ПредишенСледващото

производството на ядрена енергия, атомните електроцентрали в Русия, видове реактори, аварийни режими
Ядрена централа (АЕЦ) производство на електроенергия и топлинна енергия през термодинамичен цикъл. Ядреното гориво е с много висока калоричност - 1 кг уран-235 замества 2900 тона въглища.
В руските ядрени централи в експлоатация 10 (таблица 2.1) към общата инсталирана мощност на 22,4 GW след започване на 3 Калинин единица. Производството на електроенергия в руската ядрена централа е около 15% в общото производство на енергия.


В енергийния сектор на вътрешния процъфтяват тип ядрени реактори ВВЕР, РБМК, BN, EGP. Разпределение на различни видове ядрени реактори в Русия е представена в таблица 2.1.

производството на ядрена енергия, атомните електроцентрали в Русия, видове реактори, аварийни режими

В Таблица 2.2 осигурява кратко сравнение на различни видове реактори за изолационен количество електрон мощност контури топлоносител, и метод за забавяне тип неутрони.

Характерна особеност на атомната централа, оказва влияние върху приоритетните принципите на веригите потребителски захранване на средно напрежение (наричан SN) за избор на източниците на енергия и тяхното множеството съкращения, е наличието на остатъчна топлина в ядрото след АЗ - Фиг.2.2. Това отделяне на топлина, поради наличието на забавени неутрони, радиоактивното разпадане на делене фрагменти, натрупани по време на работа на реактора, и натрупаните в ядрено гориво, охлаждаща течност, модератор и в структурни елементи енергия.
Наличието на остатъчната топлина причинява значителни разлики в електрическата част на АЕЦ, особено в системи за доставка механизми CH нормална експлоатация и аварийно охлаждане, в сравнение с електрическата част на ТЕЦ. Наистина, след всяко спиране на ядрените централи, планирани или извънредни ситуации, е необходимо да се осигури непрекъсната циркулация на охлаждащата течност през сърцевината за отстраняване на остатъчната топлина енергия, както и работата на топлообменници за прехвърляне на енергия от охладителната течност в околната среда.

производството на ядрена енергия, атомните електроцентрали в Русия, видове реактори, аварийни режими

Фигура 2.2. Промяна на остатъчната топлина в мощността на вода-вода (1) вода-графит канал (2) на реактора след аварийно спиране. Независимо от причината за неговото охлаждане спре спешното реактор трябва да се извърши надеждно, включително случаи на спиране на тока в SN мрежа от основния и резервния захранвания, свързани с мрежата на мрежата. Проблемът на захранване трябва да бъде в същото време да се извърши надеждно резервно електрозахранване. Това изискване се прилага изцяло към електрическата система за охлаждане на провала на реактора и ограничаване спешни случаи, и с изваждане на охлаждащата течност по време на снижаване на циркулиращия схема и от действието на пожарогасителни средства за кабелни трасета, комутационна апаратура и друго оборудване може да бъде при условия на висока влажност и температура, и трябва надеждно функционира с пълния последиците от аварията. Практиката показва, почитат пълна deenergization на главните циркулационни помпи (МСР) реактора и междинно съединение, както и фуражни помпи и други потребители СН- изключително редки случаи, но поради сериозните последици от тези мерки злополука включват всички реактори, които осигуряват желаната гарантирано дебит охлаждащата течност.
Следователно, ще се нарича амортизиране с ЕРО процес остатъчната топлина от отстраняване на аварийно спиране на реактора при пълно спиране на тока в системата СН свързан към генератори и ядрена централа към мрежата с решетка.
разхлаждане режим спиране на тока не е непременно следствие на злополука в електрическата част на атомната централа: това може да се случи, например, в резултат на тежка повреда в системата, придружен от разделяне на електроенергийната система за асинхронно работещи части извън машината в електроцентралите, включително ядрената енергия и внимание. Ако такива прекъсвания не успяват да се запази товарната единица в CH, т. Е. Затворена изолационни клапани на турбини, и опитът да се прилага сила от изходен трансформатори не успее, след това в реактора може амортизиране режим с пълна загуба на спомагателното захранване.
Повечето ядрени централи е трудно за съвпадението на EPO с така наречената максимална надеждна инцидента (ИПП). В този режим на декомпресия веригата и реактор цялата необходима работа и локализиране на защитни устройства и автономни захранващи източници.
режим Преминаването амортизиране ядрен реактор с ЕРО, и вероятността от възникването му зависи до голяма степен от свойства като атомна електроцентрала като стабилност реактор при смущения в електроенергийната система и CH системата, видът на активиращия и инерционен маховик маси MCP, нивото на мощност където преход към режим на естествена циркулация, вида на парогенератори и дизайна на сепаратори макара възможността за използване на инерционен маховик маси Турбогенераторни за целите на амортизиране Ia, наличието на мощни източници на автономна власт да започне malymvremenem.
Най-големите трудности при прилагането амортизиране реактор при аварийно deenergization възникват при използване на МСР с малък маховик маса. Тук, за да се предотврати криза на отвеждане на топлина в ядрото е необходимо да се осигури електрическа енергия мощност МСР турбогенератори инерция до прехода към естествена циркулация в контура на реактора. Наличието на МСР с голям маховик маса позволява ЕРО преминаване към естествена циркулация в режим на реактора линия, без да се използват енергийни генератори серия турбини.
На TES, поради липса на остатъчната топлина, след като стоп единица аварийно основен проблем е да се гарантира запазване на ротационното оборудване за процеса, дори и в условия на EPO сравнително лесно извършват с помощта на акумулаторната батерия и постояннотокови двигатели.
Ядрена централа (АЕЦ) производство на електроенергия и топлинна енергия през термодинамичен цикъл. Ядреното гориво е с много висока калоричност - 1 кг уран-235 замества 2900 тона въглища.
В руските ядрени централи в експлоатация 10 (таблица 2.1) към общата инсталирана мощност на 22,4 GW след започване на 3 Калинин единица. Производството на електроенергия в руската ядрена централа е около 15% в общото производство на енергия.
В енергийния сектор на вътрешния процъфтяват тип ядрени реактори ВВЕР, РБМК, BN, EGP. Разпределение на различни видове ядрени реактори в Русия е представена в таблица 2.1.

производството на ядрена енергия, атомните електроцентрали в Русия, видове реактори, аварийни режими

В Таблица 2.2 осигурява кратко сравнение на различни видове реактори за електрическа енергия, броят на вериги, топлоносителя и метод за забавяне тип неутрони.


Препоръчайте тази статия на другите!

Подкрепете проекта - споделете линка, благодаря!