Cтраница 1
Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 имеет тепловую мощность 3200 МВт. Теплоноситель и замедлитель нейтронов - вода - покидает активную зону с температурой 322 С и возвращается в реактор после ПГ с температурой 289 С. Характеристику ПГ, схемы реакторной установки и паровой турбины К-1000-59 / 1500 - 2 Харьковского турбинного завода можно найти в разд. [1]
Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1000 имеет тепловую мощность 3200 МВт. Теплоноситель и замедлитель нейтронов - вода-покидает активную зону с температурой 322 С и возвращается в реактор после ПГ с температурой 289 С. Характеристику ПГ, схемы реакторной установки и паровой турбины К-1000-59 / 1500 - 2 Харьковского турбинного завода можно найти в разд. [2]
С помощью водо-водяных энергетических реакторов ( ВВЭР) вырабатывается более 80 % мощности мировой ядерной энергетики. К настоящему времени АЭС с реакторами типа ВВЭР широко стандартизованы по номенклатуре оборудования. Этот реактор является реактором корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. [3]
Цилиндрические тепловыделяющие элементы водо-водяного энергетического реактора дистанционируются в кассетах специальными решетками или спиральными ребрами оболочки, оказывающими влияние на теплообмен и гидравлическое сопротивление движению теплоносителя в активной зоне реактора. [4]
Условия эксплуатации корпусов паровых турбин, водо-водяных энергетических реакторов, парогенераторов, теплообменных устройств, патрубков и трубопроводов этих установок обусловлены наличием высоких температур, значительными их перепадами, многократными циклами нагрев-охлаждение и т.п. Уровень термоупругих напряжений часто является решающим для оценки их прочности и ресурса. Важная задача - экспериментальное определение реальных полей температур и напряжений в элементах натурных конструкций, которые могут значительно отличаться от расчетных, принятых при проектировании для штатных и аварийных режимов. [5]
В зоне дистанционирующей решетки технологического канала водо-водяного энергетического реактора ( ВВЭР) условия теплоотдачи в месте касания оболочки с планками решетки отличаются от условий вне этой зоны. [6]
На рис. 7.1 представлен общий вид серийного отечественного корпусного водо-водяного энергетического реактора типа ВВЭР-1000 электрической мощностью 1000 МВт. Активная зона реактора имеет диаметр 3 12, высоту 3 5 м и состоит из 151 кассеты. В каждой кассете имеется 331 направляющая трубка, из которых 317 заполнены топливом, а остальные предназначены для стержней управления и датчиков контроля энерговыделения. [7]
Рассмотренные на примере атомной электростанции с водо-водяным энергетическим реактором рабочие машины и другие приемники энергии первой и второй групп системы собственных нужд имеются на атомных станциях любого типа. Могут иметь место некоторые отличия по составу рабочих машин и их мощности, но требования к надежности питания и используемые независимые источники энергии аналогичны рассмотренным. [8]
Энергоблок 1000 МВт двухконтурной АЭС состоит из водо-водяного энергетического реактора ВВЭР-1000 и одновальной конденсационной турбоустановки К1000 - 60 / 1500 ХТЗ. [9]
В монографии рассмотрены особенности конструкций и условий работы водо-водяных энергетических реакторов ( ВВЭР), анализируются основные типы предельных состояний и запасы прочности. Изложены методы расчетного определения напряжений в корпусных конструкциях, разъемных элементах, патрубках и трубопроводах при механических, тепловых, динамических и сейсмических нагрузках. Приведены новые результаты по напряженно-деформированным состояниям ВВЭР. [10]
Получившие широкое распространение в качестве иточников энергии в ядерных энергоустановках водо-водяные энергетические реакторы ( ВВЭР) работают в составе контура с теплоносителем в однофазном состоянии. Таковым является вода, находящаяся во всех элементах реакторного контура ( кроме парового компенсатора объема) в состоянии, недогретом до насыщения при данном давлении. Это обстоятельство позволяет оценивать работу оборудования реакторного контура в стационарных условиях без учета сжимаемости циркулирующего в нем теплоносителя. Даже переходные и аварийные режимы работы реакторного контура [9] рассматриваются в квазистационарном приближении без учета влияния сжимаемости на условия протекания этих процессов. Между тем, как будет показано в последующих главах настоящей работы, даже самое незначительное присутствие в теплоносителе сжимаемой фазы существенно изменяет его динамические свойства. Тем более это обстоятельство необходимо учитывать в динамических процессах и в первую очередь пр и оценке-процессов, происходящих в реакторном контуре при нарушении его герметичности. При проектировании ЯЭУ с учетом возможных последствий названной аварии необходимо предусмотреть ее локализацию и не допустить заражения обслуживающего персонала и окружающей среды. Кроме того, необходимо по возможности исключить повреждение элементов оборудования ЯЭУ в результате как внешних механических усилий ( реактивных усилий в месте разрыва контура), так и внутренних, возникающих вследствие динамических перепадов давлений в элементах реакторного контура при течи и, наконец, не допустить выхода из строя рабочих каналов активной зоны вследствие их термической перегрузки. Для решения всех этих задач необходимо знать изменения во времени параметров в каждом элементе реакторного контура в зависимости от места и геометрии разрыва. В целях изучения этих вопросов специалистами разных стран, в том числе и в нашей стране [56], составлены и используются многочисленные программы по термогидродинамике реакторного контура в условиях его разгерметизации. [11]
Таким образом, на перераспределение расходов воды по технологическим каналам активной зоны водо-водяного энергетического реактора может существенно влиять только объемное кипение. Поверхностное кипение практически не оказывает влияния. [12]
В настоящее время на АЭС работают также горизонтальные парогенераторы в схеме с водо-водяными энергетическими реакторами ВВЭР-1000. Корпус такого парогенератора имеет внутренний диаметр 4000 мм, толщина стенки 145 мм. Конструкция трубного пучка, выполненного из труб 12X1 2 мм, аналогична трубному пучку парогенератора блока ВВЭР-440. [13]
Организация трех самостоятельных систем безопасЕюсти с независимыми технологическими и электрическими системами начата для водо-водяных энергетических реакторов и связана с глубокой увязкой электрической и технологической частей АЭС. [14]
В Советском Союзе строительство АЭС базируется на реакторах с водой под давлением типа ВВЭР ( водо-водяной энергетический реактор) и кипящих канальных уран-графитовых реакторах типа РБМК. [15]