Эксплуатация 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

Корпус реактора.

Корпус является основным несущим элементом конструкции реактора, организующим пространственную организацию частей и компонентов и во многом определяющим надежность и долговечность энергоблока АЭС в целом. Корпус образуется из свариваемых кольцевых элементов:

верхний фланец;

верхняя обечайка зоны патрубков («горячих» патрубков);

нижняя обечайка зоны патрубков («холодных» патрубков);

опорная обечайка;

верхняя цилиндрическая обечайка;

нижняя цилиндрическая обечайка;

эллиптическое днище.

Все элементы изготавливаются из цельных отливок и не имеют продольных свар­ных швов.

Верхний фланец обеспечивает соединение корпуса реактора с крышкой верхнего блока. Для соединения корпуса с крышкой в плоскости фланца выполнены от­верстия (гнезда) с резьбой под шпильки.

Центры отверстий расположены на окружности.

На внутренней поверхности фланца выполнен выступ (бурт), на который при сбор­ке реактора опирается внутрикорпусная шахта.

Патрубки предназначены для прикрепления главных циркуляционных трубопрово­дов. Через нижние патрубки теплоноситель подводится, через верхние – отводится.

Разнесение подводящих и отводящих патрубков в два ряда по высоте с гори­зонтальным разделением входного и выходного потоков – характерный признак россий­ского дизайна. В реакторах западного дизайна все патрубки выполнены в один ряд в пре­делах одной обечайки с вертикальным разделением потоков.

Российское решение позволяет увеличить запас воды в корпусе реакторе и тем са­мым улучшить показатели безопасности.

На внутренней поверхности верхней обечайки зоны патрубков (ниже выходных «горячих» патрубков) сваркой устанавливается т.н. разделительное кольцо. С помощью этого кольца и внутрикорпусной шахты герметично отделены входящий (холодный) и вы­ходящий (горячий) потоки теплоносителя.

На наружной поверхности опорной обечайки выполнен сплошной кольцевой вы­ступ (бурт), на котором корпус реактора устанавливается  в бетонной шахте.

Крышка с верхним блоком.

Сверху на корпус устанавливается и герметично закрепляется крышка с верхним блоком. Крышка состоит из эллиптической части и фланца. Посредством фланца крышка прикрепляется у фланцу корпуса. На эллиптической части крышки сваркой установлены фланцы для установки приводов системы управления и защиты.

Активная зона.

В активной зоне расположено ядерное топливо и осуществляется управляемая цеп­ная ядерная реакция с выделением тепловой энергии.

Активная зона ВВЭР-1200 разработана с учетом необходимости повышения пара­метров, определяющих технико-экономические показатели АЭС (единичная мощность, коэффициент полезного действия, коэффициент использования установленной мощности) относительно серийного реактора ВВЭР-1000.

Увеличены объем загружаемого топлива и величина обогащения.

Это потребовало изменений в конструкции тепловыделяющих сборок (ТВС) и теп­ловыделяющих элементов (ТВЭЛ).

Для ТВС для ВВЭР-1200 основу взята ТВС-2М, спроектированная для ВВЭР-1000 со следующими изменениями:

- в габаритах данной ТВС увеличена высота топливного столба.

- Увеличен диаметр топливной таблетки и уменьшен диаметр центрального от­верстия.

- Увеличена максимальная величина обогащения загружаемого топлива.

Активная зона реактора ВВЭР-1200 сформирована из тепловыделяющих сбо­рок (ТВС), расположенных в плотной треугольной упаковке. Соответственно, каждая теп­ловыделяющая сборка имеет в плане вид правильного шестиугольника.

Каждая тепловыделяющая сборка представляет собой пакет стержневых тепловы­деляющих элементов (ТВЭЛ). Тепловыделяющие элементы внутри ТВС, также как и ТВС внутри активной зоны, расположены в плотной треугольной упаковке. Компоновка ТВЭЛ и ТВС по треугольной упаковке является особенностью российского дизайна. Подобная компоновка позволяет разместить в заданном объеме корпуса максимальное количество ядерного топлива и получить максимальную величину поверхности теплообмена.

Активная зона реактора ВВЭР-1200 состоит из тепловыделяющих сборок (ТВС), в части из которых, в соответствии с картограммой активной зоны, размещаются поглощающие сборки системы управления и защиты (ПС СУЗ).

ТВС предназначены для генерирования тепла и передачи его с поверхности тепло­выделяющих элементов.

ПС СУЗ предназначены для быстрого прекращения ядерной реакции в активной зоне, поддержания мощности на заданном уровне и ее перевода с одного уровня на дру­гой, выравнивания поля энерговыделения по высоте активной зоны.


Поглощающая сборка системы управления и защиты

Рис. - Поглощающая сборка СУЗ. Общий вид.

Поглощающая сборка системы управления и защиты (ПС СУЗ) состоит из стержневых поглощающих элементов, головки (траверсы), пружин и гаек.

Стержневые поглощающие элементы расположены в два ряда (в два кольца)

Каждый ПЭЛ представляет собой цилиндрическую оболочку, загерметизиро­ванную с обоих концов концевыми деталями: снизу – конусом, сверху - наконечником.

Внутренний объем оболочки заполнен поглощающим материалом.

Головка ПС СУЗ состоит из центральной втулки и радиальных консольных ре­бер. В консольных ребрах выполнены отверстия (гнезда), для наконечников ПЭЛ. Втулка головки ПС СУЗ сцепляется со штангой привода СУЗ.

Пружины установлены на наконечниках ПЭЛ по обе стороны (выше и ниже) от консольного ребра и предназначены для демпфирования при перемещениях ПС СУЗ в ак­тивной зоне.

Направляющие каналы ПС СУЗ

Стержни (поглощающие элементы) перемещаются в трубчатых каналах, включенных в общую гексагональную структуру ТВС, занимая места ТВЭЛ.

Атомная энергетика