АвтоАвтоматизацияАрхитектураАстрономияАудитБиологияБухгалтерияВоенное делоГенетикаГеографияГеологияГосударствоДомДругоеЖурналистика и СМИИзобретательствоИностранные языкиИнформатикаИскусствоИсторияКомпьютерыКулинарияКультураЛексикологияЛитератураЛогикаМаркетингМатематикаМашиностроениеМедицинаМенеджментМеталлы и СваркаМеханикаМузыкаНаселениеОбразованиеОхрана безопасности жизниОхрана ТрудаПедагогикаПолитикаПравоПриборостроениеПрограммированиеПроизводствоПромышленностьПсихологияРадиоРегилияСвязьСоциологияСпортСтандартизацияСтроительствоТехнологииТорговляТуризмФизикаФизиологияФилософияФинансыХимияХозяйствоЦеннообразованиеЧерчениеЭкологияЭконометрикаЭкономикаЭлектроникаЮриспунденкция

Корпус реактора и внутрикорпусные устройства

Читайте также:
  1. Все занятия в корпусе №5 аудитория 202
  2. Выбор реактора-прототипа
  3. Геометрические характеристики реактора и ТВС.
  4. Контроль за управлением активной зоной при выводе реактора на мощность
  5. Корпуса микросхем.
  6. Корпусна лінгвістика.
  7. Нейтронно-физические параметры критического реактора.
  8. Обрыв теплового экрана реактора на бл.1 Нововоронежской АЭС
  9. Общее устройство реактора ВВЭР.
  10. Офицерский корпус русской армии в гражданской войне
  11. Перегрузка топлива реактора.

Устройство реакторов ВВЭР.

Реактор ВВЭР, водо-водяной энергетический реактор – реактор корпусного типа, с гетерогенной активной зоной с «тепловым» спектром нейтронов. В качестве топлива в нем используется двуокись урана UО2, обогащенная изотопом U235, в качестве замедлителя – обычная вода, которая одновременно является теплоносителем.

В настоящее время эксплуатируется два типа реакторов ВВЭР: ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 (число в аббревиатуре означает электрическую мощность блока, оснащенного указанным реактором). Их основные теплогидравлические характеристики приведены в табл. 1.

 

Табл.1

№ п/п Наименование параметра Проектное значение ВВЭР-1000 Проектное значение ВВЭР-440
1. Номинальная тепловая мощность, МВт    
2. Давление теплоносителя над активной зоной, абсолютное, Мпа (кг/см2) 15,7 (160) 12,26 (125)
3. Температура теплоносителя на выходе из реактора, ºС   295,2
4. Подогрев теплоносителя в реакторе, ºС 30,3 28,3
5. Гидравлическое сопротивление реактора, Мпа (кг/см2) 0,37 (3,8) 0,287 (2,9)
6. Расход теплоносителя через реактор, м3    
7. Протечки теплоносителя мимо активной зоны, %   3 (7 - для зоны с 36 имитаторами)

 

 

Корпус реактора и внутрикорпусные устройства.

Принципиальное устройство реакторов ВВЭР-1000 и ВВЭР-440 показано на рис.1,2 соответственно. Оно практически аналогично. В состав каждого реактора входит следующее оборудование: корпус реактора, внутрикорпусные устройства, активная зона, верхний блок, блок электроразводок.

Корпус реактора является основной несущей конструкцией. Он висит, опираясь опорным буртом на бетонную консоль. К патрубкам корпуса привариваются трубопроводы главного циркуляционного контура.

К внутрикорпусным устройствам относятся: шахта реактора, выгородка (на ВВЭР-1000), корзина с выгородкой (на ВВЭР-440), блок защитных труб.

Шахта реактора представляет из себя полый цилиндр с эллиптическимперфорированным днищем. Перфорирована так же цилиндрическая часть шахты, которая, в штатном положении, находится против верхних «горячих» патрубков корпуса реактора. В нижней части шахты реактора ВВЭР-1000 расположена плита опорных труб, в которые устанавливаются тепловыделяющие сборки. Аналогичная плита в реакторе ВВЭР-440 расположена в нижней части корзины, на значительном расстоянии от днища шахты. В нижней же части шахты установлены жесткие упоры для регулирующих тепловыделяющих сборок. Это единственное принципиальное конструктивное различие ВВЭР-1000 и ВВЭР-440- связано с различной конструкцией механической системы управления и защиты.


 

Основное назначение шахты реактора – организация потока теплоносителя через активную зону и выполнение функций несущей конструкции для активной зоны.

Выгородка (в ВВЭР-1000 монтируется в шахте; в ВВЭР-440 является конструктивной частью корзины) предназначена для фиксации активной зоны в плане. Она набирается из отдельных стальных элементов на высоту активной зоны и точно в плане ее повторяет. Материал, из которого выполнена выгородка, обладая значительным сечением поглощения нейтронов и вытесняя воду, значительно снижает всплеск тепловых нейтронов на границе активной зоны и снижает нейтронный инфлюенс на корпус реактора.

Блок защитных труб выполнен в виде сварной металлоконструкции, состоящей из трех плит, связанных между собой обечайкой, защитными трубами и трубами системы внутриреакторного контроля. В защитные трубы втягиваются поглощающие элементы системы регулирования при их подъеме: поглощающие стержни – на ВВЭР-1000, поглощающие надставки – на ВВЭР-440. В трубах внутриреакторного контроля проходят связи с датчиками каналов нейтронных измерений и термопарами, измеряющими температуру теплоносителя на выходе из активной зоны. При установке блок защитных труб опирается на шахту в ВВЭР-1000 или корзину в ВВЭР- 440, а его нижняя плита поджимает пружины в головках тепловыделяющих сборок, фиксируя их в плане и удерживая от всплытия.

Верхний блок представляет из себя эллипсоидную крышку, которая уплотняет корпус реактора и удерживает от всплытия внутрикорпусные устройства. На патрубках верхнего блока крепятся привода системы управления и защиты и уплотняются вывода системы внутриреакторного контроля.

Блок электроразводок крепится на верхнем блоке и предназначен для подключения силовых и контрольных кабелей к системам управления и внутриреакторного контроля.

Съем мощности реактора производится принудительным направленным движением теплоносителя – воды. «Холодный» теплоноситель от главных циркуляционных насосов подается в нижние патрубки корпуса реактора, движется вниз, в зазоре между корпусом и шахтой реактора, затем через перфорированное днище шахты и опорные трубы входит в активную зону, где происходит подогрев теплоносителя. Далее теплоноситель, через перфорированную нижнюю плиту блока защитных труб поступает в межструбное пространство блока защитных труб и затем, через его перфорированную обечайку и перфорацию шахты, выходит в зазор между шахтой и корпусом в районе верхних патрубков корпуса. Через них «горячий» теплоноситель уходит в парогенераторы.

 


1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 6 | 7 | 8 | 9 | 10 | 11 | 12 | 13 | 14 |

Поиск по сайту:



Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав. Студалл.Орг (0.004 сек.)