Реакторов мощностью

Для каждого реакторного блока АЭС предусматривается резервный щит управления (РЩУ), с которого можно аварийно остановить реакторную установку и аварийно расхолодить ее с обеспечением ядерной и радиационной безопасности, если по каким-либо причинам этого нельзя сделать с БЩУ. РЩУ должен быть изолирован от БЩУ, чтобы по одной

Для надежного охлаждения активной зоны при авариях с отказами оборудования и в условиях длительного полного обесточивания реактор оснащен пассивной системой, способной охлаждать реакторную установку свыше 12 ч без подвода электропитания.

В реакторную установку двухконтурной АЭС входят реактор, парогенераторы, циркуляционные трубопроводы с главными запорными задвижками (или без них), главные циркуляционные насосы.

«Паровая подушка» в компенсаторе давления держит под рабочим давлением всю реакторную установку. Для поддержания среды в компенсаторе давления на линии насыщения используются нагреватели, размещенные в нижней части компенсатора давления. Часть нагревателей находится постоянно в работе для возмещения тепловых потерь, остальные включаются по команде регулятора давления.

с дополнительными системами безопасности. Проект ( 2.11) предусматривает четырехпетле-вую реакторную установку ВВЭР-1000 электрической мощностью 1000—1100 МВт с вертикальными парогенераторами. Увеличено число органов регулирования. Предусмотрена система быстрого ввод бора (с использованием пассивных принципов) при отказе основной системы A3. Во всех режимах работы мощностный коэффициент реактивности реактора отрицателен; предел безопасной эксплуатации с точки зрения повреждения твэлов в новом проекте ужесточен.

В здании реакторного отделения размещают собственно реакторную установку (реактор и его вспомогательные системы, парогенераторы, циркуляционные насосы, компенсатор давления, гидроаккумуляторы и др.), а также обслуживающие их системы. К последним прежде всего относятся: системы перегрузки топлива реактора и его кратковременного хранения; системы выгрузки внутри-корпусных устройств для их освидетельствования и возможного ремонта; системы поддержания нормальных термовлажностных условий в помещениях расположения оборудования; оборудование и системы контроля и управления установкой во время нормальной работы и при ремонте.

Для реактора ВВЭР-1000 реакторную установку располагают над уровнем земли. Это позволяет организовать въезд транспорта под герметичную оболочку (см. 6.7) и с помощью крана реакторного отделения и простых такелажных операций через люк в полу оболочки обеспечить доставку оборудования в реакторный зал или другие помещения. Этим же путем доставляют свежее топливо и вывозят в защитных контейнерах отработавшее.

Для надежного охлаждения активной зоны при авариях с отказами оборудования и в условиях длительного полного обесточивания реактор оснащен пассивной системой, способной охлаждать реакторную установку свыше 12 ч без подвода электропитания.

В реакторную установку двухконтурной АЭС входят реактор, парогенераторы, циркуляционные трубопроводы с главными запорными задвижками (или без них), главные циркуляционные насосы.

«Паровая подушка» в компенсаторе давления держит под рабочим давлением всю реакторную установку. Для поддержания среды в компенсаторе давления на линии насыщения используются нагреватели, размещенные в нижней части компенсатора давления. Часть нагревателей находится постоянно в работе для возмещения тепловых потерь, остальные включаются по команде регулятора давления.

с дополнительными системами безопасности. Проект ( 2.11) предусматривает четырехпетле-вую реакторную установку ВВЭР-1000 электрической мощностью 1000—1100 МВт с вертикальными парогенераторами. Увеличено число органов регулирования. Предусмотрена система быстрого ввод бора (с использованием пассивных принципов) при отказе основной системы A3. Во всех режимах работы мощностный коэффициент реактивности реактора отрицателен; предел безопасной эксплуатации с точки зрения повреждения твэлов в новом проекте ужесточен.

Наиболее перспективным типом реактора является реактор на быстрых нейтронах, позволяющий осуществлять расширенное воспроизводство ядерного топлива. В нашей стране эксплуатируются два типа таких реакторов мощностью 150 и 600 МВт. В стадии разработки находятся реакторы мощностью 1000 и 1600 МВт.

Укрупнение энергоблоков на АЭС дает еще больший экономический эффект, чем для ТЭС и ГЭС. Это объясняется спецификой структуры капиталовложений в АЭС и отсутствием «собственных нужд», а также некоторым уменьшением удельного расхода урана на первую загрузку реактора. По зарубежным данным, повышение электрической мощности корпусных ВВЭР с 500 до 1000 МВт дает снижение удельных капиталовложений на 20— 30%. Не меньшие выгоды ожидаются от повышения мощности канальных графито-водяных реакторов. В СССР в период 1965— 1975 гг. осуществился переход от реакторов мощностью 350— 400 МВт к реакторам мощностью 1000 МВт [29].

В сфере фундаментальных исследований они отмечены высоким уровнем теоретических работ, расширением и совершенствованием крупной экспериментальной базы (от первого физического реактора мощностью в несколько десятков ватт до исследовательских реакторов мощностью 50—100 тыс. кет, в том числе с нейтронным потоком 3-Ю16 нейтр/см2-сек, и от первого ускорителя заряженных частиц на энергию 6 Мэв до крупнейшего в мире ускорителя на энергию 70 Гэв), развитием физики реакторов на быстрых нейтронах, синтезированием новых искусственных элементов и изучением их свойств, осуществлением энергетических установок с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую, введением в исследовательскую практику мощных термоядерных установок и т. д.

Первый промышленный ядерный энергетический реактор начал действовать в Шиппинг-порте (штат Пенсильвания) 2 декабря 1957 г. В последующем до 1979 г. было построено много реакторов — в среднем примерно по 3 реактора в год. Разрешения на строительство и эксплуатацию ядерных реакторов выдавала АЕС. То, что АЕС приходилось одновременно проводить исследования и выдавать разрешения, явилось причиной внутренних конфликтов, которые до определенного времени оставались незамеченными. С появлением в середине 60-х годов крупных энергетических реакторов мощностью 1100 МВт (эл.) общественное недовольство по поводу ядерной энергетики, которое раньше было смутным и неорганизованным, выкристаллизовалось и стало гласным. В начале 70-хо годов в АЕС были проведены некоторые организационные изменения, но ко времени введения ОПЕК эмбарго на нефть (осень 1973 г.) стало ясно, что требуется более серьезное «хирургическое вмешательство».

В десятой пятилетке должен быть сделан необходимый научный задел для решения вопросов дальнейшего развития атомной энергетики. Ведутся исследования и конструирование канальных водографитовых кипящих реакторов мощностью до 2400 МВт на давление пара 65 кгс/см2 и температуру перегрева

В энергетическом машиностроении обеспечить значительное наращивание производства оборудования для атомных, гидро- и тепловых электростанций, в том числе атомных реакторов мощностью 1—1,5 млн. киловатт и энергоблоков мощностью 500—800 тыс. киловатт для тепловых электростанций, работающих на низкосортных углях. Изготовить и поставить первые атомные реакторы для теплоснабжения крупных городов. Значительно увеличить производство турбогенераторов мощностью 1—1,5 млн. киловатт, комплексов электрооборудования на напряжение 1150 киловольт переменного тока и 1500 киловольт постоянного тока

В СССР в связи с особенностями технологических процессов изготовления и транспортировки (железнодорожным транспортом) корпусов ВВЭР в качестве исходной были приняты низколегированные теплостойкие стали — хромомолибденованадиевые (для реакторов мощностью 210—365 МВт) и никель-хромомолибденовые (для реакторов, мощностью 440, 1000 МВт) стали [1, 9, 23, 31] типов 12Х2МФА, 15Х1М1Ф, 15Х2МФА, 15Х2НМФА. В качестве основной для первых реакторов ВВЭР-440 была принята сталь 15Х2МФ, а для реакторов ВВЭР-1000 - 15Х2НМФА. Указанные выше композиции сталей и режимы их термической обработки позволили получить повышенные механические свойства при эксплуатационных температурах, низкую склонность к деформационному старению, пониженную чувствительность к радиационным повреждениям, хорошую свариваемость как с применением предварительного подогрева, так и без него, а также однородность свойств по толщине проката и поковок.

В настоящее время во Франции, Англии, ФРГ и США разработаны проекты коммерческих быстрых реакторов мощностью 1200—1500МВт [1.7] (табл. 2).

В ФРГ разработки газоохлаждаемых бридеров на гелии с целью определения их перспективности и экономических показателей ведутся в ядерных центрах Карлсруэ и Юлихе. Результаты этих исследований изложены в работе [1.17]. Основные характеристики разрабатываемых в ФРГ газоохлаждаемых быстрых реакторов мощностью 1000 МВт и их сравнение с натриевым и паровым вариантами приведены в табл. 1.3.

Основные характеристики западногерманских газоохлаждаемых быстрых реакторов мощностью Ч000 МВт и их сравнение с бридерами на натрии и паровом охлаждении

3. Для трансформаторов (реакторов) мощностью до 10 MB-А допускается выполнение маслоприемйиков без отвода масла. При этом маслоприемники выполняются заглубленными, рассчитанными на полный объем масла, содержащегося в установленном над ними оборудовании, и закрываются металлической решеткой, по-' верх которой насыпается не менее 0,25 м чистого гравия, или промытого гранитного щебня, или непористого щебня другой породы с частицами 30—70 мм.