Корпусной реактор

Cтраница 1

Корпусные реакторы относятся к наиболее освоенным. Они характеризуются высокой компактностью, простотой схемы, относительно малым расходом конструкционных материалов в активной зоне я сравнительно низкой стоимостью. [1]

Корпусной реактор на быстрых нейтронах БН-350 ( рис. 5.3) имеет электрическую мощность 350 МВт и тепловую мощность 1000 МВт. Корпус реактора выполнен из стали аустенитного класса и имеет вид сосуда переменного диаметра с наибольшим диаметром 6000 мм. В нижнюю часть корпуса, являющуюся напорной камерой, циркуляционными насосами подается жидкий натрий. Активная зона реактора состоит из 200 топливных сборок, которые заполнены ТВЭЛ с ядерным горючим - двуокисью урана и воспроизводящим ядерным горючим - смесью двуокиси урана и двуокиси плутония. [2]

Корпусные реакторы с водой под давлением, изготовляемые в США, ФРГ, Франции, Японии и в некоторых других странах, выпускаются в основном по лицензии американских фирм и поэтому существенно не отличаются своими техническими характеристиками от реакторов фирм США. [3]

Теплотехнические характеристики горизонтальных парогенераторов ( на примере Нововоронежской АЭС. [4]

Корпусные реакторы несколько осложняют операции по перегрузке топлива ( требуется останов реактора и снятие его крышки), а также по их демонтажу и захоронению после окончания срока работы. [5]

Кипящие корпусные реакторы ( ВК) используют в активной зоне в качестве теплоносителя и замедлителя легкую воду. Генерируемый в активной зоне влажный пар через сепаратор направляется непосредственно к турбине ( рис. 1.4), внутри-реакторная циркуляция обеспечивается струйным насосом, который инжектирует питательную воду из опускного трубопровода в активную зону реактора. В качестве активного агента используется горячая реакторная вода, перекачиваемая насосом повышенного давления. Ряд фирм ( например, КВУ ( ФРГ), АСЕА-атом ( Швеция)) используют в качестве циркуляционных осевые насосы, встроенные в корпус реактора, что позволяет отказаться от внешних трубопроводов большого диаметра. [6]

Корпусные реакторы типа ВВЭР и БР имеют петлевую схему. Отказы элементов одной петли могут не приводить к остановке ЯЭУ. Выключение отдельных петель приводит лишь к снижению мощности реакторной установки, т.е. ЯЭУ в этом случае может функционировать, но с меньшей эффективностью. Корпусы реакторов ВВЭР и БР выполняются с большими запасами прочности, т.е. они тоже фактически функционально избыточны. При отдельных отказах твэлов активная зона реакторов типа ВВЭР и БР может сохранять работоспособность, если изменение радиационной обстановки на ЯЭУ не приводит к нарушению соответствующих требований и норм. [7]

Мощность корпусных реакторов лимитируется их размерами, затрудняющими или исключающими их транспортировку. [8]

Для корпусных реакторов характерна концентрация напряжений в зоне патрубков в 1 5 раза и более, что должно быть учтено при расчете корпусов. Крепление крышек к корпусам часто производится с помощью шпилек, причем между крышками и корпусами устраиваются герметические уплотнения, в которых предусматриваются полость для контроля утечки радиоактивных веществ из корпуса реактора. Корпуса реакторов подвешиваются к несущим конструкциям с помощью опорно-кольцевых ферм или непосредственно опираются на них с помощью опорных фланцевых устройств для восприятия ради-ально-осевых перемещений. [9]

В корпусных реакторах, где ТВС находятся в общем корпусе, несущем давление теплоносителя, исполнительные органы перемещаются непосредственно в среде этого теплоносителя. [10]

В корпусных реакторах кипящая вода является и замедлителем, в канальных реакторах кипение воды происходит внутри каналов, размещенных в замедлителе. [11]

В корпусных реакторах трудно получить достаточную информацию, позволяющую в процессе эксплуатации своевременно прогнозировать возникновение дефектов в корпусе. Это в большей мере относится к мощным установкам, для которых приходится выполнять значительный объем сварочных работ на монтажной площадке, а не в заводских условиях. [12]

В корпусном реакторе кипящего типа на крупных энергетических установках, как и в реакторе с водой под давлением, теплоносителем и замедлителем является обычная вода; в реакторе канального типа теплоносителем также является вода, а замедлителем - графит. [13]

ПТС энергоблока с турбоустановкой К-500-240-4 ЛМЗ. [14]

Установка на АЭС водо-водяных корпусных реакторов типов ВВЭР-1000, ВВЭР-2000 предполагает применение двухконтурной тепловой схемы, где к первому контуру относят сам ядерный реактор с его установками по обеспечению надежной и бесперебойной эксплуатации, главные циркуляционные насосы ( ГЦН), парогенераторы и связывающие их с реактором водяные трубопроводы в виде самостоятельных петель, количество которых обычно выбирают от трех до шести. Второй контур питается паром парогенераторов и включает турбогенераторные установки с их вспомогательными элементами. [15]

Страницы: 1 2 3 4