Реакторы атомных станций. Проектирование и эксплуатация

Атомная энергетика
Ядерные реакторы
Тепловые контуры атомных станций
Реактор ВВЭР
Кипящие реакторы
Реактор РБМК
Реакторная установка МКЭР -1500
Реакторы на естественном уране
Газоохлаждаемые реакторы
Реакторы HTGR
Атомные электростанции с натриевым
теплоносителем
АЭС с реактором БН-350

БРЕСТ: быстрый реактор брест со
свинцовым теплоносителем

 
Основы ядерной физики
Строение атомного ядра
ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР
И ДЕФЕКТ МАСС
Ядерная реакция
Закон радиоактивного распада
Цепная ядерная реакция
Термоядерный синтез
Реакторы на быстрых нейтрона
Элементарная частица
Позитрон. Аннигиляция
 
Использование атомной энергетики
для решения проблем дефицита пресной воды
Ядерное опреснение
Варианты  плавучего энергоблока и
опреснительных установок
Схема процесса многостадийной
флеш-дистилляции для опреснения воды
Принципиальная гидравлическая схема
энергоопреснительного комплекса
Опыт использования опреснительных установок
в России и регионах мира
 
Проектирование и строительство
атомных энергоблоков
Работы по подготовке технологических решений
объектов атомной энергетики
Состав разделов проектной документации
Разделы проектной документации
Состав проектной документации
Особенности проектирования и конструкций
Проектирование линейных объектов
Техническое обследование зданий
Экспертиза проектной документации
Особенности компоновки АЭС на примере
проектных решений АЭС с ВВЭР-1200
Основным режимом работы АЭС является
работа в базовом режиме на 100 % мощности
Корпус реактора
Привод системы управления и защиты
Компоновка реакторного контура
Паровая турбина
Генеральный план
Здания и сооружения ядерного острова
Концепция безопасности
Радиационная и ядерная безопасность
производства
Социально-экономический аспект
обеспечения безопасности
Радиационная безопасность человека
Государственное нормирование в области
обеспечения радиационной безопасности
Обеспечение защиты населения

Реакторная установка МКЭР -1500(Проект)

Особенности МКЭР-1500 — защитная гермооболочка, КПД — 35,2 %, срок службы 50 лет, обогащение 2,4 %, расход природного урана — 16,7 г/МВт·ч(э) (самый низкий в мире), позволяет производить изотоп кобальт-60, используемый в медицине на 5 млн Евро в год.

Реактор МКЭР-1500 (рис. 27.) проектируется как эволюционное развитие отечественных канальных водографитовых реакторов на тепловых нейтронах. Наряду с достоинствами современных отечественных водографитовых реакторов, в реакторной установке реализованы принципиально новые технологические решения, позволяющие значительно усовершенствовать технико-экономические показатели установки. При проектировании МКЭР-1500 основными направлениями для улучшения технико-экономических показателей являются: 

увеличение электрической мощности энергоблока до 1500 МВт; 

увеличение эффективности энергоблока (КПД ~35,2%) при высоком коэффициенте использования установленной мощности (~93%);

уменьшение стоимости топливного цикла за счет более высокого среднего выгорания топлива при более экономном расходе природного урана;

увеличение срока эксплуатации энергоблока;

обеспечение эффективного управления авариями. 

Основные параметры энергоблока МКЭР-1500 приведены в табл. 14. Реакторная установка МКЭР-1500 работает по одноконтурной схеме. В качестве замедлителя используется графит, теплоноситель - вода. Генерируемый в активной зоне пар отделяется от воды в барабанах-сепараторах и поступает в турбину. Применение более экономичного турбинного цикла позволило увеличить КПД установки до 35,2 %. Таким образом, при электрической мощности 1500 МВт тепловая мощность реактора составляет 4250 МВт. Отметим, что эксплуатируемые в настоящее время два блока Игналинской АЭС с РУ РБМК-1500 работают при практически такой же тепловой мощности.

Технические характеристики энергоблока с РУ МКЭР-1500

Параметр

Значение

Тепловая мощность, МВт

4250

Электрическая мощность, брутто, МВт

1500

Коэффициент полезного действия, %

35,2

Срок службы, лет

50

Количество ТК

1661

Максимальная мощность ТК, кВт

3750

Высота активной зоны, м

7,0

Обогащение UO2 - топлива по 235U, %

2,4

Среднее выгорание выгружаемого топлива, МВт сут/кг

30,0

Расход природного урана, г/МВт ч(э)

16,7

Давление пара в сепараторах, МПа

7,35

Расход теплоносителя через реактор, т/ч

30804

Расход питательной воды, т/ч

8600

Температура питательной воды, °С

229

Среднее массовое паросодержание по реактору, %

27.8

Атомная энергетика