Водо-водяной энергетический реактор

Cтраница 2

В качестве примера можно привести совокупность теплогидравлических процессов, определяющих протекание так называемой максимальной проектной аварии ( МПА) для водо-водяного энергетического реактора, для которого под МПА понимается разгерметизация первого контура вследствие мгновенного разрыва трубопровода максимального диаметра с беспрепятственным двухсторонним истечением теплоносителя при работе реактора на номинальной мощности с учетом возможного ее превышения вследствие погрешностей и допусков системы контроля и управления. Для такой аварийной ситуации требуется [1, 2], чтобы система аварийного охлаждения реактора обеспечила непревышение так называемого второго проектного предела поврежденшгтвэлов ( т.е. температура оболочки твэлов не должна быть более 1200 С), локальную глубину окисления оболочек твэлов не более 18 % первоначальной толщины и долю прореагировавшего циркония не более 1 % его массы в активной зоне. Должны также быть обеспечены возможность расхолаживания реактора и выгрузка топлива из активной зоны после МПА. [16]

Наука, 1987 ( Исследование напряжений и прочности ядерных реакторов), 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. [17]

В СССР и других странах мира промышленно освоены в основном энергетические реакторы на тепловых нейтронах со слабообогащенным или природным ураном двух типов - водо-водяные энергетические реакторы ( ВВЭР), в которых вода является теплоносителем и замедлителем, и канальные энергетические реакторы с графитовым замедлителем и водой в качестве теплоносителя. [18]

Следует отметить, что комплекс мер, принятых в машинной программе RELAP-5 для ускорения расчетов, позволил в ряде случаев проводить расчетный анализ нестационарных термогидравлических процессов в контуре циркуляции водо-водяного энергетического реактора в режиме быстрее реального времени. [19]

Осуществляя указания XXV съезда КПСС о первоочередном направлении капитальных вложений на строительство объектов, обеспечивающих ускорение научно-технического прогресса, Минэнерго СССР обеспечило в десятой пятилетке ввод IB эксплуатацию первого, самого крупного в СССР одновальяого энергоблока на газо мазутном топливе мощностью 1200 МВт на Костромской ГРЭС, первого в СССР атомного энергоблока мощностью 1000 МВт с водо-водяным энергетическим реактором на Нововоронежской АЭС, первого в СССР атомного энергоблока мощностью 600 МВт на быстрых нейтронах на Белоярской АЭС, первых гидроагрегатов мощностью по 640 МВт на Саяно-Шушенской ГЭС, семи энергоблоков мощностью 800 МВт на газомазутном топливе на Углегорской, Запорожской и Рязанской ГРЭС, шести энергоблоков мощностью по 500 МВт с использованием в качестве топлива низкосортных углей на Рефтинской и Экибастузской ГРЭС и ряд других энергетических объектов. [20]

Принципиальная схема питания с. н. блока с водо-водяным энергета. [21]

ГЦН требуют электроснабжения как потребители I группы. В водо-водяных энергетических реакторах с некипящей водой под давлением положение усугубляется еще и высокой энергонапряженностью активной зоны и относительно малым запасом температуры до вскипания. Например, согласно [38] в реакторе ВВЭР-440, работающем на номинальной мощности, при исчезновении напряжения или глубоком его понижении даже на 4 из 6 работающих ГЦН на время, большее 1 с, должна срабатывать аварийная защита реактора. Больше того, при аварийном обесточивании реактора, работавшего до этого на номинальной мощности, должно сохраниться питание ( за счет энергии выбега турбогенераторов) не менее четырех ГЦН. [22]

Реактор ВВЭР-1000. [23]

В Советском Союзе широко используются АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами ( ВВЭР) типа ВВЭР-440 и ВВЭР-1000. За рубежом водо-водяные энергетические установки производятся фирмами Вестипгауз электрик, Комбасчен инжиниринг, Бабкок и Вилькокс и др. ВВЭР в настоящее время являются наиболее освоенными установками, они характеризуются большой удельной энергонапряженностью активной зоны, компактностью и относительно низкой стоимостью всей установки. [24]

Условия работы арматуры АЭС в значительной мере определяются типом реактора, видом теплоносителя и энергетическими параметрами рабочего тела. В Советском Союзе применяются два основных типа реакторов. ВВЭР - водо-водяной энергетический реактор ( корпусной, международное обозначение PWR) и РБМК - реактор большой мощности, канальный. В обоих случаях теплоносителем является вода ( легкая), но в ВВЭР теплоноситель - вода под давлением без кипения, а в РБМК - вода под давлением кипящая. Замедлителем в ВВЭР служит вода ( легкая), в РБМК - графит. [25]

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. [26]

Принципиальная тепловая схема первого контура водо-водяного энергетического реактора. [27]

Состав рабочих машин и других приемников энергии системы собственных нужд атомной электростанции, их мощность и требования к надежности электроснабжения определяются типом реактора и его параметрами. Соответственно строится главная схема и схема электроснабжения системы собственных нужд. Ниже в качестве характерного примера рассмотрена система собственных нужд атомной электростанции с водо-водяным энергетическим реактором типа ВВЭР-440 мощностью 440 Мет [ Я. [28]

Шестая глава связана с борным регулированием реактивности реактора. В этой главе собран обширный материал, охватывающий проблему, начиная с исторического развития борного регулирования, связанные с ним требования к безопасности работы оборудования и его конструктивным решениям, физическую химию борной кислоты и ее щелочных производных, а также промышленный опыт. Много внимания уделено взаимодействию между продуктами коррозии нержавеющей стали и растворами борной кислоты, результатом чего является, в частности, проникновение бора в оксидные пленки и шламовые частицы продуктов коррозии. Детально рассматриваются экспериментальные и эксплуатационные данные о влиянии рН на реактивность водо-водяных энергетических реакторов и делаются некоторые попытки объяснения этого сложного явления. [29]

Развитие атомной энергетики происходит весьма быстро. В 1956 г. была введена в работу АЭС в Коллдер-Холле ( Англия) с уран-графитовым реактором мощностью 46 Мет. Тепловая схема - двухконтурная, теплоносителем служит углекислый газ. В 1957 г. введена в работу АЭС Шиппииг-порт ( США) с водо-водяным энергетическим реактором, в котором замедлителем и теплоносителем является вода под давлением. В 1964 г. введена в эксплуатацию первая очередь Нововоронежскон АЭС с реактором 210 Мет, я в 1969 г. - вторая очередь с реактором 365 Мет. Нововоронежская АЭС выполнена по двухкоптурной схеме с водо-водяным реактором и турбинами, работающими на насыщенном паре. [30]

Страницы: 1 2 3