Тепловыми реакторами

для автоматов с тепловыми расцепителями

Типовые защитные характеристики выключателей с комбинированными расцепителями приведены на 2-5,о и 2-6, выключателей с тепловыми расцепителями — на 2-5,6.

Выключатели выпускаются: '!) с нерегулируемыми тепловыми расцепителями 15, 20 или 25 а, осуществляющими защиту вплоть до пределов своей термической устойчивости при токе к. з. с обратно зависимой от тока выдержкой времени; 2) без расцепителей (неавтоматические выключатели) на номинальный ток 25 а. Состояние выключателя (включен, отключен неавтоматически, отключен автоматически) определяется положением его рукоятки. Повторное включение допускается уже через 40

2. При выборе значения /а принимается /р а = /м р для автоматов с комбинированными и тепловыми расцепителями, а для автоматов, имеющих только максимальные мгновенно действующие расцепители, принимается /р а = 'ПИц'

Автоматические выключатели АЕ-1000. Это однополюсные выключатели, предназначенные для защиты осветительных сетей жилых, административных и производственных зданий. Они выпускаются с тепловыми расцепителями на номинальные токи 6, 10, 16, 20, 25 А и электромагнитными расцеп'ителями с отключением без выдержки времени при токах более 18 /,,0„, а также с комбинированными расцепителями (тепловой и электромагнитный расцепитель) .

1) тепловыми расцепителями, действующими с выдержкой времени, обратно зависимой от тока перегрузки;

применение коммутационных аппаратов, обладающих токоогра-ничительными свойствами (плавких предохранителей ВН и НИ, а также токоограничивающих автоматических выключателей НН, в том числе выключателей с тепловыми расцепителями).

На рабочих местах студентов смонтированы щитки ( 2), где установлены сигнальные лампы, двух- и трехполюсные автоматические выключатели с максимальными электромагнитными и тепловыми расцепителями, а также зажимы, над которыми укреплены бирки с обозначениями рода тока и величины напряжения.

Используются максимальные автоматы с электромагнитными расцепителями. При удаленных к. з. во вторичных цепях токи к.з. могут оказываться недостаточными для срабатывания таких автоматов. В этих случаях необходимо применять автоматы с электромагнитными и тепловыми расцепителями.

Автоматы серии А-3100 изготовляют двух- и трехполюсными на напряжение переменного тока до 500 В и постоянного — до 220 В, на токи от 15 до 600 А с расцепителями трех типов: электромагнитными, тепловыми и комбинированными. Наиболее целесообразно применение автоматов с расцепителями комбинированного действия: они отключают цепь при коротком замыкании мгновенно, а при перегрузке с определенной выдержкой времени. Автоматы АП-50 имеют расцепители на токи от 1,6 до 50 А ( V.4), АБ-25 выпускают однополюсными с тепловыми расцепителями на ток 15, 20 и 25 А. Их используют для защиты электросетей жилых и общественных зданий. Электромагнитные расцепители отключают цепь мгновенно при достижении током определенного предела. Тепловые расцепители, не отключаясь,

Типовые защитные характеристики выключателей с тепловыми расцепителями приведены на 4-14 (справа), а для выключателей с комбинированными расцепителями— на 4-14 (слева) и 4-15. У выключателей с электромагнитными расцепителями характеристики подобны комбинированным расцепителям, но в них отсутствует зависимая часть характеристики

ввода в 1980—1986 гг. АЭС второго этапа на быстрых нейтронах, которые должны обеспечить 8—10% базисной нагрузки. АЭС с тепловыми реакторами будут переводиться па полупиковые нагрузки. К 2000 г. АЭС с быстрыми реакторами должны вырабатывать порядка 30—50% атомной электроэнергии. На этом — втором этапе — период удвоения мощности АЭС должен быть порядка 8 лет. Для обеспечения таких темпов роста мощности АЭС, надо добиться сокращения времени удвоения топлива в быстрых реакторах с 8—9 лет до 6—8 лет. Тогда не потребуется добавлять ядерное топливо извне [103, 104, 110 и др.].

В настоящее время действующие в мире АЭС оснащены тепловыми реакторами с использованием в качестве топлива обогащенного урана. Эти реакторы характеризуются низкой степенью использования ядерного топлива 235U — не более 1—2% потенциально заключенной в урановом топливе энергии. Для получения атомной энергии на атомных электростанциях, оснащенных такими реакторами, используется лишь 235U, содержащийся в природном уране в количестве примерно 0,7%. Остальные 99,3% природного урана представлены изотопами 238U и 234U, которые в этих реакторах не используются.

Учитывая техническую сложность данной реакторной технологии, была принята поэтапная стратегия внедрения реакторов БН, предусматривающая демонстрацию, промышленное освоение и переход к широкому использованию. Так, было принято, что в качестве начального шага первый промышленно-демон-страционный реактор БН 1—1,5 ГВт (эл.) войдет в действие в какой-либо стране через 5 лет после того, как суммарная мощность ее АЭС достигнет 25 ГВт. Существование такого «порога мощности» объясняется необходимостью иметь определенное количество наработанного тепловыми реакторами плутония для начала эксплуатации реактора БН,

/ — производственные мощности по добыче урана в капиталистических и развивающихся странах; 2 — вариант развития с тепловыми реакторами; 3 — вариант развития с реакторами БН; 4 — вариант развития с реакторами БН и уран-плутониевым циклом.

Для оценки будущей конкурентоспособности реакторов БН авторы доклада принимают, что среднегодовые темпы роста реальной цены на уран составят 2% при учетной банковской ставке 5% и среднем сроке эксплуатации АЭС 30 лет. При этих значениях допустимая разница в удельной стоимости строительства АЭС с тепловыми реакторами и с реакторами БН составляет 265 долл/кВт установленной мощности, или около 30% стоимости АЭС с реакторами LWR в ценах 1979 г. Таким образом, экономически приемлем вариант строительства АЭС с реакторами БН при удельных капиталовложениях, не превышающих удельные затраты на сооружение АЭС с реакторами на тепловых нейтронах LWR более чем на 30%.

Стоимость производства электроэнергии на АЭС с тепловыми реакторами почти такая же, как на ТЭС на органическом топливе, и по мере роста цен на органическое топливо конкурентоспособность АЭС будет, вероятно, повышаться. Сравнение стоимости современных реакторных систем и усовершенствованных систем будущего, как, например, реакторов БН, затруднено, поскольку стоимость будущих систем характеризуется большой степенью неопределенности. Приближенная оценка показывает, что удельная стоимость строительства АЭС с реакторами БН не должна превышать 130% стоимости строительства АЭС с легководными реакторами LWR для того, чтобы окупаемость капитальных затрат и расходы на эксплуатацию в обоих случаях были примерно одинаковыми при одной и той же цене на электроэнергию. Поскольку необходимо одновременно со строительством АЭС

В связи с этим во всех развитых странах развернуты и реализуются энергетические программы, предусматривающие расширенный ввод в эксплуатацию атомных электростанций с тепловыми реакторами освоенных типов (в первую очередь реакторов с обычной водой под давлением). Значительное место в программах уделяется вопросам ускоренного развития новых типов реакторов, прежде всего реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. В последние годы в энергетические программы развитых стран, как обязательный элемент, включаются исследования, направленные на поиски путей создания реактора термоядерного синтеза.

Температурными газовыми тепловыми реакторами типа HTGR.

Специфика спектра быстрых нейтронов определяет не только нейтронно-ядерные процессы, но и конфигурацию активной зоны. Состав активной зоны (по видам топлива, теплоносителя, конструкционного материала) и ее композиция (объемные доли составляющих компонентов) должны обладать минимальной способностью замедлять, непродуктивно поглощать и рассеивать нейтроны. В спектре быстрых нейтронов малы микроскопические сечения всех реакций — как деления, так и захвата, поэтому в БР, несмотря на отсутствие эффектов отравления и шлакования, критическая масса должна быть довольно большой по сравнению с тепловыми реакторами (обогащение топлива 10—20 % по делящимся нуклидам), а также необходима высокая концентрация поглотителей в стержнях СУЗ.

вие малой доли запаздывающих нейтронов и малого времени жизни нейтронов по сравнению с тепловыми реакторами в БР должно быть более быстрое срабатывание A3 и выше точность поддержания мощности системой автоматического регулирования.

Специфика спектра быстрых нейтронов определяет не только нейтронно-ядерные процессы, но и конфигурацию активной зоны. Состав активной зоны (по видам топлива, теплоносителя, конструкционного материала) и ее композиция (объемные доли составляющих компонентов) должны обладать минимальной способностью замедлять, непродуктивно поглощать и рассеивать нейтроны. В спектре быстрых нейтронов малы микроскопические сечения всех реакций — как деления, так и захвата, поэтому в БР, несмотря на отсутствие эффектов отравления и шлакования, критическая масса должна быть довольно большой по сравнению с тепловыми реакторами (обогащение топлива 10—20 % по делящимся нуклидам), а также необходима высокая концентрация поглотителей в стержнях СУЗ.

вне малой доли запаздывающих нейтронов и малого времени жизни нейтронов по сравнению с тепловыми реакторами в БР должно быть более быстрое срабатывание A3 и выше точность поддержания мощности системой автоматического регулирования.