ЭЯР - КР №1

1

Устройство в котором осуществляется контролируемая СЦРД ядер тежолых металлов (U-233,U-235,Pu-239) наз. ЯР.

В состав ЯР в общем случае входит: ядерное топливо, замедлитель нейтронов, теплоноситель,

Отражатель, регулирующие органы, корпус, внутрикорпусные конструкции, приводы регулирующих органов, детекторы контроля, тепловая и биологическая защита.

Центральная часть ЯР, включающая топливо, замедлитель, регулирующие органы, часть детекторов контроля, наз. Активной зоной.

Через а.з. для отвода генерируемой в ней тепла прокачивается т/н. А.з. как правило, размещена в корпусе реактора. По способу взаимного размещения топлива и замедлителя различают гетерогенные и гомогенные Р.

Для создания более благоприятных условий протекания СЦРД образующиеся нейтроны с высокой энергией (0.5-20МэВ) в реакторах на тепловых нейтронах замедляются до малых энергий (менее 0.1МэВ) с помощью замедлителя, состоящего из веществ с малой атомной массой. В реакторах на быстрых нейтронах замедлитель отсутствует, а а.з. окружена отражателями, предназначенных для уменьшения утечки нейтронов из а.з осуществляется путем нагрева циркулирующего через а.з т/н, кот-м могут быть различные жид-ти в том числе и жид-е металлы или газы.

Управления процессом деления осуществляется путем изменения реактивности с помощью регулирующих органов, перемещающихся в а.з. Регулир. Органы делятся на три вида: органы для компенсации избыточной реактивности; органы автоматического поддержания заданной мощности (автоматического регулирования); органы для быстрого прекращения процесса деления (аварийная защита). Для контроля за работой реактора в а.з. и вокруг нее помещают детекторы, измеряющие параметры процессов. Детекторы подразделяются на внутриреакторные и вне реакторные. Элементы а.з. устанавливаются и фиксируются на внутриреакторных конструкциях, к которым относятся опорные конструкции, защитные экраны, каналы для организации движения т/н. Корпус ЯР является элементом его конструкции , внутри которого размещена а.з. и внутриреакторные устройства. Обычно вне корпуса, на нём или вблизи устанавливаются приводы регулирующих органов. Для обеспечения радиацыонной безопасности обслуживающего персонала в помещениях вокруг ЯР предусмотрена биологическая защита.

2

Яр – устройство в котором осуществляется контролируемая СЦРД ядер тяжелых металлов (U-235,U-233,Pu-239).При этом выделяется тепловая энергия,еоторая отводится т/н.Ядра урана или плутония распадается,при этом образуется 2-3 ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются γ-кванты и образуются 2 или 3 нейтрона, которые , в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и,вызвав их деление, продолжить цепную реакцыю. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией(величина этой энергии должна лежать в определённом диапазоне, более медленныя или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не пронакнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

Главным элементом ЯР является активная зона, где размещается ядерное топливо в виде специальных тепловыдиляющих элементов (ТВЭЛов) и осуществляется СЦРД. Через активную зону прокачивается т/н,охлаждающий ТВЭЛы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и т/н одно и тоже вещество, например обычная или тяжелая вода. Вообще в качестве замедлителя применяют графит, тяжелую или легкую воду, берилий, органические жидкости. Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулировочные стержни из материалов, хорошо поглощающих нейтроны. Активная зона ядерных реакторов окружается отражателем нейтронов – слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны.

Регулирующие органы подразделяются на три вида:

- органы для компенсации избыточной реактивности;

- органы автоматического поддержания заданой мощности (автоматического регулирования);

- органы для быстрого прекращени процесса деления (аварийной защиты).

Для контроля за работой реактора в активную зону и вокруг нее помещают детекторы, измеряющие параметры процессов. Детекторы подразделяются на внутриреакторные и внереакторные.

3

В зависимости от характеристик Р. Можно классифицировать по:

1.Назначению:

-энергетические; исследовательские; учебные; транспортные; промышленные; многоцелевые;

2. По энергетическому спектру нейтронов:

-На тепловых, быстрых, промежуточных нейтронах.

3.По виду замедления:

-легководные, тяжеловодные, графитовые.

4. По виду теплоносителя:

-водоохлаждаемые, газоохлаждаемые, жидкометаллические, с органическим т\н.

5. По структуре а.з.

-гетерогенные, гомогенные.

6. По конструктивному исполнению.

-корпусные, канальные.

7.Реакторы с водным т\н подразделяются.

-кипящие, под давлением.

8.По топливу:

*по обогащению

На природном уране, на обогащенном уране.

*по фазному состоянию, в котором используется топливо

Металлический уран,Керамический уран, расплавы солей урана.

*по воспроизводящему материалу:

-уран-плутониевый цикл;

-торий-урановый цикл.

4

Р на тепловых нейтронах – ЯР использующий для поддержания цепной реакции деления нейтроны теплового спектра. А.з. Р на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, т\н и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком Р замедляются до тепловых, а затем поглощаются в а.з.

Р на легкой воде – ЯР в которых для замедления нейтронов и в качестве т\н используется обычная вода. Если в легководном Р вода используется как замедлитель и т\н, то Р не может работать на природном уране, требуется предварительное обогащение. Если в качестве замедлителя используется графит, а вода т\н то Р может работать на природном уране низкого обогащения(РБМК). Легководные Р в которых замедлитель и т\н обычная вода – это водоводяные Р корпусного типа: с водой под давлением(ВВРД), или кипящие(ВВРК).

Графитовые Р- Р использующие графит в качестве замедлителя.

-в графитовых Р канального типа т\н служит вода – граффито-водяные;

-в графитовых Р корпусного типа т\н служит газ.

Р на тяжелой воде – ЯР в которых в качестве т\н и замедлителя искользуют тяжелую воду. Также в качестве т\н можно применять воду. В зависимости от вида т\н тяжеловодные Р могут быть капельного и корпусного типа.

Наиболее известным Р этого типа является – CANDU

Р на быстрых нейтронах – ЯР использующие для поддержания цепной реакции деления нейтроны с энергиями более 10⁵МэВ. Здесь отсутствует замедлитель, а качестве т\н испльзуется расплавленный металл, чище всего натрий

5

основные типы ЭЯР к относятся: Р с кипящей водой, Р с водой под давлением, тяжеловодный Р, усовершенствованный газоохлаждаемый

Основные типы ЭЯР на тепловых нетйронах:

* с легководным замедлителем(LWR);

-легководный т\н, прямой цикл(BWR);

-легководный т\н, 2-х контурный цикл(PWR);

*с тяжеловодным замедлителем(HWR);

-тяжеловодный т\н CANDU

-легководный т\н а) естественный уран б)обогащенное топливо.

*с графитовым замедлителем

-СО₂ –т\н а)естественный уран(Magnox); б)обогащенное топливо(SGHWR).

-гелиевый т\н – высокообогащенное топливо

Основные сочетания для ЭЯР замедлителя и теплоносителя:

Замедлитель теплоноситель

Н₂О Газ D₂O Жидкий металл

Н₂О + - - -

С + + - -

D₂O + + + -

Отсутствует - + - +

Т.о. в легководных Р с обычной водой в качестве замедлителя и т\н служит вода. Это хорошо известные водо-водяные Р на тепловых нейтронах корпусного типа с водой под давлением(ВВРД), или кипящие(ВВРК).

В графитовых Р канального типа т\н служит обычная вода а замедлителем графит. Графитовые Р с водным т\н(граффито водные) изготавливаются только канального типа. В графитовых Р корпусного типа т\н служит только газ(т.к. тяжелую воду и жидкие металлы в этих Р применять нецелесообразно.

В тяжеловодных Р конкурентоспособны 3 вида т\н. В зависимости от вида т\н тяжеловодные Р могут быть канального и корпусного типа. Наибольшее распространение получил канальный вариант, в котором в качестве т\н используется тяжелая вода. Весьма перспективно использование органических жидкостей в качестве т\н – они не требуют высокого давления, но разлагаются под действием излучения и высоких температур.

В Р на быстрых нейтронах ( без замедлителя) в качестве т\н используется только расплавленные металлы, а практически – натрий. Натриевый т\н обеспечивает высокий удельный теплосъем, не требует высокого давления и удовлетворяет нейтронно-физическим требованиям. Однако его использование сопряжено с определенными трудностями. Поэтому ведутся работы по усовершенствованию других видов т\н в частности газового.

6

ЯТ - вещество, используемое в ЯР для осуществления цепной реакции деления, материал содержащий делящиеся тяжелые ядра и обеспечивающий протекание ЦРД в Р. Отдельно от других материалов.

Топливная композиция должна обладать следующими свойствами:

-совместимость со всеми реакторными материалами, прежде всего с материалами оболочки ТВЭЛа и т\н( на случай разгерметизации оболочки).

-возможность большой глубины выгорания без заметных изменений физических свойств топливной композиции. В качестве топлива в ЯР можно использовать любые четно-нечетные изотопы U и Pu: U-235, U-233, Pu-239. Остальные изотопы делятся только под действием быстрых надпороговых нейтронов(U-238, Th-232), которые имеют четные атомные массы.

U и Th встречаются в различных природных металлах и могут быть выделены химическим путем.

U в 800 раз больше чем Au, торий еще более доступный которого в 4 больше чем урана. Pu образуется только как продукт топливного цикла.

Урановое топливо Металлический уран не используется как топливо в Р. Наиболее предпочтительной формой топливной композиции является UO₂- черный порошок, который можно спекать в твердое керамическое топливо.

Его свойства: Точка плавления – 2760 ^оС, плотность 10,96 г\см³ термически устойчив в водной среде, не разбухает.

Плутоний температура плавления 640^оС, теоретическия плотность 11,52 г\см³ в качестве реакторного топлива предпочтительно использовать PuO₂. Его механические свойства аналогичны UO₂. Поэтому в качестве топлива можно применять смесь PuO₂ и UO₂

Торий является воспроизводящим материалом. Промышленный интерес к ThO₂.

Керамические топлива – карбид урана, взаимодействует с оболочкой из нерж. стали., могут возникнуть проблемы с разбуханием. UO₂ – высокая точка плавления расширяет температурные пределы безопасной эксплуатации

7

Требования, предъявляемые к замедлителям:

-высокая замедляющая способность

-слабое поглощение нейтронов.

Первому требованию удовлетворяют в той или иной мере материалы с малыми массовыми числами, а второму вода (обычная и тяжелая), графит, бериллий, оксид бериллия. Лучшей замедляющей способностью обладает обычная вода, но она заметно поглощает замедляющиеся нейтроны. Поэтому ее коэф. замедления. Равный отношению замедляющей способности к макросечению нейтронов, сравнительно невелика. Наивысший коэф. имеет тяжелая вода. Несколько уступает тяжелой воде графитовый замедлитель. С нейтронно-физической точки зрения хорошим замедлителем является бериллий. Его использование обеспечивает дополнительную генерацию нейтронов за счет реакций (α,n) и (γ,n). Однако, из-за высокой стоимости, токсичности, химической активности при контакте с водой в энергетических реакторах бериллий почти не используется.

8

Требования, предъявляемые к теплоносителям:

- обеспечение эффективного теплоотвода при умеренной затрате мощности на перекачку;

-совместимость с конструкционными материалами и ядерным топливом;

-слабое поглощение нейтронов в реакторах на быстрых нейтронах;

-низкая замедляющая способность;

-термическая и радиационная стойкость;

-малая активность;

-доступность и умеренная стоимость.

Наибольшее распространение получили H₂O, D₂0, газы, металлы и их сплавы, органические т/н.

9

Требования, предьявляемые к конструктивным материалам а.з:

- низкое сечение поглощения нейтронов

- механическая прочность

- высокая теплопроводность

-высокая радиационная и коррозионная стойкость

- совместимость с ядерным топливом и т/н

Удовлетворяют этим требованиям: алюминий, магний, цирконий и их сплавы, но их применение ограничено температурным уровнем. С увеличением темпер. их механическая прочность ухудшается и увеличивается коррозионная активность. Предел использования по темпер. алюминиевых сплавов составляет 200-250 ®С. Сплавы магния сохраняют удовлетворительные свойства в контакте с газовыми т/н до 400 ®С, в контакте с водным т/н он не используется. В водоохлаждаемых реакторах применяются циркониевые сплавы, сохраняющие свои характеристики до 400 ®С. А в реакторах с более высокой рабочей темпер. т/н используются аустенитные нержавеющие стали.

Для стержней регулирования применяются материалы, сильно поглощающие нейтроны. К ним относятся: изотопы бора, гафния, кадмия и некоторые редкоземельные элементы. Широкое применение получили борсодержащие материалы:

- бористая сталь с малым содержанием бора (до 3%);

- карбид бора в виде спрессованного порошка в оболочке;

При поглощении нейтронов изотопом бора идет реакция (n, α) и вся энергия испускаемых α частиц рассеивается в стержне в виде тепловой энергии.

Гафний и кадмий поглощают нейтроны с образованием гамма-квантов, энергия которых только частично рассеивается в самом стержне.

Корпуса реакторов и внутрикорпусные устройства, расположенные вне а.з., изготавливаются из слаболегированных углеродистых и специальных нержавеющих сталей перлитного и аустенитного классов. На ряду с металлическими корпусами получили применение прочноплотные корпуса из предварительно напряженного железобетона (ПНЖБ).

Основным материалом для биологической защиты вне корпуса реактора служит железобетон.

10

ЯР-устройство предназначенное для организации самоподдерживающей цепной реакции деления некоторых тяжелых ядер для получения тепловой энергии с дальнейшим преобразованием ее в другие виды энергии.

В газографитовых реакторах в качестве т/н используется газ.

К достоинствам газовых т/н относятся:

- он не изменяет своего фазового состояния, что позволяет получать высокие темпер. на выходе ЯРУ (до 800 ®С и выше);

- В следствии высоких темпер. нагрева получается высокий КПД цикла;

- газовый теплоноситель обладает малым сечением поглощения тепловых нейтронов;

- высокая безопасность при разуплотнении первого контура.

Недостатки газового т/н:

- он обладает низкими теплофизическими свойствами, а отсюда следует относительно низкая удельная мощность реакторов с газовым т/н (приблизительно 10 МВт/м³);

- возникает необходимость повышения давления в первом контуре до 5 МПа для уменьшения затрат на циркуляцию т/н.

В качестве замедлителя в газографитовых ЯР используется графит.

Основными преимуществами графитового замедлителя являются:

- графит совместим со многими т/н, в том числе и при высокой темпер.;

- он позволяет иметь более высокий коэф. воспроизводства плутония по сравнению с ВВЭР;

- он позволяет создать реактор допускающие непрерывную перегрузку ядерного топлива «на ходу»;

- допускает использование природного урана, из низкого микросечения поглощения графитом замедляющихся нейтронов;

- высокая теплопроводность, технологичность графита, относительно низкая стоимость высокочистого графита.

Недостатки графита:

- низкая замедляющая способность графита, отсюда редкая решетка и большие размеры реактора при заданной мощности;

- ограниченный выбор конструкционных материалов в урано-графитовых реакторах (УГР), при использовании слабообогащенного урана;

-изменение свойств графита при темпер. воздействии.

11

Тяжеловодными называются реакторы, в которых замедлителем является тяжелая вода (D₂O).

Тяжеловодные реакторы делятся на корпусные и канальные. Достоинствами канальных тяжеловодных реакторов являются:

1.Отсутствие ограничения мощности размерами корпуса реактора;

2.Большой выбор возможных теплоносителей (в корпусных – D₂O и H₂O, а в канальных - D₂O, H₂O, СО₂ и органические теплоносители);

3.Горизонтальное расположение каналов;

4.Проще организация основных систем – перегрузки, контроля целостности твэлов, СУЗ.

Преимущества корпусных ЯР:

1.Отсутствие в активной зоне труб, ниже величина давления теплоносителя, ниже паразитный захват тепловых нейтронов;

2.Возможность создать одноконтурный кипящий реактор с естественной циркуляцией теплоносителя;

3.Возможность использования корпусов из ПНЖБ (интегральная компоновка);

4.Отсутствие сложной системы разводки теплоносителя по каналам

Недостатки тяжеловодных реакторов, обусловленные применением D₂O:

1.Высокая стоимость D₂O. Сложность и энергоемкость ее производства (в природной воде содержится 130-250 атомов дейтерия на 1 млн. атомов водорода);

2.Проблема утечки D₂O. При работе ЯР в D₂O образуется радиоактивный тритий. Поэтому необходимо обеспечить очень высокую герметичность контура D₂O, чтобы исключить радиоактивное заражение.

3. D₂O как замедлитель эффективно работает до 100 ⁰С. Поэтому, замедлитель нужно держать при низкой температуре, а значит, необходимо дополнительная система охлаждения.

12

Реактор на быстрых нейтронах – это реактор, в котором подавляющее большинство делений топлива вызывается быстрыми нейтронами, т.е. быстрый реактор – это реактор с энергетическим спектром нейтронов, энергия максимума которого лежит в области энергии более 0,1МэВ. В реакторах на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя используется жидкий натрий. Достоинства этого теплоносителя являются:

1.Низкое сечение поглощение;

2.Он остается жидким в широком диапазоне температур (98-883 ⁰С);

3.Высокая теплопроводность натрия, высокая температура кипения, поэтому не нужно создавать высокого давления в первом контуре;

4.Малые удельные затраты мощности на перекачку натрия;

5.Умеренная стоимость натрия.

Недостатки натрия:

1.Высокая наведенная активность;

2.Бурная экзотермическая реакция при контакте с водой, порождающая опасность теплового взрыва при разуплотнения первого контура;

3.Необходимость поддержания контура в разогретом состоянии при неработающем реакторе (t_пл=98 ⁰С);

4.Трудности при перегрузке активной зоны, так как Na – непрозрачен.

13

В кипящих водо-водяных реакторах пар непосредственно генерируется в активной зоне и направляется для работы в турбину. Особенностями устройства ЯР с кипящей водой являются:

1.Отсутствие промежуточного звена – парогенератора с большими поверхностями нагрева. Это упрощает схему АЭС и уменьшает капитальные и эксплуатационные затраты;

2.Более низкое давление в реакторе при том же давлении пара на турбину существенно облегчает изготовление корпуса реактора и другого оборудования;

3.Генерация пара в активной зоне создается значительно большую неравномерность энерговыделения по высоте, так как кипящая вода одновременно является теплоносителем и замедлителем;

4.Меньшая удельная энергонапряженность на единицу объема активной зоны;

5..Критичекие тепловые нагрузки в кипящих реакторах заметно ниже, чем в не кипящих;

6.При некоторых предельных значениях паросодержания возникают гидродинамическая и нейтронная нестабильность, что недопустимо при эксплуатации реактора.

7.Дополнительным ограничением генерации пара является возможность компенсации паровой реактивности. Для безопасной и устойчивой работы кипящего реактора паровой коэффициент реактивности должен быть отрицательным. Для этого необходимо иметь дополнительный запас реактивности с соответствующими компенсирующими органами.

8.Давление теплоносителя в кипящих реакторах (~7 МПа) ниже, чем в реакторах без кипения.

14

В водо-водяных реакторах обычная вода одновременно является и замедлителем и теплоносителем. Широкое распространение водо-водяных реакторов объясняется достоинствами, присущими воде. Достоинства воды:

1.Доступность, умеренная стоимость;

2.Физические свойства воды хорошо изучены;

3.Найвысшая замедляющая способность воды, следовательно, высокая энергонапряженность активных зон ВВЭР и минимальные размеры реактора;

4.Использование воды как замедлителя и теплоносителя позволяет создавать простые по конструкции активные зоны;

5.Применение воды позволяет создавать реакторы с оптимальным отрицательным ТКР, что дает возможность их саморегулирования;

6.Наведення активность воды – короткоживущая ( по кислороду), а поэтому упрощается биологическая защита, облегчается доступ к внутренним полостям реактора и первого контура;

7.Хорошие теплофизические свойства воды (наивысшая теплоемкость среды природных жидкостей, умеренная теплопроводность);

8.Минимальные затраты энергии на перекачку теплоносителя.

Недостатки воды являются:

1.Вода довольно сильно поглощает нейтроны, что вынуждает использовать только обогащенное топливо, следовательно, низкие значения коэффициента воспроизводства плутония в ВВЭР;

2.Возможность больших локальных перекосов нейтронного поля по объему активной зоны из-за существенной температурной зависимости замедляющей способности воды;

3.Высокая коррозионная активность воды вынуждает использовать дорогостоящие конструкционные материалы и мощную систему водоочистки;

4.Низкая температура кипения, что порождает необходимость повышения давления воды в реакторе и капитальных затрат на строительство корпусов ВВЭР;

5.Тепловая мощность ВВР ограничена критическими тепловыми нагрузками при использовании водного теплоносителя.

15

Совершенствования ВВЭР шло по следующим направлениям:

Повышение единичной мощности энергоблока, для обеспечения необходимой скорости ввода мощности;

Использования более мощного и производительного оборудования;

Упрощение компоновки главного циркуляционного контура и целиком АЭС;

cнижение стоимости сооружения АЭС;

Оптимизация технологических параметров;

Оптимизация топливного цикла;

Повышение коэффициента использования мощности;

Снижение сибестоимости и вырабатывающей электроэнергии;

Повышение надежности и безопасности эксплуатации АЭС;

Обеспечение безопаснной работы АЭС в сейсмических районах.

16

Рассмотрим конструкционные особенности зарубежных реакторов АЭС Seqwoyah. Корпус реакторов с полусферическим днищем, высотой 12,6 м, диаметр корпуса 7,4 м. В активной зоне реактора размещаются 193 ТВС квадратного сечения. ТВС удерживаются сверху и снизу перфорированными плитами и окружены кожухом из нержавеющею стали. Движение воды в реакторе – сверху вниз. Количество петель первого контура – 4 ситухи. Давление 1 контура – 15,7 Мпа. Паровой компенсатор давления. Давление пара 6 Мпа, температура 297*С, максимальная влажность пара 0,25%. Мощность грелок КД – 1,8 МВт. ТВС квадротичного сечения содержит 289 квадратных ячеек, собранных в квадратную решетку, Шаг решетки – 21,4 см. Полнач длина кассеты – 407 см. 264 ячейки в решетке кассеты заняты 264-мя твэлами, 24 предназначены для размещения стержней СУЗ. Сверху и снизу кассеты – квадратичные сопла из нержавеющею стали. Они приварены к циркониевым направляющим трубкам, которые образуют основную опорную конструкцию для твэлов. Равномерно по высоте ТВС распределены 7 дистанционирующих решеток. Твэлы – цилиндрические, диаметром 10,75 мм: таблетки из UO2, начальное обогащение топлива – 3,3%, диаметр таблеток – 8,2 мм, зазор между таблетками и оболочкой – 0,1 мм. Этот зазор заполним гелием под небольшим избыточным давлением. Органы управления – группы стержней регулирования. Каждый стержень регулирования имеет свой привод оболочки стержней СУЗ выполнены из нержавеющей стали. В первой топливной загрузке используются выгорающий поглотитель. Ледяные конденсаторы служат в качестве защитной системы безопасности.

17

CСостав реакторной установки В-320

РУ с ВВЭР-1000 включает в себя:

Главный циркуляционный контур с

узлами подпитки и борного регулирования, системой компенсации давления;

пассивный узел системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ)

В состав ГЦК входит:

Реактор;

4 циркуляционных петли, каждая из которых включает горизонтальный парогенератор, главный циркуляционный насос и главный циркуляционный трубопровод с условным диаметром 850мм, который соединяет оборудование петли с ректором.

Узел подпитки и борного регулирования предназначен для:

1)заполнения или дозаполнения 1 контура раствором борной кислоты;

2)поддержание материального баланса теплоносителя 1 контура;

3)компенсации медленных изменений реактивности из-за выгорания топлива и шлакования;

4)дегазации и возврата организованных протечек в 1 контур;

5)корректировки показателей водо-химического режима в соответствии с нормами;

6)гидравлических испытаний 1 контура на давление 20МПа:

7)подачи запирающей воды на уплотнения ГЦН;

7)расхолаживание КД при неработающих ГЦН.

Система компенсации давления предназначена для:

1)создания давления в 1 контуре при пуске РУ

2)ограничение отклонения давления в 1 контуре при переходных и аварийных режимах, вызываемых изменением его температурного режима

3)защита 1 контура от повышения давления

4)снижение давления при расхолаживании.

18

РУ с ВВЭР-1000 включает в себя ГЦК с узлами подпитки и борного регулирования, систему КД и пассивный узел САОЗ.

Основные технические хар-ки данные реактора ВВЭР-1000:

1)Тепловая мощность, номинальная -3000 МВт;

2)Тепловая мощность, предельно допустимая 3210 МВт;

3)Давление теплоносителя на выходе из реактора -150+/-3 (кгс/см²) (15,7+/- 0,3 МПа);

4)Температура теплоносителя номинальная на выходе из реактора – 320⁰ С;