1 м3 дистиллята. Доля капиталовложений на оборудование составляет 60 - 70 % общей величины. Эксплуатационная составляющая себестоимости дистиллята уменьшается с увеличением тепловой мощности реактора и числа ступеней. На стоимость тепловой и электрической энергии приходится 70 - 80 % полной себестоимости вырабатываемой воды. [41]
Надежный отвод теплоты от активной зоны для реакторов типа ВВЭР предполагает отсутствие кризиса теплосъема и плавления таблеток из диоксида урана во всех режимах нормальной эксплуатации и при их нарушениях. Как показали исследования, для активных зон ВВЭР, использующих твэлы относительно малого диаметра, условие недостижения кризиса является более жестким, а режимы, связанные с потерей расхода ( отключениями ГЦН), определяющими для установления предельных значений тепловой мощности реактора. Вследствие низкой теплопроводности и достаточно высокой теплоемкости диоксида урана тепловая мощность реактора изменяется со значительным запаздыванием по отношению к изменениям нейтронного потока, и быстрое введение в активную зону поглотителей при уменьшении расхода через реактор - недостаточно эффективная мера для обеспечения надежного теплоотвода в авариях, связанных с потерей теплоносителя. [42]
Кроме того, соотношение между потоком нейтронов в месте установки камер и средним потоком нейтронов в реакторе зависит от формы нейтронного поля в реакторе. Эти и другие факторы приводят к тому, что при постоянном токе камер, поддерживаемом регулятором, мощность реактора может с течением времени несколько меняться. Поэтому заданное значение тока камер должно периодически вручную или автоматически корректироваться по показаниям датчиков, определяющих тепловую мощность реактора. [43]
При этом мощность ТГ-2 возрастет, а мощность ТГ-1 уменьшится, а их сумма останется без изменения. Таким образом, при помощи АРД электрическая мощность энергоблока автоматически подстраивается под тепловую мощность реактора, т.е. осуществляется базовый режим регулирования энергоблока. [44]
Мощность у-излучения, генерируемая установкой, составляла около 500 кВт, или 0 4 % тепловой мощности реактора, что соответствовало у-излучению 25 - 10 г-экв Ra и позволяло организовать промышленное производство радиационно-химической продукции ( радиацион-но-модифицированного полиэтилена, полимер-бетона, полимер-древесины) и выполнять стерилизацию медикаментов и белковых продуктов. [45]
Страницы: 1 2 3 4