Корпусной реактор - Большая Энциклопедия Нефти и Газа, статья, страница 3
В развитом обществе "слуга народа" семантически равен "властелину народа". Законы Мерфи (еще...)

Корпусной реактор

Cтраница 3


Строительство АЭС в СССР в ближайшее время будет базироваться на реакторах двух типов - корпусного и канального. Корпусной реактор представляет собой стальной сосуд, внутри которого размещается активная зона, состоящая из объединенных в кассеты циркониевых трубок с двуокисью урана. В канальных реакторах топливные элементы размещаются в трубах, через которые вода прокачивается под давлением.  [31]

Пока развитие АЭС происходит на основе энергетических реакторов на тепловых нейтронах, в СССР - главным образом корпусных водо-водяных с водой под давлением, не допускающим ее кипения ( ВВЭР), или с кипящей водой ( ВВЭРК), канальных с графитовым или тяжеловодным замедлителем. Обычно корпусные реакторы выполняются по двухконтурной схеме, а канальные - по одноконтурной.  [32]

Существуют различные режимы перегрузки реактора. Для корпусных реакторов ( например, ВВЭР) процесс перегрузки связан с разгерметизацией реактора, поэтому состав топлива выбирают таким, чтобы кампания реактора Т ( при работе реактора на номинальной мощности) и период проведения планово-предупредительного ремонта составляли примерно один календарный год. Однако при этом глубина выгорания не достигает предельного значения, поэтому выгружают часть топлива, имеющую наибольшую глубину выгорания ( в начальный период для улучшения экономических показателей производят загрузку топлива с разным содержанием делящегося нуклида), и в активную зону загружают свежее топливо. Такой способ перегрузки называют частичным. В зависимости от числа перегрузок п за ТТ различают двух -, трех - и более частичные режимы перегрузок. В этом случае при каждой перегрузке выгружается 1п часть загруженного топлива.  [33]

Существуют различные режимы перегрузки реактора. Для корпусных реакторов ( например, ВВЭР) процесс перегрузки связан с разгерметизацией реактора, поэтому состав топлива выбирают таким, чтобы кампания реактора Т ( при работе реактора на номинальной мощности) и период проведения планово-предупредительного ремонта составляли примерно один календарный год. Однако при этом глубина выгорания не достигает предельного значения, поэтому выгружают часть топлива, имеющую наибольшую глубину выгорания ( в начальный период для улучшения экономических показателей производят загрузку топлива с разным содержанием делящегося нуклида), и в активную зону загружают свежее топливо. Такой способ перегрузки называют частичным. В зависимости от числа перегрузок п за Гт различают двух -, трех - и более частичные режимы перегрузок. В этом случае при каждой перегрузке выгружается 1 / и часть загруженного топлива.  [34]

Реакторы могут выполняться корпусными и канальными. У корпусных реакторов активная зона находится внутри общего стального корпуса.  [35]

36 Принципиальная тепловая схема двухконтурной Нововоронежской АЭС. [36]

На рис. 9 - 7 показана тепловая схема двухконтурной Нововоронежской АЭС. Здесь установлен корпусной реактор, в котором вода одновременно является теплоносителем и замедлителем.  [37]

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.  [38]

39 Совершенствование турбин насыщенного пара к блокам ВВЭР.| Действующие энергоблоки АЭС с ВВЭР на 8 г. [39]

Из табл. 6.4 следует, что совершенствование парогенераторов идет не только в направлении увеличения единичной мощности, но и в направлении интенсификации теплового потока в основном за счет повышения коэффициента теплопередачи. Основная сложность в создании более мощных корпусных реакторов и парогенераторов заключается в стремлении сохранить железнодорожные габариты.  [40]

При достижении средней проектной глубины выгорания и исчерпании оперативного запаса реактивности активной зоны реактор ВВЭР останавливается на очередную перегрузку топлива. Однако в практике эксплуатации блоков корпусных реакторов типа ВВЭР с периодической перегрузкой топлива в остановленном состоянии нередко имеет место продление работы реактора на сниженной тепловой мощности за счет мощностного ( и часто совмещенного с ним температурного) эффекта реактивности.  [41]

42 Активная зона реактора ВВЭР-440 ид в плане сверху. [42]

Первая загрузка должна быть поставлена на АЭС до ввода ее в эксплуатацию и оплачена за счет специально выделяемых для этих целей оборотных средств. Аналогично осуществляется финансирование заказа топлива на первую перегрузку зоны для корпусных реакторов, имеющих периодический режим перегрузок, и оплата некоторой части топлива для канальных реакторов с непрерывным режимом перегрузки.  [43]

КАНАЛЬНЫЙ РЕАКТОР - ядерный реактор, в к-ром тепловыделяющие элементы с ядерным топливом размещаются в отд. Разделение теплоносителя ( обычно вода или пароводяная смесь) и замедлителя в К.р. позволяет исключить или ослабить влияние гидродинамич. В отличие от корпусных реакторов, размеры активной зоны К.р. не имеют ограничений, что обусловливает возможность создания К.р. большой единичной мощности за счет увеличения числа каналов.  [44]

С учетом возможного продления срока службы энергоблока срок эксплуатации, например, корпуса реактора ВВЭР ( PWR) может достигать 50 лет; в связи с этим материал демонтируемого корпуса ( даже после этапа его 30-летней выдержки) может быть отнесен к твердым радиоактивным отходам третьей и частично второй группы. Уровень излучения корпуса и шахты реактора таков, что участие персонала на любой стадии демонтажа должно быть исключено. Имеющийся ограниченный опыт и разработанные проекты демонтажа корпусных реакторов [25] представляют различные варианты решения проблемы.  [45]



Страницы:      1    2    3    4