21. Принципиальная схема аэс с ввэр

Условная схема энергоблока с водо-водяным реактором. 1 — реактор, 2 — топливо, 3 — регулирующие стержни, 4 — приводы СУЗ, 5 — компенсатор давления, 6 — теплообменные трубки парогенератора, 7 — подача питательной воды в парогенератор, 8 — цилиндр высокого давления турбины, 9 — цилиндр низкого давления турбины, 10 — генератор, 11 — возбудитель, 12 — конденсатор, 13 — система охлаждения конденсаторов турбины, 14 — подогреватели, 15 — турбопитательный насос, 16 — конденсатный насос, 17 — главный циркуляционный насос, 18 — подключение генератора к сети, 19 — подача пара на турбину, 20 — гермооболочка

Технологическая схема каждого блока двухконтурная. Первый контур является радиоактивным, в него входитводо-водяной энергетический реакторВВЭР  и четыре циркуляционных петли, по которым черезактивную зонус помощью главных циркуляционныхнасосовпрокачиваетсятеплоноситель—водаподдавлением. Температура воды на входе в реактор примерно равна 289°C, на выходе — 322 °C. Нагретая в реакторе вода направляется по четырёмтрубопроводамвпарогенераторы. Давление и уровень теплоносителя первого контура поддерживаются при помощи паровогокомпенсатора давления.

Второй контур — нерадиоактивный, состоит из испарительной и водопитательной установок, блочной обессоливающей установки (БОУ) и турбоагрегатаэлектрической мощностью1000 МВт. Теплоноситель первого контура охлаждается в парогенераторах, отдавая при этом тепло воде второго контура.Насыщенный пар, производимый в парогенераторах, с давлением 6,4 МПа и температурой 280 °C подается в сборныйпаропроводи направляется ктурбоустановке, приводящей во вращениеэлектрогенератор. Расход пара от 4 парогенераторов на турбину — примерно 6000 т/ч. Во второй контур также входят конденсатныенасосыпервой и второй ступеней, подогреватели высокого и низкого давления,деаэратор, турбопитательные насосы.

22: . Принципиальная схема АЭС с РБМК

РБМК

РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема - на рисунке.

Основные технические характеристики РБМК следующие. Активная зона реактора — вертикальный цилиндр диаметром 11.8 метров и высотой 7 метров (см.рис.ниже). По периферии активной зоны, а также сверху и снизу расположен боковой отражатель - сплошная графитовая кладка толщиной 0.65 метра. Собственно активная зона собрана из графитовых шестигранных колонн (всего их 2488), собранных из блоков сечением 250х250мм. По центру каждого блока сквозь всю колонну проходят сквозные отверстия диаметром 114мм для размещения технологических каналов и стержней СУЗ.

Общее число технологических каналов в активной зоне 1693. Внутри большинства технологических каналов находятся тепловыделяющие кассеты, имеющие довольно сложную структуру. Кассета состоит из двух последовательно соединенных тепловыделяющих сборок (ТВС), длина каждой из которых 3,5м. ТВС содержит 18 стержневых твэлов — трубок наружным диаметром 13,5мм с толщиной стенки 0,9 мм, заполненных таблетками диаметром 11,5мм из двуокиси урана (UO₂), крепежные детали из сплава циркония и несущий стержень из оксида ниобия. Стенки кассеты плотно фиксированы к графитовой кладке, а внутри кассет циркулирует вода. В остальных каналах расположены стержни системы управления защитой, которые состоят из поглотителя - бороциркониевого сплава. Некоторые каналы полностью изолированы от теплоносителя, и в них расположены датчики радиации.

Электрическая мощность РБМК - 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.

Активная зона реактора РБМК 

23: Принципиальное устройство ядерного реактора на тепловых нейтронах

Принципиальное устройство ЯР на ТН

1. Биологическая защита 2. Корпус ЯР 3. Детектор нейтронов 4. Боковой отражатель 5. Торцевой отражатель 6. Замедлитель 7 , 8. Тепловой экран 9. Ядерное топливо 10. Регулирующий стержень 11. Привод органов регулирования

Рис. I.3.1.  Конструктивная схема ЯР на ТН

ЯР на ТН является гетерогенным, т.е. в нем топливо, замедлитель и теплоноситель пространственно отделены друг от друга. Главная осбенность такого реактора - наличие замедлителя.

Принципиальная конструктивная схема ЯР на ТН представлена на рис. I.3.1.

Топливо 9 с делящимися элементами ( 235U,238U ) представляют собой топливную композицию различного физико-химического состава, которая находится в твэлах, покрытых защитной оболочкой. В корпусных реакторах и некоторых канальных твэлы объединяются в группы - тепловыделяющие сборки (ТВС). ТВС помещают либо в технологические каналы, по которым протекает охлаждающий их теплоноситель (РБМК), либо непосредственно в активную зону (ВВЭР).

В канальных реакторах между технологическими каналами располагается замедлитель (графит, вода) 6, а в ВВЭР вода является одновременно и замедлителем и теплоносителем.

Для уменьшения утечки нейтронов из реактора активная зона со всех сторон окружается отражателями нейтронов 4,5. В качестве отражателей используется: вода, тяжелая вода и д.р.

Сама АЗ помещается в корпус реактора 2, а реактор со всех сторон окружается биологической защитой 1. Корпус имеет патрубки для входа и выхода теплоносителя. Вообще, он предназначен для размещения компонентов активной зоны и других корпусных устройств, формирующих трак движения теплоносителя. Для облегчения условий работы корпуса, внутрикорпусных устройств, а также уменьшения потерь тепла устанавливаются тепловые экраны 7,8.

Конструктивные материалы под действием ионизирующего излучения меняют свои свойства в худшую сторону, поэтому в ряде случаев в АЗ устанавливается нейтронная защита.

Чтобы управлять ядерной реакцией необходимо воздействовать на коэффициент отражения, наиболее распространенный способ - это введение поглощающих стержней 10. ОР СУЗ (органы управления системы управления защиты) приводятся в движение специальными приводными механизмами 11.

Для того, чтоб управлять мощностью реактора нужно знать ее значение, контроль за ее уровнем осуществляется при помощи специальных детекторов 3, измеряющих нейтронный поток.