7.Описание Схемы Водо-водяного энергетического реактора

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счёт теплового расширения теплоносителя. Давление в 1-м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000). Вода при высоких параметрах обладает относительно большим температурным коэффициентом изменения объёма и низкой сжимаемостью, что при замкнутом контуре приводит к недопустимо большим изменениям давления при изменении его температурного режима (даже при нормальных переходных режимах). Например уже при давлении 10 МПа и изменении при этом температуры от 250 до 300 °C удельный объём воды увеличивается на 11%, большинство же реакторов работают при ещё более высоких параметрах. Это обстоятельство требует организации реакторов под давлением специального компенсирующего объёма

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов, схема на рисунке приведена для реакторов типа ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор). Реакторы типа РБМК (Реактор Большой Мощности Канального типа) использует один водяной контур, реакторы на быстрых нейтронах — два натриевых и один водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в первом контуре и водой во втором.

8.Описание и Схема «рбмк»

1. Графитовый замедлитель

2. Стержни управления и защиты

3. Технологические каналы

4. Пар

5. Вода

6. Барабан-сепаратор

7. Сухой пар

8. Турбина высокого давления

9. Турбина низкого давления

10. Электрический генератор

11. Циркуляционные насосы

12. Охладитель (конденсатор)

13. Вспомогательный водяной контур

ВВЭР-1000 — ядерный реактор серии реакторов ВВЭР с номинальной электрической мощностью 1000 МВт, тепловой — 3000 МВт. В настоящее время данный тип реакторов является самым распространённым в своей серии — 31 действующий реактор (из 54-х ВВЭР), что составляет 7,1% от общего количества эксплуатирующихся в миреэнергетических реакторов всех типов.

Реактор энергетический, водо-водяной, гетерогенный, корпусной, на тепловых нейтронах, с водой в качестветеплоносителя, замедлителя и отражателя нейтронов.

Первым энергоблоком с реактором ВВЭР-1000 стал пятый блок Нововоронежской АЭС (реакторная установка В-187), запущенный в мае 1980 года^[1]. Наиболее распространённой модификацией является серийная реакторная установкаВ-320^[2]. Строительство блоков с ВВЭР-1000 ведётся и в настоящее время^[3].

Создатели реакторов ВВЭР:

• научный руководитель: Курчатовский институт (г. Москва)

• разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск)

• изготовитель: «Ижорские заводы» (г. Санкт-Петербург), до начала 90-х реакторы также изготавливались заводом «Атоммаш» (г. Волгодонск) и компанией Škoda JS (г. Пльзень, Чехия)^[4]