Студопедия

КАТЕГОРИИ:

АвтомобилиАстрономияБиологияГеографияДом и садДругие языкиДругоеИнформатикаИсторияКультураЛитератураЛогикаМатематикаМедицинаМеталлургияМеханикаОбразованиеОхрана трудаПедагогикаПолитикаПравоПсихологияРелигияРиторикаСоциологияСпортСтроительствоТехнологияТуризмФизикаФилософияФинансыХимияЧерчениеЭкологияЭкономикаЭлектроника



И быстрых нейтронах

Читайте также:
  1. АЭС С РЕАКТОРАМИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
  2. Ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах

 

Устройство реактора на тепловых нейтронах рассмотрим на примере РБМК–1000 – реактора большой мощности ка­нального (рис. 3.19). Он относится к водографитовым реакторам (ВГР), и представляет со­бой набор вертикальных каналов 1 из цирко­ния, вставленных в отверстия блочной графитовой кладки 2, являющейся замедлителем и отражателем (на рисунке условно показаны только два канала из всех) и помещенной в корпус 3, заполненный инертным газом под давлением, близким к атмосферному.

 

Рис. 3.19. Конструктивная схема реактора РБМК–1000

 

На­грузка от собственного веса активной зоны воспринимается нижней опорной металлокон­струкцией коробчатого сечения, заполненной серпентинитом 4. Верхняя металлоконструк­ция, аналогичная нижней, опирается на бак с водой, служащий для радиационно–тепловой бетонной биологической защиты. Меж­ду перекрытием реакторного отделения и верхней металлоконструкцией расположена система разводки труб теплоносителя от об­щих и групповых коллекторов к головкам каналов. Каналы проходят через пространст­во для разводки теплоносителя 5 и заканчи­ваются перегрузочными головками 6. Пере­грузка осуществляется с помощью специаль­ной машины, установленной на перекрытии реакторного отделения 7. Подреакторное пространство занято помещением приводов системы управления и защиты (СУЗ). СУЗ предназначена для пуска реак­тора, выхода на проектную мощность, измене­ния и поддержания заданной мощности, оста­новки реактора.

Вес реактора передается на бетон через сварные металлоконструкции, которые одно­временно используются для биологической защиты.

В реакторах ВГР Белоярской АЭС пере­гретый пар образуется непосредственно в рабочих каналах активной зоны. Каналы бы­вают двух типов: испарительные и пароперегревательные. В испарительных каналах вода преобразуется в пароводяную смесь, которая подается в сепаратор. Пар, отделенный от воды в сепараторе, поступает в пароперегревательные каналы и выводится из реактора при температуре 480 °С и давлении 9 МПа, т.е. происходит ядерный перегрев пара. При прохождении через активную зону пар активируется, поэтому конденсаторы турбин, трубопроводы острого пара и другое вспомогательное оборудование на подобных АЭС должны быть окружены биологической защитой.



Дальнейшее развитие реакторов этого ти­па осуществлялось путем упрощения кон­струкции каналов (одноходовое движение теплоносителя), замены нержавеющей стали, обладающей значительным сечением захвата нейтронов, цирконием (улучшение нейтрон­ного баланса), использования хорошо освоен­ного двуокисного топлива в форме пучков в циркониевой оболочке, увеличения единичной мощности, а также обеспечения почти непре­рывной перегрузки топлива. Реакторы РБМК установлены на многих атомных элек­тростанциях России (Ленинградской, Курской, Смоленской и др.).

Будущее атомной энергетики принадлежит реакторам на быстрых нейтронах (БН). В качестве теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах используют газы или жидкие металлы, в основном натрий. Такие реакторы применяют в трехконтурных тепловых схемах АЭС. Основные параметры двух отечественных реакторов на быстрых нейтронах приведены в табл. 3.3, схема одного из них – на рис. 3.20.

Для энергетического реактора БН–600 третьего энергоблока Белоярской АЭС принята интеграль­ная (баковая) компоновка радиоактивного технологического оборудования: активная зона, насосы и промежуточные теплообмен­ники расположены в одном герметичном баке (см. рис.3.20). Теплоноситель на выходе из активной зоны имеет высокую температуру, что увеличивает КПД АЭС и позволяет использовать пар па­раметров, принятых на современных тепловых электростанциях.



 

Таблица 3.3

 

Параметр БН–350 БН–600
Мощность, МВт: тепловая электрическая    
КПД (брутто), %
Число контуров
Теплоноситель Na Na
Число петель охлаждения
Мощность турбоагрегата, МВт
Параметры пара перед турбиной: температура, °С давление, МПа    

 

 

Рис. 3.21. Реактор на быстрых нейтронах БН–600:

1 – несущая конструкция; 2 – бак ре­актора; 3 – насос; 4 – электродвига­тель насоса; 5 – поворотная пробка; 6 – верхняя неподвижная защита; 7 – теплообменник; 8 – центральная сбор­ка СУЗ; 9 – загрузочное устройство

 


Дата добавления: 2015-04-16; просмотров: 26; Нарушение авторских прав


<== предыдущая лекция | следующая лекция ==>
Ядерных реакторов | Ядерное топливо
lektsii.com - Лекции.Ком - 2014-2019 год. (0.008 сек.) Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав
Главная страница Случайная страница Контакты