- •I Введение
- •II Водо-водяной энергетический реактор ввэр-1000
- •2.1Принципиальная тепловая схема атомной энергетической установки с реактором ввэр-1000.
- •2.2 Реактор ввэр-1000
- •Техническая характеристика
- •2.2.1Корпус реактора
- •2.2.2 Шахта
- •2.2.3 Выгородка
- •2.2.4 Блок защитных труб
- •2.2.5 Верхний блок
- •2.2.6 Шаговый электромагнитный привод суз
- •Техническая характеристика
- •2.2.7 Компенсатор давления
- •Технические характеристики
- •2.2.8 Емкость системы аварийного охлаждения зоны
- •Технические характеристики
- •2.2.9Ионообменный фильтр
- •Технические характеристики
- •2.2.10 Парогенератор
- •Техническая характеристика
2.2.10 Парогенератор
Парогенератор представляет собой однокорпусный двухконтурный теплообменный аппарат горизонтального расположения с погружным трубным пучком. Парогенератор состоит из корпуса, входного и выходного коллекторов. U-образного трубного пучка поверхности теплообмена, раздающего коллектора питательной воды, сепарационнного устройства, пароотводящей системы, системы продувок и дренажа. Парогенератор предназначен для работы в составе первого и второго контуров и служит для выработки сухого насыщенного пара из воды второго контура. Материал парогенератора – легированная сталь. Внутренние поверхности корпуса защищены коррозионностойкой наплавкой.
Техническая характеристика
Тепловая мощность, МВт |
750 |
Паропроизводительность, т/ч |
1469 |
Рабочее давление в межтрубном пространстве по второму контуру, МПа (кгс/см) |
6,3(64) |
Поверхность теплообмена, м |
6115 |
Расход теплоносителя, м/ч |
20000 |
Влажность пара на выходе, % |
0,2 |
Объем корпуса, м |
160 |
Масса корпуса, кг |
204720 |
Таблица сравнения экономических показателей АЭС России и США
Показатели |
USA |
USA |
USA |
Россия |
Россия |
Традиционный блок 600 Мвт единичный |
Усовершенство- ванный АР600, сдвоенный |
Усовершенство- ванный АР600, ВВЭР-640 |
Трехблочная АЭС, блоки |
Одноблочная АЭС, блок ВВЭР-640 |
|
Удельные капвложения, дол/кВт |
2330 |
1700 |
1525 |
1116 |
1230 |
Удельная себестоимость: Капитальная составляющая, цент/кВт.ч / проценты |
3,9 /66,1 |
2,8 /63,6 |
2,6 /65,0 |
1,84 /57,0 |
2,27 /61,5 |
Топливная составляющая цент/кВт.ч / проценты |
0,6 / 10,2 |
0,5 / 11,4 |
0,5 / 12,5 |
0,72 / 22,3 |
0,72 / 19,5 |
Расходы на эксплуатацию и техническое обслуживание цент/кВт.ч / проценты |
1,3 /22,0 |
1,0 /22,7 |
0,8 /20,0 |
0,47 /14,6 |
0,49 /13,3 |
Снятие с эксплуатации цент/кВт.ч / проценты |
0,1 / 1,7 |
0,1 / 2,2 |
0,1 / 2,5 |
0,06 / 1,8 |
0,07 / 1,9 |
Прочие бюджетные затраты цент/кВт.ч / проценты |
- |
- |
- |
0,14 / 4,3 |
0,14 / 3,8 |
Всего: цент/кВт.ч / проценты |
5,9 / 100 |
4,4 / 100 |
4,0 / 100 |
3,23 / 100 |
3,69 / 100 |
Вывод
В России работает 14 водо-водяных реакторов типа ВВЭР общей мощностью 10640 МВт и 11 канальных графитовых реакторов типа РБМК общей мощностью 11000 МВт. За рубежом реакторов канального типа, аналогичным РБМК, не строят.
Главное преимущество реакторов типа ВВЭР перед РБМК состоит в их большей безопасности. Это определяется тремя причинами:
реактор ВВЭР принципиально не имеет так называемых положительных обратных связей, т.е. в случае потери теплоносителя и потери охлаждения активной зоны цепная реакция горения ядерного топлива затухает, а не разгоняется, как в РБМК;
активная зона ВВЭР не содержит горючего вещества (графита), которого в активной зоне РБМК содержится около 2 тыс. т;
реактор ВВЭР имеет защитную оболочку, не допускающую выхода радиоактивности за пределы АЭС даже при разрушении корпуса реактора; выполнить единый защитный колпак для РБМК невозможно из-за большой разветвленности труб реакторного контура.
Самое главное преимущество ВВЭР — большая безопасность, значение которого полностью осознали, к сожалению, лишь после Чернобыльской катастрофы, хотя это было известно давно. И то, что в энергетике России энергоблоки РБМК получили тем не менее широкое распространение, объяснятся тем, что до ввода в конце 70-х годов завода «Атоммаш», производящего ректоры типа ВВЭР, СССР мог производить только по одному корпусу реактора в год (на Ижорском заводе). Сейчас Россия производит только усовершенствованные высоконадежные реакторы типа ВВЭР. Завод «Атоммаш» может изготавливать от 4 до 8 реакторов в год.
Список литературы
Лескин С.Т. Физические особенности и конструкция реактора ВВЭР-1000 Издательство: МИФИ 2011
Резепов В.К., Денисов В.П., Кирилюк Н.А., Драгунов Ю.Г., Рыжов Ю.Б. Реакторы ВВЭР-1000 для атомных электростанций ОКБ «Гидропресс», 2004, 333 с
.Шмелев В.Д., Драгунов Ю.Г., Денисов В.П., Васильченко И.Н.Активные зоны ВВЭР для атомных электростанций М., ИКЦ «Академкнига», 2004, 220 с.
Петров П.А. Ядерные энергетические установки М.-Л., Госэнергоатомиздат, 1958, 252 с.
http://www.atomic-energy.ru
http://www.elemash.ru
http://atomas.ru