Проектирование и строительство атомных энергоблоков

Атомная энергетика. Ядерные реакторы АЭС. Атомный флот. Ядерное оружие

ВВЭР-1000
Ядерная физика
Карта сайта
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Проектные решения систем безопасности
АЭС с БН-800
Схемы обращения с РАО на АЭС с БН-800
Реализация принципа естественной безопасности в проекте БН-1200
ВВЭР
(Водо-Водяной Энергетический Реактор)
История разработки и сооружения
Конструктивные особенности реактора ВВЭР
Принципиальная тепловая схема
Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК)
РБМК-1000 история создания
Устройство реактора РБМК-1000
Концепции безопасности реакторов РБМК
Тепловыделяющая сборка
Атомные станции
Смоленская атомная станция САЭС
Месторасположение Смоленской АЭС
История строительства
Деятельность
Экологическая политика
Экологический контроль
Атомные надводные корабли
Суда с ядерными энергетическими установками в России
Обзор судов с ядерной энергетической установкой
Атомные энергетические установки в корабельной энергетике
Атомная установка на авианосце
Атомный авианосец проекта «Шторм»
Тяжёлые атомные ракетные крейсеры проекта «Орлан»
История создания крейсеров проекта «Орлан»
Вооружение крейсеров проекта «Орлан»
Тяжелый атомный ракетный крейсер «Киров»
Тяжелый атомный крейсер «Петр Великий»
Разведывательный корабль «Урал»
Тяжелый авианесущий крейсер «Ульяновск»
Атомные ледоколы
Действующие ледоколы России
Атомный ледокол "Россия"
Ледоколы класса "Арктика"
Легендарный ледокол «Ленин»
ПЕРСПЕКТИВЫ АТОМНОГО ПРИВОДА
РИТМ-200 реактор для атомного ледокола
Судовая ядерная ППУ ледокола
Реактор ледокола
Корпус реактора
Система компенсации давления
Система газоудаления
Особенности парогенераторов
Второй контур
Реактор атомохода «Ленин»
Реакторы ОК-150
Универсальный двухосадочный атомный ледокол ЛК-60
Атомный сухогруз «Фукусима»
Саванна
ТРАНСПОРТНЫЕ СУДА
Рудовоз Otto Hahn («Отто Ган»)
Атомная подводная лодка
Реакторы для подводных лодок
АПЛ проекта 627
Атомная шестиракетная субмарина «К-19»
Ракетный подводный крейсер стратегического назначения
Атомные подлодки типа «Огайо»
АПЛ «Наутилус». США.
Атомный противолодочный самолет
Создание атомного бомбардировщика
Летающая «утка» М-60/М-30
Атомный самолет М-19
Самолет с ядерным двигателем NB-36H (X6)
Ядерные двигатели
Стратегия США
Летающая атомная лаборатория
лаборатория
ПАТЭС Академик Ломоносов
Первый в мире плавающий реактор МН-1А
Ядерное оружие
Первый атомный заряд
Ядерные материалы
Испытания ядерного оружия
Средства доставки
Стратегические системы
Фотографии ядерных взрывов
Ядерный арсенал США
Ядерный арсенал России

Режимы эксплуатации.

Основным режимом работы АЭС является работа в базовом режиме на 100 % мощ­ности. Оборудование и системы АЭС допускают возможность работы в маневренных режимах регулирования мощности.

При работе в базовом режиме с коэффициент использования установленной мощ­ности (КИУМ) достигает 90 % и более.

В базовом режиме работы обеспечивается поддержание заданного уровня мощно­сти энергоблока с возможностью планового перехода с одного уровня мощности на дру­гой.

Регулировочный диапазон нагрузок лежит в диапазоне 20-100 % Nном.

Энергоблок обеспечивает работу в режимах следования за нагрузкой в течение всего срока эксплуатации.

Ограничения скорости изменения мощности и количества циклов обусловлены свойствами керамического ядерного топлива и оболочек тепловыделяющих элементов.

Энергоблок допускает аварийное кратковременное снижение нагрузки и ее быстрое восстановление вплоть до исходной в пределах регулировочного диапазона.

Энергоблок выдерживает без повреждения оборудования любые виды короткого замыкания во внешних сетях.

Энергоблок обеспечивает режим поддержания частоты в энергосистеме.

Энергоблок обеспечивает максимальный отпуск тепла из нерегулируемых отборов турбины, с соответствующим снижением электрической мощно­сти.

Энергоблок обеспечивает работу на сниженном уровне мощности в случае отказов части оборудования реактора и турбины.

При отказах оборудования энергоблока, которые могут привести к нарушению пре­делов безопасной эксплуатации, энергоблок останавливается и потребляет энергию от внешних источников - от других (работающих) энергоблоков АЭС и внешней энергетиче­ской системы. Проект энергоблока выполнен таким образом, чтобы нарушения работы внешней энергосети (короткие замыкания, колебания нагрузки, падение напряжения и т.д.) не влия­ли на работу энергоблока с сохранением устойчивой связи между АЭС и энергосетью. При серьезных отказах в энергосети, приводящих к отключению энергоблоков от сети, происходит снижение мощности энергоблоков до уровня собственных нужд и их устойчи­вая эксплуатация на этом уровне в течение продолжительного периода до восстановления связи с энергосетью.

Реактор и первый контур

Первый (реакторный) контур с гидроемкостями системы аварийного охлаждения.

Состав первого контура:

 - ядерный энергетический реактор

- четыре петли циркуляции теплоносителя.

Состав циркуляционной петли:

парогенератор

главный циркуляционный насосный агрегат (ГЦНА)

соединительные трубопроводы

В состав одной из петель входит компенсатор давления.

Ядерный реактор ВВЭР-1200

- ВВЭР-1200 относится в наиболее распространенному типу энергетических ядер­ных реакторов – это реактор на тепловых нейтронах, в котором в качестве замедли­теля нейтронов и теплоносителя используется обычная вода.

- ВВЭР-1200 является эволюционным развитием реактора ВВЭР-1000

- Ядерный энергетический реактор ВВЭР-1200 предназначен для выработки тепло­вой энергии и представляет собой вертикальный сосуд высокого давления, внутри которого размещен комплекс тепловыделяющих сборок,образующих актив­ную зону.

- Корпус реактора изготовлен из высокопрочной теплостойкой легированной стали. Внутренняя поверхность корпуса плакирована антикоррозионной наплавкой.

- Ядерное топливо: двуокись урана

- Теплоноситель и замедлитель нейтронов: химически обессоленная вода с добавле­нием борной кислоты.

1 - Корпус

2 - Детали уплотнения главного разъема

3 - Кольцо опорное

4 - Кольцо упорное

5 - Контейнерная сборка с облу­чаемыми образцами-свидете­лями корпусной стали

6 - Крышка с патрубками

7 - Фланцы и шпильки патрубков

8 - Траверса

9 - Привод СУЗ

10 - Блок защитных труб

11 - Выгородка

12 - Шахта внутрикорпусная

Рис. - Реактор в сборе

Отличительные особенности оборудования реакторных установок ВВЭР:

конструкция корпуса - кольцевые цельные кованые обечайки без продоль­ных швов;

материал корпуса – теплостойкая углеродистая сталь с внутренней наплав­кой из коррозионностойкой аустенитной стали; 

 отсутствие сплавов с высоким содержанием никеля;

все подключения трубопроводов к корпусу - выше активной зоны;

 компоновка активной зоны: плотная треугольная из шестигранных кассет;

  оболочки ТВЭЛ из сплава цирконий-ниобий.

Атомная энергетика