Реакторной установки

где т? — потери теплоты в реакторной установке; TJ — то же в теплообменнике; т; ' - TJT'" - то же в трубопроводах первого — третьего контуров соответственно; т?пг — то же в парогенерг торе (т? учитывает потери в окружающую среду, с водой продувки реактора, а также от охлаждения биологической защиты, а в ряде случаев замедлителя и некоторых других элементов установки. Значения г? существенно зависят от типа реактора) .

Тепловая экономичность установки зависит не только от т?г, но и от коэффициентов, оценивающих потери в турбине, генераторе, трубопроводах, реакторной установке и др. В свою очередь, внутренний относительный КПД 170/ зависит от параметров упаковки и конечной влажности пара. С возрастанием начальной темпер пуры т? {. увеличивается, а с ростом давления, наоборот, уменьшается. Это приводит к тому, что давление р0, при котором устанавливается наибольшее значение внутреннего абсолютного КПД щ , ниже определяемого по 3.3 (по максимуму Tjf). Влияние ?о и Ро на г) ;- проявляется сильнее при меньших пропусках пара через турбину, вследствие чего при прочих равных условиях предельные значения р0 для турбин ббльшей мощности выше.

79 кГ/см2, 410° С на входе) выходы продуктов радиолиза воды зависят в заметной степени от рабочих условий и кислорода во входящем паре (табл. 4.9). В этой реакторной установке, которая имеет небольшой диаметр и тонкостенный тюбинг из нержавеющей стали, до 50% радиолитического водорода теряется через стенки труб при кипящем способе и от 70 до 80% теряется при способе перегрева в описанных выше условиях. Радиационные выходы в канальных реакторах низкие (см. табл. 4.9). Заслуживает также внимания полное потребление

Для описания опытных данных, полученных на реакторной установке LOFT (США), был использован программный комплекс TRAC, в котором для расчета теплообмена на стадии повторного смачивания были использованы зависимости, разработанные на основе опытов, проведенных в каналах простой геометрии. Полученные результаты трудно применить к сборкам отечественных ВВЭР, поскольку эквивалентный гидравлический диаметр сборок отечественных и зарубежных водо-водяных реакторов отличается почти в 1,5 раза. Кроме того, дистанционирую-щие решетки в отечественных водо-водяных реакторах располоч жены через 250 мм, а в зарубежных — через 500 мм.

ных загрязнений контура АЭС на быстрых нейтронах можно предвидеть, пользуясь экспериментальными данными, полученными на петлевой реакторной установке. Изучение состава отложений в высокотемпературной части контура установки методом гамма-спектрометрии позволило идентифицировать изотопы хрома, железа, марганца, кобальта и никеля. Рентгеноструктурный анализ отложений, имевших место на аналогичной установке при тех же параметрах теплоносителя, но без облучения, позволил установить ряд химических соединений, из которых состоят коррозионные отложения в высокотемпературной части установки (Г>200°С). Основу их составляют окислы основных элементов нержавеющих сталей Сг2Оз, Ре2Оз и №2Оз. В отложениях, соответствующих участкам контура, где теплоноситель имеет температуру менее 200 °С, обнаружены относительно небольшие количества нитратов этих элементов. В низкотемпературной части контура (конденсатор, испаритель) соотношение между химическими соединениями меняется в сторону образования нитратов. По своим физическим свойствам перечисленные соединения относятся к разряду твердофазных. Исключение могут составлять окислы хрома. Так, Сг2О3 диссоциирует и сублимирует при 433—573 К [2. 22]. В газообразном состоянии установлено существование СгО, Сг2Оз, ОгОз. Для хрома, никеля и железа в контакте с жидкой N2C>4, помимо образования нитратных соединений, отмечена склонность к образованию нитрозо-ниевых комплексов, не растворимых в N2C>4 и не устойчивых при температурах свыше 100 °С. В зоне фазовых переходов, где существует равновесная система N2O4+-^±:2NO2, количественные соотношения между образующимися химическими соединениями определяются в основном величиной константы равновесия /Cp=i[NO2]/ /[N204] [1.19].

К реакторной установке относят следующие основные конструктивные элементы и системы: активную зону, отражатель и зону воспроизводства (экран), биологическую защиту, системы управления и защиты реактора, перегрузки топлива, контроля и обеспечения безопасности, теплосъема.

К реакторной установке относятся также системы, важные для безопасности: компенсации давления, аварийные, дренажные, очистки воды первого контура. Технологическая схема реакторной установки с водо-водяным реактором ВВЭР-440 изображена на 2.8.

К настоящему времени разработаны технические проекты БН-800 и БН-1600. Их основные проектные параметры, за исключением мощности, аналогичны. Большая часть конструктивно-компоновочных решений по реакторной установке БН-800 аналогична решениям по БН-600 [3], использована существенная часть оборудования, а основные отличия сводятся к следующему:

К реакторной установке относят следующие основные конструктивные элементы и системы: активную зону, отражатель и зону воспроизводства (экран), биологическую защиту, системы управления и защиты реактора, перегрузки топлива, контроля и обеспечения безопасности, теплосъема.

К реакторной установке относятся также системы, важные для безопасности: компенсации давления, аварийные, дренажные, очистки воды первого контура. Технологическая схема реакторной установки с водо-водяным реактором ВВЭР-440 изображена на 2.8.

К настоящему времени разработаны технические проекты БН-800 и БН-1600. Их основные проектные параметры, за исключением мощности, аналогичны. Большая часть конструктивно-компоновочных решений по реакторной установке БН-800 аналогична решениям по БН-600 [3], использована существенная часть оборудования, а основные отличия сводятся к следующему:

ющей перегородки является одной из наиболее сложных задач при проектировании бессальникового насоса с сухим статором. Вместе с тем насосы с сухим статором необходимо выполнять с прочно-плотным корпусом статора, что позволит сохранить герметичность реакторной установки при нарушении герметичности статорной перегородки.

выгоревшего в течение времени между двумя перегрузками. Эта стоимость полностью переносится на себестоимость электроэнергии, выработанной в данный период (за рассматриваемую кампанию) . Другая составляющая стоимости ядерного топлива С0 переносится на себестоимость электроэнергии в течение всего расчетного периода эксплуатации реакторной установки.

Компенсаторы объема на АЭС с реакторами типа ВВЭР могут быть газовыми и паровыми. При газовых компенсаторах в корпус из баллонов обычно подается азот, с помощью которого поддерживается требуемое давление. Когда давление в сосуде (а следовательно, и в циркуляционном контуре реактора) возрастает, часть азота отводится в емкости выдержки, откуда (после спада радиоактивности) газ сбрасывается в атмосферу. Азот частично растворяется в воде и может вступать в контакт с продуктами радиолиза [16]. При такой реакции рН воды будет уменьшаться и могут возникнуть дополнительные трудности с поддержанием требуемого водного режима. Креме того, при одних и тех же изменениях объема воды и одинаковых объемах газовой или паровой фазы давление в газовой фазе изменяется сильнее, так как в паровой фазе при .возрастании давления часть iapa сконденсируется. Поэтому в равных условиях при одинаковых колебаниях давления объемы компенсаторов с газовой средой оказываются в 1,5—2 раза выше, чем с паровой. Все это привело к тому, что в настоящее время применяются лишь паровые компенсаторы объема. Принципиальная схема включения парового компенсатора и связ; иного с ним оборудования в контур реактора показана на 6.25 Нижняя часть сосуда компенсатора / заполнена водой и обогревается электрическими нагревателями 9; в верхней его части расположено распылительное устройство. При увеличении объема воды в циркуляционном контуре реактора уровень в сосуде возрастает и давление пара увеличивается. Чтобы избежать этого, регулятор приоткрьшает клапан 8 и вода из трубопровода 7 реакторной установки поступает в устройства 2, распыляется, кон-

Для АЭС дополнительно предусматриваются Заки слива теплоносителя. При этом для каждого контура реакторной установки предусматривается отдельный бак, вместимость которого определяется по объему теплоносителя. Отдельные резервуары (не менее двух) предусматриваются для сбора воды, направляемой на спецводоочистку (обмывочная вода, растворы, прютечки, трапные воды, вода ш душевых и спецпрачечных и др.). Вместимость каждого резервуар! выбирается от 2 до 10м3.

Авария 26 апреля 1986 г. на четвертом блоке Чернобыльской АЭС в СССР привела к тяжелым последствиям *. В результате аварии погибли 28 человек и нанесен ущерб здоровью многих людей. Разрушение РБМК (реактора большой мощности канального типа) привело к радиоактивному загрязнению территории около 1 тыс. км2. Выведены из строя сельскохозяйственные угодья, остановлена работа предприятий, а из 30-километровой зоны от центра аварии выселено несколько десятков тысяч человек. Авария на Чернобыльской АЭС произошла из-за ряда допущенных работниками этой станции грубых нарушений правил эксплуатации реакторной установки. Вследствие несоблюдения персоналом технологического регламента эксплуатации реактор попал в опасное нерасчетное состояние.

Водоизмещение ледокола равно 16 000 т, полная длина составляет 194 м, наибольшая ширина принята равной 27,6 м, осадка — 9,2 м. Его корпус с массивными литыми форштевнем и ахтерштевнем имеет усиленную обшивку из высококачественной стали, толщина которой в носовой и кормовой частях достигает 50 мм, и разделен на отсеки одиннадцатью поперечными водонепроницаемыми переборками. Три энергетических водо-водяных реактора его двухконтурной силовой установки суммарной тепловой мощностью 270 тыс. кет и оборудование первичного контура циркуляции помещены в средней части судна в специальном отсеке с надежной противорадиационной защитой. По сторонам реакторного отсека расположены носовое и кормовое турбогенераторные отделения, с распределительных щитов которых электроэнергия подается к среднему и двум бортовым двигателям, приводящим во вращение валы гребных винтов. Рядом с этими отделениями главных генераторов находятся две электростанции, вырабатывающие ток для питания двигателей вспомогательного судового оборудования. Контроль за действием реакторной установки ледокола и регулирование ее действия производятся с пульта дистанционного управления, изменение режима работы двигателей гребных винтов осуществляется непосредственно с ходового мостика судна. Для выполнения специальных ледовых маневров в корпусе ледокола — в носовой и кормовой частях и вдоль бортов — размещены водяные цистерны. При форсировании тяжелых ледяных полей, когда собственный вес ледокола оказывается недостаточным для взламывания льда, в носовые цистерны подается забортная вода, увеличивая давление корпуса на лед. При отходе ледокола от ледяной кромки вода может быть подана в кормовые цистерны, увеличивая осадку на корму. Для случаев, когда корпус ледокола испытывает сжимающее действие льда, попеременной подачей воды в бортовые цистерны может осуществляться раскачивание корпуса ледокола относительно продольной оси. В кормовой части шлюпочной палубы ледокола находится взлетно-посадочная площадка для вертолета ледовой разведки. Для выполненения погрузочно-разгрузочных работ на палубе установлены электрические подъемные краны.

ДЛй комбинированного производства электрической и тепловой энергии. Шевченковская АЭС состоит из опытно-промышленной реакторной установки на быстрых нейтронах электрической мощностью 350 МВт и теплофикационных турбин с противодавлением, отдающих пар на опреснительную установку производительностью 120 тыс. т воды в сутки. В 1976 г. на крайнем северо-востоке страны была введена в действие на полную проектную мощность (первый энергоблок начал действовать в 1972 г.) первая АТЭЦ общего пользования, предназначенная для электроснабжения местного энергорайона и теплоснабжения поселка Бюшбино. Билибинская АТЭЦ имеет номинальную мощность 48 МВт электрических и 420 ГДж/ч по теплоте и состоит из четырех одинаковых энергоблоков, в каждый из которых входят энергетический водографитовый реактор и турбоагрегат электрической мощностью 12 МВт с теплофикационными отборами пара и бойлерной установкой производительностью 105 ГДж/ч.

водства и методы контроля качества оборудования реакторной установки ВВЭР-1000 ( 10.1).

Гигантские ядерные реакторы, применявшиеся в первых атомных электростанциях, были прямыми потомками реактора Ферми: в них использовались тот же тип ядерного топлива (природный уран) и тот же замедлитель (графит). Однако в отличие от «атомного котла» назначение этих реакторов было вполне мирным: в качестве «атомных печей» они заменили в тепловых электростанциях обычные печи, работающие на угле или нефти. На 24 схематически (в разрезе) представлен один из таких реакторов, в котором тепло от тепловыделяющих элементов — урановых стержней диаметром около 25 мм — отводится с помощью циркулирующего газа. Нагретый в реакторе до высоких температур газ поступает в теплообменники, где отдает свою тепловую энергию, а затем вновь возвращается в реактор. В качестве теплоносителя используется сжатый углекислый газ, поскольку он вполне безопасен, дешев, не слишком поглощает нейтроны и эффективен как теплоноситель. Чтобы предохранить «неядерные» части реакторной установки от радиоактивного заражения и исключить возможное химическое воздействие на урановое топливо со стороны горячего газа, тепловыделяющий элемент заключался в прочную оболочку, имеющую ребристую поверхность для более эффективной передачи тепла углекислому газу 48.

Трубопроводная арматура на АЭС обслуживает все контуры, трубопроводы, силовые агрегаты, цистерны, баки, резервуары, бассейны, связанные с использованием или транспортировкой жидких и газообразных сред. Условия работы арматуры различны для разных участков и зависят от места ее расположения и энергетических параметров АЭС. На 1.1 показана схема реакторной установки ВВЭР-1000 со вспомогательными системами. Как видно из схемы, в ее состав входят главные циркуляционные трубопроводы, оснащенные главными запорными задвижками (ГЗЗ), вспомогательные трубопроводы, дренажные силовые трубопроводы, линии «чистого» конденсата, линии технической воды и др. Все трубопроводы оснащены арматурой различного назначения. Все энергетическое оборудование по отдельным стадиям технологического процесса АЭС можно разделить на следующие установки: реакторную, паротенери-рующую, паротурбинную, конденсационную и конденсатно-питательный тракт.

1.1. Схема реакторной установки ВВЭР-1000 со вспомогательными системами: