Водо-водяные реакторы

Автор работы: Пользователь скрыл имя, 22 Ноября 2012 в 10:47, реферат

Краткое описание

Устройство, в котором осуществляется регулируемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, называется ядерным реактором. В качестве ядерного топлива используют как природные изотопы 235U, так и искусственные изотопы 233U, 239Pu и др. Ядерная энергия, освободившаяся в результате цепной реакции деления, превращается в теплоту, которая теплоносителем отводится из реактора. В зависимости от схемы АЭС бывают: одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные.
В одноконтурной АЭС пар образуется непосредственно в реакторе. Следовательно, реактор одновременно является и парогенератором. Одноконтурные АЭС проще и дешевле, они содержат минимальное число элементов оборудования. Вместе с тем под влиянием облучения в реакторе рабочее тело (вода и пар) становится радиоактивным, в связи с чем не только реактор, но и другое оборудование водопарового тракта электоростанции должно иметь биологическую защиту. Загрязнение пара приводит к образованию отложений в элементах оборудования.

Содержимое работы - 1 файл

2 версия.docx

— 32.58 Кб (Скачать файл)

 

 

Шаговый электромагнитный привод СУЗ  

 Шаговый электромагнитный привод СУЗ предназначен для обеспечения дискретного (шагового) возвратно-поступательного перемещения органа регулирования в активной зоне реактора с целью автоматического поддержания заданного уровня мощности реактора, перевода реактора с одного уровня мощности на другой, компенсации изменения реактивности и для обеспечения быстрого прекращения ядерной реакции путем быстрого ввода в активную зону поглащающих стержней. 
    Основными узлами привода являются блок электромагнитов, чехол, блок перемещения, штанга, преобразователь перемещения и датчик положения. Узлы привода, расположенные внутри чехла, работают в воде первого контура реактора: узлы, расположенные снаружи – в воздушной среде. 
    Требуемый режим работы привода обеспечивается подачей в определенной последовательности импульсов тока на катушки тянущего, запирающего и фиксирующего электромагнитов. 
    Полюса электромагнитов, соединенные с защелками и другими элементами блока перемещения, передвигаются под действием электромагнитного поля и обеспечивают необходимые перемещения штанги или ее фиксирование в заданном положении.                        

  
    Для быстрого прекращения ядерной реакции (в режиме аварийной защиты) все три электромагнита обесточиваются, защелки открываются и штанга с органом регулирования имеет возможность свободного падения. 
    Преобразователь перемещения служит для преобразования линейного перемещения штанги во вращательное движение элементов датчика положения, обеспечивающего индикацию положения штанги. Сцепление штанги с органом регулирования осуществляется с помощью байонетного соединения.

Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со встроенными блоками  электронагревателей. В рабочем  состоянии компенсатор заполнен водой и паром.

Техническая характеристика

Скорость перемещения регулирующего  органа в режиме регулирования, мм/с

20

Время аварийного сброса штанги с  регулирующим органом с полной высоты рабочего хода, с

1,5-4

Рабочий ход, мм

3500

Масса привода, кг

550


 

 

Компенсатор давления   

Компенсатор давления представляет собой сосуд высокого давления со встроенными блоками  электронагревателей. В рабочем  состоянии компенсатор заполнен водой и паром. 
    Компенсатор давления предназначен для работы в составе системы первого контура реактора и служит для создания поддержания давления в контуре при номинальных режимах работы установки и ограничений колебаний давления в переходных и аварийных режимах. 
    Давление в компенсаторе создается и поддерживается с помощью регулируемого подогрева воды, осуществляемого электронагревателями. Для предотвращения повышения давления в контуре выше расчетного в переходных и аварийных режимах, сопровождающихся быстрым ростом давления, в компенсаторе предусмотрена система впрыска воды в паровое пространство из “холодных” ниток первого контура через разбрызгивающее устройство. При этом достигается быстрое снижение давления в контуре за счет конденсации пара в паровом пространстве. 
    Материал корпуса компенсатора – легированная сталь с коррозионностойкой наплавкой на внутренней поверхности.

 

Технические характеристики

Рабочее давление, МПа (кгс/см)

15,9(160)

Рабочая температура, К(С)

619,15(346)

Объем воды на номинальном режиме, м

55

Объем пара на номинальном режиме, м

24

Мощность одного блока электронагревателей, кВт

90

Суммарная мощность электронагревателей, кВт

2520

Масса (в сухом состоянии), кг

200000


 

Емкость системы аварийного охлаждения зоны   

 Емкость системы  аварийного охлаждения зоны (САОЗ) представляет собой сосуд высокого  давления, расположенный вертикально.  В рабочем состоянии емкость  заполнена водой, содержащей борную  кислоту, и азотом. 
    Емкость САОЗ предназначена для обеспечения экстренного залива активной зоны реактора необходимым количеством теплоносителя в первый момент аварийной ситуации, связанной с большой течью теплоносителя из первого контура. Давление в емкости САОЗ создается азотом.  
    Система аварийного охлаждения зоны состоит из четырех независимых друг от друга емкостей, каждая из которых соединена трубопроводом с корпусом реактора. Подача теплоносителя от двух емкостей производится в пространство над активной зоной, а от двух емкостей – под активную зону реактора.  
    Максимальная авария, на которую рассчитана система аварийного охлаждения зоны, - мгновенный поперечный разрыв главного циркуляционного трубопровода.  
    Материал корпуса емкости – углеродистая или легированная сталь, плакированная с внутренней стороны коррозионностойкой сталью.

Технические характеристики

Рабочее давление, МПа (кгс/см)

5,9 (60)

Рабочая температура, К(С)

293,15-333,15 (20-60)

Общий объем полости, м

70

Объем жидкой фазы, м

60

Объем газовой фазы, м

10

Масса (без воды и газа), кг

85800


 

 

Ионообменный фильтр   

 Ионообменный  фильтр представляет собой вертикальный  сосуд высокого давления. В рабочем  состоянии фильтр заполнен ионообменными  смолами. 
    Фильтр предназначен для работы в системе первого контура и служит для очистки теплоносителя от осколочной радиоактивности растворимых и нерастворимых продуктов коррозии. Фильтрация теплоносителя осуществляется двумя фильтрами, включенными параллельно. 
    Материал корпуса фильтра коррозионностойкая сталь. 

 

Технические характеристики

Рабочее давление, МПа (кгс/см)

15,9(160)

Рабочая температура, К(С)

323,15(50)

Производительность, м/ч

30

Объем фильтрующей загрузки, м

1,1

Общий объем внутренней полости, м

1,8

Масса (без загрузки), кг

9467


Парогенератор    

 Парогенератор  представляет собой однокорпусный  двухконтурный теплообменный аппарат  горизонтального расположения с  погружным трубным пучком. Парогенератор состоит из корпуса, входного и выходного коллекторов. U-образного трубного пучка поверхности теплообмена, раздающего коллектора питательной воды, сепарационнного устройства, пароотводящей системы, системы продувок и дренажа.  
    Парогенератор предназначен для работы в составе первого и второго контуров и служит для выработки сухого насыщенного пара из воды второго контура. 
    Материал парогенератора – легированная сталь. Внутренние поверхности корпуса защищены коррозионностойкой наплавкой.

Техническая характеристика

Тепловая мощность, МВт

750

Паропроизводительность, т/ч

1469

Рабочее давление в межтрубном пространстве по второму контуру, МПа (кгс/см)

6,3(64)

Поверхность теплообмена, м

6115

Расход теплоносителя, м/ч

20000

Влажность пара на выходе, %

0,2

Объем корпуса, м

160

Масса корпуса, кг

204720


 

 

 

Заключение

 

 

 Следует заметить, что реакторы описанного типа (ВВЭР) (В других странах  их обычно именуют PWR - реакторы с водой под давлением) получили в энергетике (суммарно во всех странах мира) наиболее широкое применение: их доля составляет около 60%. Конструкция этих реакторов за последние 20 лет не претерпела существенных изменений.

Концепция безопасности реакторов  ВВЭР второго поколения практически  исключает возможность серьезного повреждения активной зоны из-за плавления  ядерного топлива или недопустимой скорости выделения энергии. Иначе  говоря, вероятность выхода радиоактивных  продуктов за пределы защитных барьеров с превышением допустимого уровня облучения и загрязнения окружающей среды не должна превышать 10-6 - 10-7 реактор в год, т.е. практически такой случай исключается.


Информация о работе Водо-водяные реакторы