border

Главное меню
Основы
Развитие ядерной энергетики в мире
Ядерная энергия как источник электроэнергии
Судовые реакторы
Использование высокотемпературной теплоты ядерных реакторов
Получение водорода
Экономические аспекты ядерной энергетики
Стоимость производства электроэнергии
Коэффициент использования мощности АЭС
Основы ядерной физики
Упругое рассеяние
Неупругое рассеяние
Захват нейтрона
Деление ядер
Выделение энергии при делении ядер
Постоянная распада и период полураспада
Мгновенные и запаздывающие нейтроны
Остаточное тепловыделение в реакторе
Поток нейтронов и скорость ядерных реакций
Пространственное распределение потока нейтронов в активной зоне реактора
Выгорание топлива и образование продуктов деления
Коэффициент конверсии и воспроизводства
Коэффициент конверсии и эффективность использования топлива
Источники активности в реакторе
Реактивность и нестационарные условия работы реактора
Температурный коэффициент реактивности, связанный с эффектом Доплера
Коэффициенты реактивности замедлителя и теплоносителя
Температурный коэффициент реактивности конструкционных материалов
Изменение реактивности реактора
Качественное описание поведения реактора
Введение (ядерный топливный цикл)
Потребность в уране реакторов различного типа
Мировые запасы урана
Производство урана
Запасы тория
Потребности в уране и его запасы
Получение концентрата, чистых соединений, преобразование урана
Обогащение урана (введение)
Схемы заводов по обогащению урана
Обогащение урана газодиффузионным методом
Центрифужный метод обогащения
Аэродинамические методы
Усовершенствованные методы разделения
Оптимальное содержание урана в отвале
Производство топлива
Легководные реакторы
Реакторы с водой под давлением
Активная зона
Система охлаждения
Защитная оболочка
Системы регулирования
Система безопасности
Аварийная остановка реактора
Система аварийного электропитания
Система аварийной подачи питательной воды
Система аварийного охлаждения
Герметизация защитной оболочки
Активная зона, корпус давления и система охлаждения
Системы безопасности
Система аварийного охлаждения и отвода энергии остаточного тепловыделения
Тепловые газоохлаждаемые реакторы
Усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы
Реактор HTGR с призматическими ТВС
Реактор HTR с шаровыми твэлами
Основы безопасности
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения
Основные аварии
Тяжеловодные реакторы
Реактор с тяжелой водой под давлением CANDU
Регулирование реактивности
Система аварийного охлаждения
Системы безопасности
Тепловые реакторы-размножители
Гомогенные реакторы-размножители
Легководные реакторы-размножители LWBR
Роль реакторов размножителей на быстрых нейтронах
История развития быстрых реакторов-размножителей
Конструкция активной зоны
Энергетическое и пространственное распределения нейтронов
Коэффициенты реактивности и контроль реактора
Доплеровский коэффициент реактивности
Температурный коэффициент реактивности теплоносителя
Температурные коэффициенты реактивности топлива
Характеристики запаздывающих нейтронов
Технические аспекты быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением
"Суперфеникс" - промышленный быстрый реактор с натриевым теплоносителем
Активная зона и зоны воспроизводства
Корпус реактора и циркуляция натрия в первом контуре
Второй контур охлаждения и парогенераторы
Вопросы безопасности АЭС с реактором LMFBR
Принцип многократного барьера
Система управления и защиты
Отвод энергии остаточного тепловыделения и аварийное охлаждение реактора LMFBR
Внутриреакторный контроль и предотвращение распространения аварий
Конструкция первого контура и корпуса реактора
Возгорание натрия
Взаимодействие натрия с водой в парогенераторе
Гетерогенные зоны реактора LMFBR
Активные зоны реактора LMFBR с усовершенствованным топливом
Газоохлаждаемые быстрые реакторы
Однократный (открытый) топливный цикл
Замкнутый ядерный топливный цикл
Плутониевый рециклинг
Торий-урановый топливный цикл
Сравнение различных типов реакторов-конвертеров
Выбор топливного цикла для реакторов-размножителей
Уран-плутониевый топливный цикл
Торий-урановый топливный цикл
Расход природного урана при различных сценариях развития ядерной энергетики
Выгрузка и хранение отработавшего топлива
Перевозка отработавшего топлива
Промежуточное хранилище отработавшего топлива
Уран-плутониевый топливный цикл
Переработка отработавшего топлива из диоксида урана
Разделка ТВС и растворение топлива
Газовая очистка и удержание газообразных продуктов делений
Химическое отделение урана и плутония
Модель потоков масс радиоактивных материалов в установке по переработке топлива
Составляющие активности отработавшего топлива и радиоактивных отходов
Повторное использование плутония и урана
Преобразование нитрата плутония в оксид плутония
Преобразование уранилнитрата в оксид урана
Производство оксидного топлива
Состояние технологии переработки уранового топлива
Опыт переработки и изготовления смешанного оксидного топлива
Конструктивные меры безопасности перерабатывающих установок
О безопасности заводов по изготовлению твэлов из смешанного оксидного топлива
ТОРИЙ-УРАНОВЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ
Разделка ТВС
Торекс-процесс
Производство уран-ториевого топлива
Уран-плутониевый топливный цикл быстрых реакторов размножителей
Составляющие времени внешнего топливного цикла LMFBR
Потоки масс в модели топливного цикла LMFBR
Составляющие активности отработавшего топлива LMFBR
Переработка топлива LMFBR
Производство топлива для LMFBR
Переработка и повторное производство топлива для LMFBR
Обработка радиоактивных отходов
Отверждение и хранение жидких отходов высокой удельной активности
Отверждение и хранение твердых отходов высокой удельной активности
Обработка отходов средней удельной активности
Обработка других отходов
Объемы отходов переработки топлива, предназначенных для хранения
Радиоактивные отходы при переработке уран-ториевого топлива
Радиоактивные отходы при переработке уран-плутониевого топлива LMFBR
Отходы на других этапах топливного цикла
Отходы при переработке урановой руды
Отходы при очистке, конверсии и обогащении урана
Отходы при изготовлении твэлов и эксплуатации АЭС
Захоронение отходов в глубоких геологических формациях
Непосредственное захоронение отработавших ТВС
Воздействие радиоактивных захоронений на безопасность и здоровье населения
Выбросы и радиационное воздейстзие радиоактивных продуктов
Тритий, углерод-14 и криптон
Радионуклиды йода
Стронций и цезий
Нуклиды плутония
Прочие радиологически существенные нуклиды
Доза ионизирующего излучения
Допустимые уровни радиационного воздействия
Выбросы радионуклидов и радиационное воздействие на различных этапах топливного цикла
Радиоактивные загрязнения при добыче и переработке урановой руды
Радиационное воздействие на урановых рудниках и заводах по переработке руды
Получение UF6, обогащение и изготовление топлива
Выбросы радиоактивных продуктов на АЭС
Выбросы радиоактивных продуктов из реакторов
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Сравнение радиоактивных выбросов на реакторах PWR и BWR
Радиоактивные выбросы на реакторах LMFBR, CANDU и HTGR
Дозы облучения населения в результате радиоактивных выбросов АЭС
Переработка облученного топлива и обработка радиоактивных отходов
Радиоактивные выбросы на комбинате по переработке облученного низкообогащенного топлива из UO2
Оцененные радиоактивные выбросы на комбинате по переработке смешанного облученного топлива PUO2/UO2
Радиационное воздействие комбината по переработке, топлива и радиоактивных отходов
Длительное накопление трития, 85Кr и 14С
Оценка риска связанного с эксплуатацией ядерных реакторов
Основные понятия (оценка риска)
Метод деревьев событий
Анализ деревьев отказов
Инициирующие события
Инициирующие события
Разрушение защитной оболочки
Радиоактивные выбросы
Внешние события
Моделирование распространения радиоактивных выбросов и облучение населения
Результаты анализа деревьев событий и деревьев отказов
Исследование риска в ФРГ
Изучение безопасности реакторов в США
Оценки риска с учетом последних данных по отказам
Исследования риска, связанного с эксплуатацией реакторов других типов
Исследование риска эксплуатации установок топливного цикла
Риск от объектов ядерной энергетики и других технических систем


Корпус реактора и циркуляция натрия в первом контуре Печать
Автор Сергей   
28.01.2008 г.

ТВС активной зоны и боковой зоны воспроизводства крепятся в двойной (образованной двумя параллельными плитами) дистанционирую-щей опорной решетке, опирающейся на конструкции, размещенные на дне корпуса реактора. Натрий насосами первого контура подается в полость опорной решетки при температуре 395 °С и через отверстие в хвостовиках ТВС поступает в межтвэльное пространство. Циркуляция натрия в ТВС активной зоны и боковой зоны воспроизводства осуществляется снизу вверх; при этом натрий нагревается до температуры 545 °С. Со стороны боковой поверхности активная зона и прилегающая к ней зона воспроизводства окружены радиальным стальным отражателем и нейтронной защитой. Горячий натрий поднимается вверх в пределах внутренней обечайки и поступает в основной корпус с натрием. Затем горячий натрий сверху вниз проходит через восемь промежуточных теплообменников, которые расположены вокруг активной зоны в пределах корпуса реактора. Натрий охлаждается в них до температуры 392 °С, отдавая теплоту натрию второгоконтура, проходящему через промежуточный теплообменник навстречу натрию первого контура, т.е. снизу вверх. Охлажденный натрий четырьмя насосами первого контура вновь закачивается в полость опорной решетки. Эти четыре насоса также установлены вокруг активной зоны, причем каждый из них размещается между двумя промежуточными теплообменниками в пределах основного (корпуса, заполненного натрием. Внутренняя обечайка предназначена для того, чтобы отделить горячий натрий, выходящий из активной зоны при 545 °С, от охлажденного до 392 °С натрия. Для обеспечения нормальной циркуляции натрия в обечайке имеются отверстия, расположенные напротив восьми промежуточных теплообменников и четырех циркуляционных насосов. Внутренней обечайкой полость корпуса разделена как бы на две камеры. В камере с горячим натрием содержится приблизительно
2100 м3 натрия при средней температуре 545 °С, а в камере с охлажденным натрием содержится около 1900 м3 натрия при температуре 392 °С. Производительность каждого из четырех циркуляционных насосов составляет 4,1 т/с. Полный массовый расход натрия через активную зону и боковую зону воспроизводства приблизительно равен 16,5 т/с.
Натрий в Основном корпусе находится почти при атмосферном давлении. Напор циркуляционных насосов невелик и равен потере давления на преодоление сил трения в активной зоне и промежуточных теплообменниках. Большая масса натрия, заполняющего первый контур, предотвращает возникновение быстрых больших изменений параметров контура при резких изменениях мощности реактора. Боковая нейтронная защита,  окружающая активную зону, предохраняет от активации проходящий через промежуточные теплообменники натрий второго контура. Удельная активность натрия первого контура 6,7 • 108 Бк/см . Основной корпус реактора имеет внутренний диаметр 21, высоту 19 м. Корпус выполнен двухстенным, причем наружная стенка играет роль дополнительного страховочного корпуса. Пространство между стенками корпуса Заполнено азотом. Толщина стен двухстенного корпуса 25 - 60 мм. Корпус изготовлен из аустенитной стали и имеет сварную "конструкцию. Сверху корпус закрывается плитой трехметровой толщины. В центральной части плиты установлены две поворотные пробки с машиной для перегрузки топлива, а также^ располагаемая непосредственно над активной зоной пробка, в которой размещаются приводы СУЗ и контрольно-измерительные приборы. Периферийная часть плиты используется как опора для установки восьми промежуточных теплообменников и четырех циркуляционных насосов. Пространство между открытой поверхностью натрия в корпусе и плитой перекрытия заполнено аргоном, предохраняющим натрий от контакта с воздухом.
Две поворотные пробки, расположенные с Эксцентриситетом, позволяют наводить перегрузочное устройство или другой инструмент на любую
ТВС активной зоны или боковой зоны воспроизводства, а также на выполненные в форме ТВС блоки боковой нейтронной защиты. ТВС выгружают
из активной зоны или зоны воспроизводства с помощью механизма перегрузки и помещают в контейнер, находящийся в положении загрузки.
В дальнейшем специальное устройство извлекает ТВС из контейнера и по наклонным направляющим транспортирует их в хранилище отработавших ТВС, расположенное вблизи корпуса реактора. Во время операции
по загрузке ТВС все. поглощающие стержни вводят в активную зону и отсоединяют от своих приводов. Механизм перегрузки ТВС может сво
бодно перемещаться над активной зоной. Корпус реактора установлен в шахте, стенки которой выполнены из армированного железобетона и облицованы стальными листами, сваренными Между собой и образующими герметичную полость. Внутри этой полости размещено оборудование системы аварийного охлаждения реактора. В пределах верхней плиты корпуса реактора размещена система очистки натрия с контролем всех примесей в натрии первого контура (главным образом, содержания кислорода и углерода). Там же расположена система подпитки и очистки аргона. Верхняя плита вместе с размещенным на ней и в ее пределах оборудованием первого контура, т. е. вместе с насосами, приводами насосов, промежуточными теплообменниками, приводами СУЗ, механизмом перегрузки ТВС, заключены под стальной колпак.
 

...   border border