ГЦТ РУ ВВЭР

Рис. 1.1. Общий вид ядерного реактора ВВЭР-1000 [32]

Рис. 5.1. Секционирование помещений реакторного отделения АЭС с ВВЭР-1000 (отм. 6.60)

На АЭС с реакторами ВВЭР преобладают нарушения при содержании помещений (37,2 %), первичных средств пожаротушения (26,4 %), при эксплуатации электрооборудования (16,7 %). [c.226]

ПРОТИВОПОЖАРНАЯ ЗАЩИТА АЭС С РЕАКТОРАМИ ВВЭР [c.244]

Действующие в настоящее время АЭС с реакторами ВВЭР, особенно ранних поколений, не в полной мере отвечают современным требованиям. Наличие недостатков в противопожарной защите станций обусловливает необходимость разработки и реализации мер, направленных на по- [c.244]

Все приведенные методы предотвращения, локализации и тушения пожаров реализуются в проектах новых АЭС с ВВЭР. Они соответствуют требованиям МАГАТЭ по обеспечению противопожарной защиты АЭС и создают основы безопасности эксплуатации АЭС. [c.257]

Противопожарная защита АЭС с реакторами ВВЭР [c.431]

Рис. 9.3. Технологическая схема хранилища жидких отходов дпя серийных блоков АЭС с реакторами ВВЭР—440

Проведенная опытная очистка показала возможность, эффективность и простоту очистки отложений на ходу для парогенераторов АЭС с ВВЭР при дозировании комплексона в питательную воду, причем для обеспечения эффективности очистки доза комплексона должна превышать стехиометрическую не менее чем в 2—3 раза. [c.166]

Насосы циркуляционные первого контура энергоблоков атомных электростанций с реакторами ВВЭР. Типы, основные параметры и общие технические требования [c.758]

Существует две разновидности легководных реакторов охлаждаемые водой под давлением (водо-водяные реакторы, или ВВЭР (Р)УЯ)) и охлаждаемые кипящей водой (пароводяные реакторы, или ПВР (BWR)). В нашей стране используются ректоры ВВЭР. В реакторе ВВЭР теплоноситель, нагретый до высокой температуры, подается на парогенератор, где тепло передается другому потоку теплоносителя (тоже вода). То есть эти реакторы имеют два контура теплоносителя. В эксплуатации находятся реакторы ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 с энергетической мощностью соответственно 400 МВт и 1000 МВт. [c.331]

Технологическая схема хранилища жидких отходов для АЭС с серийными блоками ВВЭР-440 представлена на рис. 9.3. В состав оборудования хранилища входят емкости для высокоактивных 8 и низкоактивных 4 (рабочий объем 285 м ) сорбентов, для кубового остатка 11 (рабочий объем 330 м ). Объем емкости выбирается для каждой группы жидких радиоактивных отходов, исходя из того, что общий объем хранилища должен быть рассчитан не менее чем на 10 лет эксплуатации одного блока АЭС или на 5 лет эксплуатации двух блоков одновременно. [c.337]

Рис. 5.80. Контроль основного металла и сварных соединений корпуса реактора ВВЭР-1000

Сходная ситуация складывается при приварке коллекторов к парогенераторам атомных станций типа ВВЭР-1000 (рис. 5.70). Сварной шов имел толщину [c.636]

Рис. 1.2. Конструкция ТВС реактора типа ВВЭР-ШОО

Имеется два основных направления в разработке систем контроля корпусов во-до-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) изнутри или снаружи корпуса. В данном случае разработчиками выбрана схема контроля снаружи. [c.649]

Корпус реактора типа ВВЭР-1000 представляет собою сосуд высотой около Юме полусферическим днищем [c.649]

Основные проектные параметры реактора типа ВВЭР-1000 [c.17]

Конструкция тепловыделяющей сборки. ТВС ядерного реактора ВВЭР-1000 имеет шестигранную форму и содержит пучок твэлов, размещенных с шагом 12,75 мм, головки и хвостовика (рис. 1.2), [c.17]

Для АЭС с корпусными реакторами (типов ВВЭР, PWR), канальными (типов РБМК, BWR) и корпусными реакторами на быстрых нейтронах (БН, LMBNR) состав и количество основного и вспомогательного оборудования АЭС мало отличаются от применяемых на современных ТЭС, и в принципе это оборудование однотипно. [c.90]

Весьма пожароопасными на АЭС являются помещения, в которые возможно аварийное поступление водорода и его воспламенение. К таким помещениям относятся реакторное отделение, машинный зал, электролизная и аккумуляторная. Основными источниками появления водорода в реакторном отделении реакторов типа ВВЭР и РБМК является радиолиз воды и пароциркониевая реакция в аварийном режиме. В реакторном отделении с реакторами типа БН образование водорода может происходить в результате реакции натрия с водой. В машинном зале в случае разуп- [c.106]

Осуществление ежедневных проверок состояния пожарной безопасности АЭС в целом и ее отдельных участков является одним из основных направлений пожарно-профилактической работы. Результатом этой работы являются выявление нарушений правил пожарной безопасности, их устранение. Проводимый статистический анализ нарушений правил пожарной безопасности за 1985—1988 гг. показывает, что количество этих нарушений находится в прямой зависимости от типа реактора АЭС. Так, среднее число нарушений по станциям с реакторами РБМК составило 700—800, по станциям с реакторами типа ВВЭР — 300— 400, а по станциям с реакторами БН — 200—300. [c.224]

Анализ распределения нарушений требований пожарной безопасности по местам обнаружения показывает, что наибольшее их число проявляется в турбинных, реакторных и электроцехах. Так, па АЭС с реакторами РБМК число нарушений в турбинном цехе составило 26,4, в реакторном 22,6, в электроцехе 18,7 %. На станциях с реактором ВВЭР наибольший поток нарушений в турбинном цехе (49,3 %), в электроцехе — 20,8%. Для АЭС с реакторами БН наибольший процент нарушений приходится на административно-хозяйственные помещения37,2 %, на цеха и участки отдела главного механика — 29,6 % и отдел главного энергетика — 16,3 %. [c.226]

Таблица 4.2. Виды нарушений и их распределение в проектах реакторов типов ВВЭР-1000 и РБМК-1000

Как показывает статистика, число нарушений правил пожарной безопасности при проведении огневых работ составляет 11,4 % для станций с реакторами РБМК, для ВВЭР и БН—3,4 и 3,5 % соответственно. Анализ количества проводимых огневых работ в сутки показывает, что на этапе строительства в дневное время производится около 80 7о всех работ, в ночное время — 20 %. На этапах эксплуатации это составляет 95 и 5 % соответственно. В основном в ночную смену производятся огневые работы при аварийных ситуациях. В периоды ремонтов количество огневых работ днем составляет 85, в вечернюю смену — 10, в ночную — 5 %. При пусконаладочных режимах станций на дневную смену падает около 60 % всех огневых работ, на вечернюю — 25 и ночную — 5 %. Это свидетельствует о значительной неравномерности нагрузки на инспекторский состав, осуществляющий контроль за проведением огневых работ, и свидетельствует о необходимости дифференцированно распределять профилактический состав. [c.233]

Кондратьев A. Н., Хоникевич А. А., Ходос М. А. Выбор специального оборудования для переработки твэлов типа ВВЭР по экстракционной технологии. Доклад на симпозиуме СЭВ, Карловы Вары, 1971 г. [c.307]

Азамаева Л. Г., Ильина 3. Г., Хоникевич А. А. и др. Технико-экономическое сравнение методов отверждения и хранения жидких отходов высокого уровня активности от переработки отработавших твэлов реакторов типа ВВЭР. Доклад SM-163/31 на симпозиуме МАГАТЭ. Париж, 1972. [c.308]

В ядерных реакторах, работающих на тепловых нейтронах, в результате побочных процессов образуется Т., к-рый может попадать в окружающую среду с газообразными или жидкими отходами, как непосредственно на АЭС, так и при дальнейшей переработке облученного ядерного топлива. Количеств, оценка поступления Т. в оиужающую среду с газообразными и жидкими отходами АЭС, ГБк/МВт(электрич.)-год реакторы ВВЭР (водно-водяной энергетич. реактор) - в атмосферу 7,4-33, в гидросферу 33 реакторы РБМК (реактор большой мощности канальный) - соотв. 22 и 1,5. Существенно более высокие выбросы Т. наблюдаются на АЭС с тяжеловодными реакторами. Осн. источник поступления Т. в окру- [c.6]

В условиях парогенераторов. АЭС с ВВЭР применение очистки на ходу с использованием непрерывной дозировки комплексонов в питательную воду имеет еще большее значение, чем для барабанных парогенераторов ТЭС. В парогенераторах ТЭС постоянная паропро-изводительность может поддерживаться и при значительных загрязнениях поверхностей нагрева за счет некоторого увеличения расхода топлива (и соответствующего снижения к. п. д.). В парогенераторах АЭС загрязнение поверхностей теплообмена неизбежно ведет к снижению паропроизводительности. [c.161]

Очистка на ходу при дозировании комплексона в питательную воду парогенераторов АЭС с ВВЭР проводится без сооружения даже упрощенной схемы и, следовательно, осуществима в любое время во время эксплуатации. Еще более перспективно непрерывное дозирование комплексона в соответствии со стехиометрическими соотношениями по составу примесей питательной воды. В таком режиме периодические очистки парогенераторов АЭС с ВВЭР вообще исключаются, поверхности теплообмена парогенератора в течение всей эксплуатации остаются чистыми, а па-ропроизводительность —постоянной. Такой метод длительное время (с января 1966 г.) применяется на парогенераторах одной из АЭС СССР. Еще более ощутимы для парогенераторов АЭС с ВВЭР будут преимущества такого метода в условиях принятой в настоящее время обязательной 100-%ной конденсатоочистки, что существенно сокращает расход комплексона. [c.166]

Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы ВВЭР. — М. Атоиздат, 1977. [c.340]

Методика контроля способом корневой тандем. Методика дополняет ультразвуковой контроль сварных соединений с восстановленной наплавкой. Она предназначена для обнаружения вертикальноориентированных трещин (в том числе усталостных, возникающих в процессе эксплуатации) под наплавленным антикоррозионным покрытием на сварное соединение на расстоянии О. .. 20 мм от зоны сплавления с наплавкой. В частности, она применяется при контроле трубопровода главного циркуляционного контура Ду-850 энергоблока ВВЭР-1000. Методика разработана в ЦНИИТмаш Н.П. Разыграевым [321]. [c.615]

В настоящее время основу атомной энергетики стран СНГ составляют АЭС с реакторами, в которых тепло, выделяемое в результате деления ядер урана-235, отводится теплоносителем - водой. Теплоноситель находится под высоким давлением, что предотвращает его кипение, резко ухудшающее пе -редачу тепла. Одновременно вода является замедлителем нейтронов, уменьшающим их энергию, что необходимо для протекания ядерной реакции деления урана. Поскольку вода является и замедлителем и теплоносителем, подобные реакторы носят название водо-водяных. Вода под давлением поступает в корпус реактора, прокачивается через активную зону, где находится ядерное топливо, и подогретая, через выходные патрубки и соединенные с ними трубопроводы подается в теплообменник, откуда полученная энергия поступает на турбину или к другому потребителю тепла. В реакторах типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) вода заполняет корпус реактора (рис. 1.1), который воспринимает на себя ее давление, составляющее около 160 атм. [c.15]

В отличие от ВВЭР в реакторах РБМК (реактор большой мощности, канальный) замедлителем является графит, а поток теплоносителя (паро-водяной смеси) пропускается через систему труб (каналов) с ядерным топливом, благодаря чему давление теплоносителя воспринимается стенками каналов, а корпус реактора оказывается разгруженным, что потенциально повышает безопасность реактора. К сожалению, бесцеремонное обращение с реактором подобного типа в Чернобыле, в значительной степени связанное с уверенностью в его полной безопасности, привело к известной катастрофе 1986 г., что приостановило разработку реакторов подобного типа. Однако с принятием дополни -тельных мер безопасности продолжается эксплуатация имеющихся реакторов РБМК. [c.15]

В корпусе реактора ВВЭР размещена активная зона, где находится тепловыделяющие сборки (ТВС), являющиеся законченными единицами ядерного топлива и комплектующие активную зону. Они вставляются в дистанцио-нирующие решетки и образуют вместе с ними "корзины", в специальных каналах которых перемещаются стержни, поглощающие нейтроны (поглощаю -щие элементы - ПЭЛы), с помощью которых регулируется интенсивность деления ядер урана и, соответственно, мощность реактора. [c.15]

Дистанционирование твэлов осуществляется 15 сотовыми решетками, разнесенными с шагом 250 мм по длине ТВС. Решетки крепятся с помощью центральной (каркасной) трубы диаметром 11,2 мм и толщиной стенки 0,8 мм. Внутри ТВС имеются направляющие каналы - трубы диаметром 12,6 мм с толщиной стенки 0,8 мм, в которых размещены органы системы управления защитой (СУЗ) 18 ПЭЛов объединены в один поглощающий стержень (ПС) с индивидуальным приводом, обеспечивающим его перемещение в ТВС (рис. 1.3). Основные конструкционные параметры ТВС и твэлов реактора ВВЭР-1000 приведены в табл. 1.4. [c.17]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология