Ядерные реакторы

В настоящее время в России функционирует 10 атомных электростанций, на которых эксплуатируется 31 энергоблок установленной мощностью 23242 МВт, из них 15 реакторов с водой под давлением - 9 ВВЭР-1000 (водо-водяной энергетический реактор корпусного типа), 6 - ВВЭР-440, 15 канальных кипящих реакторов - 11 РБМК-1000 (реактор большой мощности канальный) и 4 ЭГП-6 (энергетический графитовый петлевой реактор), 1 реактор на быстрых нейтронах. В России существует большая национальная программа по развитию атомной энергетики, включающей строительство 28 ядерных реакторов в ближайшие год. Россия занимает 4-е место в мире по установленной мощности АЭС.

Основное оборудование АЭС и его характеристики Реакторная установка ВВЭР-1200. Водо-водяной энергетический реактор ВВЭР-1200 предназначен для выработки тепловой энергии в составе реакторной установки и представляет собой вертикальный сосуд высокого давления, внутри которого на опорной конструкции размещается комплекс ТВС, образующий активную зону. Корпус реактора изготовлен из высокопрочной теплостойкой легированной стали. В качестве ядерного топлива используется двуокись урана. Теплоносителем и замедлителем в реакторе является химически обессоленная вода с борной кислотой, концентрация которой изменяется в процессе эксплуатации.

Турбина K-1200-6,85/3000. Турбина электрической мощностью не менее 1160 МВт с числом оборотов 3000 об/с, предназначена для непосредственного привода генератора переменного тока ТЗВ-1200-2УЗ, монтируемого на общем фундаменте с турбиной. Турбина устанавливается в моноблоке с реактором ВВЭР-1200

Действующие ледоколы России

Составление расчетной принципиальной тепловой схемы блока Тепловая схема объединяет технологические системы второго контура АЭС с реакторной установкой ВВЭР-1200. Различают принципиальную и развернутую (полную) тепловые схемы станции. Принципиальная тепловая схема включает в себя только основные установки - реакторную, парогенераторную, паротурбинную, конденсационную и деаэрационно-питательную. На эту схему наносят основные трубопроводы, соединяющие эти установки в единую технологическую схему. На линиях стрелками указывают направления потоков пара и конденсата.

Построение рабочего процесса расширения пара в турбине

Определение параметров пара и воды в элементах системы

Пароперегреватель (первая и вторая ступени)

Определение расхода пара на турбопривод ПН

Выбор вспомогательного оборудования АЭС Регенеративные подогреватели. В схеме предусмотрено четыре ступени регенерации низкого давления. Горизонтальные подогреватели поверхностного типа ПНД-1, уста­навливаются в верхней части каждого корпуса конденсатора и работают параллельно по пару и основному конденсату и без отключения по пару и конденсату. Вертикальный цельносварной подогреватель ПНД-2 - смешивающе­го типа с деаэрирующим устройством, не отключаемый по пару. Вертикальные подогреватели поверхностного типа ПНД-3 и ПНД-4 - выносные, однокорпусные, с П-образными трубками имеют отключение по водяной стороне и по пару.

Деаэратор термический повышенного давления производительностью 6300 т/ч. Деаэратор предназначен для удаления коррозионно-агрессивных газов из питательной воды, подогрева питательной воды в номинальном, пусковых и переходных режимах работы энергоблока, а также для создания запаса питательной воды, обеспечивающего питание парогенераторов в переходных ре­жимах и устойчивую работу питательных насосов.

Компоновка оборудования в главном здании АЭС Здание реактора определяет расположение всех зданий и сооружений АЭС. В состав здания реактора входят: внутренняя защитная герметичная оболочка (11) и помещения внутри защитной герметичной оболочки; наружная защитная оболочка (12), помещения межоболочечного пространства, помещения оборудования и грубо проводов системы пассивного отвода тепла от защитной оболочки (6) (СПОТ ЗО) и системы пассивного отвода тепла через парогенераторы (9) (СПОТ ПГ).

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ За исключением небольшого числа опытных реакторов, все установленные в настоящее время в мире ядерные реакторы основаны на использовании тепла, освобождаемого в результате цепной реакции деления изотопа урана 235U. Чаще всего эта реакция происходит следующим образом.

Кроме водо-водяных и кипящих реакторов на атомных электростанциях различных стран мира применяются или разрабатываются и другие типы реакторов.