Реакторной установки

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].

является теплоноситель, во вторичном — вода и водяной пар. На рис. 1-5 показана двухконтурная схема атомной электростанции с водоводяными реакторами. В первом контуре происходят нагрев воды в реакторной установке и передача тепла в парогенераторы, пар которого используется так, как это предусматривается схемой обычной тепловой электростанции.

В результате появления в воде продуктов коррозии в реакторной установке возможны:

Общие вопросы постановки и решения обратных задач мате-матической физики на основе теории возмущений подробно изложены в [54] . По аналогии рассмотрим идею использования формул теории возмущений (6.18), (6.27) применительно к задаче идентификации переходных процессов. Здесь существенно то обстоятельство, что «точное» решение возмущенной задачи динамики — возмущенная выходная характеристика — может быть получено в динамическом или статистическом эксперименте на реакторной установке.

В экспериментах на различных действующих установках (электронном синхротроне, протонном циклотроне, генераторе нейтронов с энергией 14 МэВ на установке OKTAVIAN, реакторной установке YAYOI) измеряли энергетические и дозовые характеристики скайшаин нейтронов.

Потери теплоты в реакторной установке, включающей ядерный реактор и обслуживающее его оборудование, состоят в основном из потерь на продувку реактора, на охлаждение систем защиты реактора и на рассей-

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 рис. 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:

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 (рис. 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 рис. 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 рис. 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.

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

Рис. 1.2. Схема реакторной установки РБМК-гООО:

Помимо РОУ и БРОУ применяются редукционные установки РУ и быст-ровключающиеся редукционные установки БРУ. БРОУ и БРУ открываются в 2 раза быстрее, чем обычные (15 с против 30 с). В особо важных случаях скорость включения составляет 2—4 с. В АЭС с турбинами на насыщенном паре используются только редукционные установки. Они применяются, например, для сброса пара из парогенератора в основной конденсатор, минуя турбину. Необходимость в этом появляется, когда турбина сбросила нагрузку по каким-либо причинам или пар еще в пусковом режиме и не должен направляться в турбину, или ведется расхолаживание реакторной установки. Линия БРУ отводится от соединительной паровой магистрали и при внезапном закрытии клапанов турбины острый пар сбрасывается в конденсатор. Используется БРУ и для получения пара требуемых параметров для станционных нужд. РУ (БРУ) снижают давление и уменьшают температуру пара. Как правило, эти установки периодического действия и работают обычно сравнительно непродолжительное время, но при включенной РУ дроссельная арматура работает непрерывно.

Главная запорная задвижка /?у = 500 мм на рр = 12,5 МПа, обозначение 849-500 (рис. 3.6). Предназначена к установке на трубопроводах первого контура реакторной установки ВВЭР-440 для работы при температуре до 300° С. Открывание и закрывание должно производиться при перепаде давления на затворе 1,0 МПа. В случае необходимости возможно открывание при перепаде до 13 МПа. Время полного закрытия 78 с.

Дроссельные заслонки Dy = 800 мм нарр=9,2 МПа с поворотным диском и патрубками под приварку. Условное обозначение ПТ 96002 (рис. 3.38). Предназначены для воды рабочей температурой до 270° С. Используются для ограничения производительности насоса в период пуска или остановки реакторной установки. Температура окружающего воздуха допускается до 60° С. Заслонки устанавливаются на трубопроводе в любом рабочем положении. Открывание и закрывание осуществляется поворотом диска на 90°. Поворотное соединение штока с корпусом герметизируется сальником с кольцами из шнура сквозного плетения марки АГ-1, имеется отвод проточек в спецканализацию.

Время, на которое останавливают АЭС, используется также и для выполнения текущих работ по поддержанию арматуры в работоспособном состоянии. АЭС может быть остановлена по двум причинам: возникновение аварийной ситуации и необходимость выполнения плановых мероприятий. Если АЭС имеет один реактор, ее аварийная остановка наиболее вероятна в связи с выключением реактора в результате срабатывания аварийной защиты. Если на АЭС несколько реакторов, такая остановка рассматривается применительно к энергоблоку (реакторная установка — турбина). Обычно аварийная остановка вызывается отказом какого-либо элемента энергоблока и требуется устранение этого отказа (ремонта) или замена неисправных элементов технологического оборудования, длится она непродолжительное время. Ее целесообразно использовать для выполнения первоочередных неотложных работ по техническому обслуживанию арматуры, которые нельзя выполнить при действующей установке. В это время можно проводить такие работы, которые могут быть прерваны в любой момент и не вызовут задержку пуска реакторной установки. Результаты работ регистрируются в журнале дежурного инженера.