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


Активная зона, корпус давления и система охлаждения Печать
Автор Сергей   
28.01.2008 г.

Активная зона BWR состоит из ТВС квадратного сечения длиной около 3,6 м. Каждая ТВС содержит 8x8 твэлов, заключенных в квадратный кожух. Внешний Диаметр твэла равен 12,3 мм. Для охлаждения твэлов, а также в качестве замедлителя используется циркулирующая вода, кипящая в верхней части активной зоны. Между квадратными ТВС
перемещаются крестообразные поглощающие органы регулирования, содержащие карбид бора. Они вводятся в активную зону снизу с помощью гидравлических приводов. Твэлы имеют оболочки из циркалоя-2 и в качестве топливной композиции — таблетки из U02 с обогащением 2 — 3%. Выгорание выгружаемого урана составляет 28,4 МВт • сут/кг. Доля перегружаемых ТВС от полной загрузки активной зоны обычно принимается от одной четверти до одной трети, в зависимости от этого длительность работы меаду перегрузками составляет 12 или 18 мес соответственно. Отработавшее топливо заменяется на свежее с обогащением 2,4 - 3%. При выполнении перегрузок реактора ТВС, не достигшие проектного выгорания, переставляются.
Для стабилизации размножающих свойств активной зоны в процессе выгорания и накопления продуктов деления в некоторые твэлы введен выгорающий поглотитель — гадолиний. Кроме того, для выравнивания энергораспределения в поперечном сечении ТВС часть твэлов заменена на заполненные водой трубки такого же диаметра. Средняя энергонапряженность активной зоны составляет 54 кВт/л, а средняя удельная мощность урана — 23 кВт/кг. Температура воды на входе в активную зону равна 216 °С, на выходе 286 °С, что соответствует давлению насыщенного пара примерно 7 МПа. Генерация пара в активной зоне происходит за счет кипения воды при ее движении вверх. Для обеспечения достаточной
для отвода теплоты скорости теплоносителя, а также для сокращения числа циркуляционных петель в реакторе используются внутренние струйные насосы. Активная зона вместе с системой ррганов регулирования помещена в большой стальной корпус давления. Выше активной зоны расположены сепараторы и осушители пара. Для осуществления перегрузок топлива корпус реактора снабжен съемной крышкой. Типичный корпус BWR имеет диаметр 6 м, толщину стенки примерно 150 мм, высоту 22 м. Корпус выполнен из марганцево-молиб-деново-никелевой стали; изнутри от плакирован аустенитной нержавеющей сталью.
Насыщенный пар из корпуса реактора непосредственно подается в турбогенератор и после конденсации перекачивается из конденсатора турбины обратно в реактор. Для BWR с одноконтурной тепловой схемой особенно важное значение имеет проблема радиоактивного загрязнения теплоносителя. Загрязнение определяется примесями, содержащимися в воде, и 16N, образующимся при (n, р)-реакции и обладающим периодом полураспада 7,21 с. Многолетний опыт эксплуатации кипящих реакторов показывает, что благодаря короткому времени жизни 16N проведение профилактических работ на турбине, конденсаторе и питательных  насосах  из-за  наведенной   радиоактивности   не   осложняется.
Для питания струйных насосов, расположенных в кольцевом зазоре между активной зоной и стенкой корпуса, 30% рециркулирующей в этом зазоре воды подается на струйные насосы внешними циркуляционными насосами. Таким образом, циркуляция воды в корпусе реактора и активной зоне может регулироваться изменением скорости циркуляции во внешней части контура. Уменьшение расхода воды через активную зону приводит к более высокой скорости ее испарения и увеличению паросодержания. Увеличение доли пара в активной зоне уменьшает замедление нейтронов и, следовательно, реактивность, что вызывает снижение мощности реактора. Таким образом, изменение расхода воды может быть использовано для регулирования мощности реактора без участия органов регулирования. Благодаря этому мощность BWR может автоматически следовать за изменением нагрузки турбины. Флуктуации давления на турбине передаются на регулирующий клапан контура циркуляции, в результате чего соответствующим образом изменяется расход теплоносителя и, следовательно, мощность реактора. Так, при уменьшении нагрузки на турбину давление на входе в нее возрастает, это приводит к уменьшению расхода теплоносителя в контуре циркуляции и, следовательно, в активной зоне, что вызывает.увеличение паросо держания в зоне и, в итоге, уменьшение реактивности и мощности реактора.
Для того чтобы обеспечить высокое качество питательной воды, поступающей в реакор, весь конденсат из конденсатора турбины прокачивается через фильтры блока деминерализации и очищается от всевозможных продуктов коррозии и других прцмесей.
 

...   border border