Реактор - водо-водяной тип
Cтраница 1
Реактор ПИК водо-водяного типа, корпусной, под давлением. Объем активной зоны 50 литров. Загрузка обогащенным ураном-235 ( 90 % обогащения) составляет 27 2 кг, топливная композиция: UO2 Be бронза. [1]
В Ульяновской области сооружается реактор водо-водяного типа с кипящей водой и электрической мощностью 50 тыс. кет. [2]
В настоящее время сооружаются АЭС с реакторами водо-водяного типа мощностью 440 тыс. кВт и с реакторами графито-водяного типа мощностью 1 000 МВт. Для обеспечения быстрых темпов развития АЭС необходимо создать реакторы на быстрых нейтронах, способные воспроизводить ядерное горючее. [3]
На первых АЭС в США с реакторами водо-водяного типа ( Шип-пингпорт, Индиан-Пойнт), а также на судне Саванна и подводной лодке Наутилус были установлены парогенераторы с отдельными сепарационными барабанами, соединенными подъемными и опускными трубами с парообразующими прямыми или U-образными корпусами, включающие соответственно прямые или U-образные пучки греющих труб. Краткие описания и характеристики этих парогенераторов приводятся ниже. [4]
 |
План реакторной установки со снятой верхней защитой. / - реактор. 2 - парогенератор. 3 - насос. 4 - контур бетонной защиты. [5] |
Предположим, что имеется задание на разработку защиты реактора водо-водяного типа с корпусом под давлением тепловой мощностью 50 Мет. [6]
Среди действующих атомных электростанций значительную часть составляют двухконтурные АЭС с реакторами водо-водяного типа. В тепловой схеме станции ( рис. 1.3) важную роль играет парогенератор, разделяющий оба контура и вырабатывающий пар необходимых параметров для турбины. [7]
Недалеко от Воронежа строится первая очередь Ново-Воронежской атомной электростанции электрической мощностью 210 тыс. кет с реактором водо-водяного типа. [8]
 |
Схема комплексного использования ядерного горючего. [9] |
В настоящее время в нашей стране строится атомная электростанция в Воронежской области мощностью в 210 тыс. кет с двумя реакторами водо-водяного типа. [10]
В направлениях сотрудничества по ускоренному развитию атомной энергетики предусматривается глубокая качественная перестройка энергетического хозяйства стран СЭВ на основе совершенствования и сооружения новых АЭС с реакторами водо-водяного типа мощностью 440 и 1000 МВт с повышенной технико-экономической эффективностью. [11]
Так, например, в Советском Союзе построена транспортабельная атомная электростанция ( ТЭС-3) электрической мощностью 1500 кет, которая смонтирована на четырех гусеничных транспортерах. ТЭС-3 имеет реактор водо-водяного типа с двумя контурами. Он может работать без перезарядки более года. Кроме того, она может двигаться самоходом в любой труднодоступный район страны. [12]
За Полярным кругом - в Чукотском национальном округе - начато сооружение Билибин-ской АЭС. На Кольском полуострове сооружается промышленная АЭС с двумя энергетическими блоками для реакторов водо-водяного типа общей электрической мощностью 800 тыс. кет. Аналогичная АЭС электрической мощностью более 800 тыс. кет сооружается в Армянской ССР близ Еревана. На Урале ведется строительство новой промышленной АЭС с реактором на быстрых нейтронах, электрической мощностью 600 тыс. кет. [13]
С учетом анализа последствий аварии на Чернобыльской АЭС размеры ввода мощностей на атомных электростанциях будут уточнены при разработке годовых планов. Развитие АЭС предусмотрено осуществить главным образом на основе блоков мощностью 1000 МВт с реакторами водо-водяного типа. Такие энергоблоки будут введены на Калининской, Ростовской, Балаковской, Южно-Украинской, Запорожской, Хмельницкой АЭС и др. Будет начато сооружение новых электростанций с аналогичным оборудованием. [14]
Рассмотренные выше подходы к расчетам прочности по критериям сопротивления однократному статическому и циклическому нагружению относились к стадии образования трещин, принимаемой за основную для обеспечения безопасности таких ответственных конструкций, как атомные реакторы. Вместе с тем, учитывая сложность конструктивных форм реакторов, применяемых технологических процессов, реальные возможности методов и средств дефектоскопического контроля, а также нагруженность несущих узлов, не исключается эксплуатация реакторов с развивающимися в них трещинами. В связи с этим потребовалась разработка вопросов механики хрупкого и циклического разрушения, когда размер и форма дефекта становятся такими расчетными параметрами, как напряжения и деформации. Для реакторов водо-водяного типа расчет прочности и радиационного ресурса по нормам [5, 6] уже отражает наличие исходной макродефектности, резко снижающей сопротивление разрушению при температурах ниже критических. [15]
Страницы: 1 2