Ядерная энергетика

Физика
Элементы квантовой механики
Молекулярные спектры
Полупроводники
Ядерная физика конспект
Решение задач по ядерной физике
Физика атомного ядра и частиц
Примеры решения задач
Оптическая физика
Физика элементарных частиц
Законы радиоактивного распада
Задачи по теме Законы радиоактивного распада
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Задачи на ядерные реакции
Деление и синтез ядер
Кинематика примеры задач
Электротехника
Общий курс
Теоретические основы электротехники
Расчет электрической цепи
Трехфазные цепи
Электрические машины и трансформаторы
Электрические двигатели и генераторы
Математика
Кратные интегралы
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Атомная энергетика
АЭС России
Развитие энергетики России
Курсовые по энергетике
Ядерные реакторы
РБМК
ВВЭР
Атомные реакторы на быстрых нейтронах
Физика ядерного реактора
Аварийные ситуации на АЭС
Повышение безопасности АЭС
Проблема снижения выбрасов АЭС
Системы контроля на атомной станции
Экологическая политика
Атомные батареи
Ядерные двигатели
Авария на ЧАЭС
Термоядерный синтез
Термоядерный реактор
Тепловая энергетика
Паровой котел
Тепловые станции
Системы теплоснабжения
Экологические проблемы в теплоэнергетике
Экологический аспект
Электрофильтры
Регенеративные методы
Математическое моделирование экологических систем
Ядерное оружие
Полигон Новая земля
История создания
Информатика
Архитектура ЭВМ
Операционная система
Вычислительные комплексы
Начертательная геометрия
Курс лекций
Практикум по решению задач
Геометрическое черчение
Инженерная графика
Каталог графических примеров

 

Типы реакторов АЭС

Ядерные реакторы различаются по параметрам, конструкционному исполнению, назначению и ряду других отличительных признаков, основные из которых следующие:

энергия нейтронов, при взаимодействии с которыми происходит деление тяжелых ядер;

материал замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах;

вид и параметры теплоносителя;

назначение и конструкционное исполнение.

Водо-водяные реакторы

Имеется два типа водо-водяных реакторов. В одних вода поддерживается в однофазном состоянии, т.е. без кипения. Это – реакторы с водой под давлением (ВВРД), которые в отечественной практике называют водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР). Реакторы, в активной зоне которых происходит кипение воды, называют кипящими.

В первом контуре ВВРД, чтобы предотвратить кипение, поддерживается высокое давление (более 15 МПа). Выделяющееся здесь тепло передается в парогенераторах второму контуру, где образуется пар, который направляется в турбину (рис.7.4). В кипящих водо-водяных реакторах пар образуется непосредственно в активной зоне при давлении значительно меньшем, чем в реакторах с водой под давлением. Пар из реактора направляется непосредственно в турбину, и после конденсации вода возвращается в активную зону.

Существенное повышение единичной мощности реактора при практически неизменных размерах корпуса достигается за счет таких факторов:

перехода к ТВЭЛам меньшего диаметра (увеличения поверхности нагрева);

выравнивания распределения энерговыделений по объему активной зоны, что дает возможность приблизить среднюю мощность к максимальной;

усовершенствования замеров системы внутреннего контроля, что позволяет уменьшить неоправданные запасы основных теплофизических величин к гранично допустимым значениям (увеличение затрат, давления и температуры теплоносителя);

увеличения объема активной зоны (высоты, частично, диаметра).

Это реакторы ВВЭР-440, ВВЭР-1000 с электрической мощностью блоков АЭС 400 и 1000 МВт, соответственно.

Рассмотрим реактор ВВЭР-1000 (рис.7.4). Всего в состав входит: главный циркуляционный контур (I контур), система компенсации давления, система аварийного охлаждения зоны (САОЗ), второй контур со всем энергетическим оборудованием по производству тепла и электроэнергии.

Главный циркуляционный контур состоит из реактора и четырех циркуляционных петель, каждая из которых включает горизонтальный парогенератор, главный циркуляционный насос и главный циркуляционный трубопровод диаметром 850 мм, соединяющий оборудование петли с реактором.

Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус (1) с эллиптическим днищем. Посредине корпуса размещена активная зона (2) и внутрикорпусные устройства. Вверху реактор герметично закрыт крышкой с установленными на ней приводами механизмов, органов регулирования и защиты реактора (7).

Теплоноситель циркулирует по четырем петлям первого контура, охлаждается в парогенераторах (9), поступает в реактор через нижний ряд напорных патрубков (5), опускается по кольцевому зазору между корпусом и внутрикорпусными устройствами и, пройдя снизу верх активную зону, выходит из реактора через верхний ряд патрубков (6). Подогрев воды в активной зоне за счет тепловыделения топливных элементов дает на выходе из реактора температуру теплоносителя 322 оС, при давлении
16 МПа. В парогенераторе вода второго контура снимает теплоту первого контура. Насыщенный пар с давлением 6 МПа из парогенератора поступает в турбину.

Рис 7.4. Принципиальная схема водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР)

1 – корпус; 2 – активная зона; 3 – шахта; 4 – блок защитных труб; 5 – вход теплоносителя; 6– выход теплоносителя; 7 – верхний блок с приводом; 8 – компенсатор давления; 9 – парогенератор; 10 – турбина; 11 – генератор; 12 – конденсатор турбины; 13 – градирня; 14 – конденсатный насос; 15 – система регенерации низкого давления; 16 – деаэратор; 17 – питательный насос; 18 – система регенерации низкого давления; 19 – циркуляционный насос первого контура

Руководство реактивностью и, тем самым, тепловыделением осуществляется перемещением органов регулирования с поглотителями в виде стержней, а также изменением концентрации борной кислоты в теплоносителе.

Реактор устанавливается в бетонной шахте, которая обеспечивает надежное его укрепление и биологическую защиту. Оборудование первого контура размещено в герметичной оболочке, рассчитанной на повышение давления в экстремальном случае полного разрыва главного циркуляционного трубопровода, а также при ударе падающего самолета.

Конструкция реактора и способ его крепления, а также системы управления и защиты (СУЗ) и аварийное охлаждение зоны обеспечивают безопасный останов и охлаждение при полном отсутствии электрического тока и при землетрясении силой 9 баллов.

Перегрузка топлива на остановленном и охлажденном реакторе делается один раз в год, при этом выгружают лишь 1/3 всей активной зоны. Таким образом, все топливо заменяется каждые три года.

На главную