Корпусной реактор
Cтраница 2
Для АЭС с корпусными реакторами ( типов ВВЭР, PWR), канальными ( типов РБМК, BWR) и корпусными реакторами на быстрых нейтронах ( БН, LMBNR) состав и количество основного и вспомогательного оборудования АЭС мало отличаются от применяемых на современных ГЭС, и в принципе это оборудование однотипно. [16]
По сравнению с корпусными реакторами канальные реакторы типа РБМК имеют еще большую функциональную избыточность. [17]
 |
Массогабаритные характеристики твэлов и ТВС реакторов ВВЭ1.| Твэл реактора РБМК-ЮОО. [18] |
На рис. 9.5 представлена ТВС корпусного реактора ВВЭР-1000, а на рис. 9.6 - твэл этого реактора. [19]
К числу работающих в СССР энергетических корпусных реакторов относятся водо-водяные реакторы ВВЭР и реакторы на быстрых нейтронах БН. Тепловая мощность серийного советского корпусного реактора ВВЭР-440 равна 1375 МВт, а электрическая - 440 МВт. В СССР и США проектируются реакторы корпусного типа мощностью до 2500 МВт, однако ряд специалистов считают предельную экономически целесообразную мощность корпусного реактора равной 1200 МВт. Мощность корпусных реакторов ограничивается в связи с тем, что при увеличении их диаметров до 5 - - 6 м толщина стенки возрастает до 300 - 330 мм. Кроме того, при значительной мощности корпусных реакторов, как показали расчеты, затрудняется создание моноблока парообразователь - паровая турбина, а общая стоимость установки растет. [20]
К шестому барьеру АЭС с корпусными реакторами относится защитная бетонная цилиндрическая оболочка, облицованная для обеспечения герметичности с внутренней стороны стальными листами. [21]
В Англии развитие атомной энергетики базируется на корпусных реакторах собственной разработки с охлаждением ТВЭЛов потоком углекислого газа СОг под давлением до 50 ата. [22]
Поэтому, хотя и намечены пути дальнейшего совершенствования корпусных реакторов, для очень больших мощностей они менее перспективны, чем канальные. Канальные реакторы не имеют серьезных ограничений для дальнейшего повышения их единичной мощности. В реакторах этого типа замедлитель и теплоноситель разделены. [23]
В ряде случаев в качестве материала для трубопроводов в кипящих корпусных реакторах применяется аустенитная сталь с низким содержанием углерода, но не стабилизированная титаном или ниобием. [24]
 |
Суммарная активность, Ки. [25] |
Демонтаж корпуса реактора как одна из заключительных фаз процесса вывода энергоблока из эксплуатации представляет, особенно для корпусных реакторов, достаточно сложную проблему, допускающую различные варианты исполнения. [26]
Статистика показывает, что на реакторы с водным теплоносителем падает около 80 % мощностей всех АЭС мира, причем корпусные реакторы с водой под давлением преобладают над реакторами с кипящей водой. Такое распространение реакторов типа ВВЭР обусловлено их определенными преимуществами, особенно на данной стадии развития энергетики, когда ставится задача получения наибольшей глубины выгорания ядерного топлива. АЭС с реакторами ВВЭР играют основную роль и в развитии атомной энергетики СССР. [27]
Для АЭС с корпусными реакторами ( типов ВВЭР, PWR), канальными ( типов РБМК, BWR) и корпусными реакторами на быстрых нейтронах ( БН, LMBNR) состав и количество основного и вспомогательного оборудования АЭС мало отличаются от применяемых на современных ГЭС, и в принципе это оборудование однотипно. [28]
В двухкоктурной АЭС ( рис. 19.2 6), реализованной на Нововоронежской станции, теплоносителем, циркулирующим в первом контуре ( корпусном реакторе) и теплообменнике-парогенераторе, является горячая некипящая вода. Одновременно вода является и замедлителем. На выходе из водо-водяного энергетического реактора ( ВВЭР) давление воды составляет 12 - 16 МПа при температуре около 300 - 320 С. [29]
 |
Удельные затраты ( в марких ФРГ на установленный киловатт в зависимости от единичной электрической мощности. [30] |
Страницы: 1 2 3 4