Ядерная паропроизводящая установка

Виды ядерных паропроизводящих установок и состав оборудования. Преимущества и недостатки разных видов теплоносителей. Конструкционная схема водо-водяного реактора. Система компенсации изменений объема теплоносителя. Требования к воде первого контура.

Рубрика Физика и энергетика
Вид шпаргалка
Язык русский
Дата добавления 30.11.2016
Размер файла 1,8 M

Отправить свою хорошую работу в базу знаний просто. Используйте форму, расположенную ниже

Студенты, аспиранты, молодые ученые, использующие базу знаний в своей учебе и работе, будут вам очень благодарны.

Размещено на http://www.allbest.ru/

1. Виды ЯППУ и состав оборудования

Принцип действия ЯППУ поясним применительно к наиболее распространенной в настоящее время двухконтурной ЯЭУ. При этом под двухконтурной будем понимать установку, имеющую в своем составе два главных теплопередающих контура (рис. 1.1) -- контур циркуляции теплоносителя (первый контур) и контур циркуляции рабочего тела (второй контур). Теплоотвод от первого контура ко второму осуществляется в парогенераторе (ПГ), через который прокачиваются названные выше среды, разделенные теплопередающей поверхностью. В современных установках такого типа в качестве теплоносителя и рабочего тела чаще всего используется вода.

ЯППУ содержит контур циркуляции теплоносителя и участок второго контура, являющийся конструкционным элементом ПГ. Кроме того, в состав ППУ входят вспомогательные контуры, системы и механизмы, о которых будет сказано ниже.

При работе реактора в его активной зоне генерируется тепло, отводимое из реактора с помощью прокачиваемого через активную зону теплоносителя. За счет поддержания высокого давления в первом контуре теплоноситель может быть нагрет без кипения до температуры, достаточной для испарения в ПГ рабочего тела, давление которого существенно меньше давления теплоносителя. Образовавшийся пар подается на паротурбинную установку, срабатывается в турбине и затем конденсируется в главном конденсаторе.

Насосы перекачивают конденсат обратно в парогенератор, где он снова превращается в пар.

Рассмотренная двухконтурная установка является лишь одним из возможных вариантов схемных решений. Многообразие типов главных и вспомогательных элементов установок и способов их использования предопределяет существование многочисленных разновидностей ППУ.

ЯППУ делятся по признакам:

- По числу главных теплопередающих контуров различают одноконтурные, двухконтурные и трехконтурные установки.

В одноконтурных установках теплоноситель является одновременно и рабочим телом. Парогенератор в таких установках отсутствует, так как пар, необходимый для паротурбинной установки, генерируется непосредственно в водо-водяном кипящем реакторе. При прочих равных условиях одноконтурные установки наиболее просты по составу оборудования и экономичны. Однако вследствие радиоактивности оборудования ППУ и ПТУ в этом случае требуется громоздкая биологическая защита и усложняются условия обслуживания установки. Кроме того, при этом существенно повышаются требования к надежности механизмов и систем.

Двухконтурные ядерные ППУ (рис. 1.1) имеют в своем составе первый и часть второго контура, а в качестве основного теплопередающего звена -- ПГ. Обычно в подобных установках используются реакторы с водой под давлением, хотя в принципе для них пригодны почти все существующие типы реакторов. Большим достоинством установок этого типа, обеспечившим их широкое применение, является неактивность оборудования ПТУ, что облегчает биологическую защиту и упрощает обслуживание установки. Недостатком является наличие ПГ, снижающего надежность и экономичность ППУ.

В трехконтурных установках между контуром циркуляции теплоносителя и контуром рабочего тела включается промежуточный замкнутый теплопередающий контур. Необходимость применения промежуточного контура возникает при использовании в составе ППУ реакторов на жидком топливе или с жидкометаллическими теплоносителями (такими как натрий, калий, литий), которые при отсутствии подобного защитного барьера могут вступить в бурную химическую реакцию с рабочим телом (водой или паром) в случае возникновения теплоносителей в трубной системе ПГ. Введение промежуточного теплопередающего контура усложняет установку, снижает ее надежность и экономичность.

- По типу реакторов, входящих в состав ППУ, различают установки: с реакторами на тепловых E<0,1 кэВ, промежуточных 0,01 кэВ<E< 100 кэВ или быстрых нейтронах > 100 кэВ (отличие спектров нейтронов); с гетерогенными (в активной зоне материалы расположены таким образом, что его нейтронные характеристики не могут быть описаны с достаточной точностью в предположении равномерного распределения этих материалов. Основным достоинством является локализация ядерного топлива и продуктов деления внутри твэлов. Это существенно повышает безопасность таких реакторов, упрощает их биологическую защиту и условия обслуживания.), гомогенными или газофазными (активная зона находится в состоянии плазмы) реакторами (отличие структуры активной зоны); с корпусными (активные зоны заключены в корпуса, способные выдерживать свойственные данным реакторам термические нагрузки и давления), канальными (в активных зонах теплоноситель прокачивается через содержащие ядерное топливо герметичные каналы, каждый из которых рассчитан на предельно допустимое давление теплоносителя) или интегральными реакторами (в корпусах которых располагается все основное оборудование паропроизводящих установок. В эксплуатационной практике такие реакторы часто называют моноблоками) (конструктивные отличия); с водо-водяными, жидкометаллическими или газоохлаждаемыми реакторами (отличие по виду теплоносителя).

- По виду теплоносителя различают ЯППУ с водяным теплоносителем (водой, тяжелой водой. являются хорошими замедлителями нейтронов. Поэтому в ЯППУ с тепловыми реакторами они могут использоваться и как теплоносители, и как замедлители одновременно); жидкометаллическим теплоносителем (свинцом, висмутом, натрием, калием, литием и др. в установках с быстрыми реакторами для отвода тепла из активных зон используются не обладающие свойствами замедлителей жидкие металлы и некоторые газы.); газовым теплоносителем (диоксидом углерода, гелием, азотом и др.); органическим теплоносителем (углеводородом типа дифенила, трифенила и др. обладают неудовлетворительной термической и радиационной стойкостью, вследствие чего в настоящее время в энергетике они практически не применяются.).

- По типу ПГ, входящих в состав ЯППУ, различают следующие установки: с прямоточными ПГ(движение пароводяной смеси осуществляется под действием напора, создаваемого питательным насосом, и кратность циркуляции равна единице (т. е. вся поступающая в испаритель вода превращается на выходе из него в пар)), ПГ с естественной (Если движение рабочего тела в испарителе ПГ происходит под действием напора, возникающего вследствие разности плотностей воды в опускном участке и пароводяной смеси в подъемном участке замкнутого испарительного контура) и многократной принудительной циркуляцией рабочего тела (отличие принципа движения рабочего тела в испарителе когда движение рабочего тела в замкнутом контуре испарителя обеспечивается включенным в опускную ветвь циркуляционным насосом);

(Паропроизводящие установки с прямоточными ПГ имеют лучшие компоновочные и массогабаритные характеристики, однако надежность таких ПГ не во всех случаях достаточно высока. Тем не менее, прямоточные ПГ нашли широкое применение в ядерной энергетике. Кроме хороших массогабаритных показателей этому способствует то, что только в таких ПГ давление вырабатываемого пара не зависит от тепловой нагрузки ПГ, так как при изменении мощности установки в ПГ этого типа происходит перераспределение поверхности нагрева между экономайзерной, испарительной и пароперегревательной зонами.

Отсутствие жесткой связи между программами изменения давления пара и средней температуры теплоносителя при регулировании мощности установки -- важное достоинство прямоточных ПГ, позволяющее реализовать оптимальные программы регулирования как ППУ, так и ПТУ. Парогенераторы с МПЦ и ЕЦ рабочего тела не обладают таким свойством. Наличие у них при любых нагрузках постоянных площадей поверхностей теплопередачи в экономайзерном, испарительном и пароперегревательной участках приводит к тому, что с уменьшением мощности (при постоянных средней температуре и расходе теплоносителя) давление генерируемого пара нужно увеличивать. Это нежелательно для паротурбинной установки, так как при этом усложняется регулирование турбины, ухудшаются условия работы проточной части (возрастает влажность пара) и увеличиваются затраты энергии на привод питательных насосов.) с различным способом омывания теплопередающей поверхности в ПГ (теплоноситель в трубках, теплоноситель в межтрубном пространстве);

(когда внутри труб проходит рабочее тело, а теплоноситель циркулирует в межтрубном пространстве, конструкция ПГ получается предельно простой и гидравлическое сопротивление первого контура мало. Однако гидравлическое сопротивление ПГ по второму контуру в этом слyчae достигает больших значений, и возникает опасность неустойчивой работы параллельно включенных змеевиков. Для стабилизации расхода рабочего тела появляется необходимость значительного дросселирования каждого змеевика ПГ. Это еще больше увеличивает сопротивление по второму контуру и требует соответствующего увеличения напора питательного насоса. Парогенераторы с циркуляцией теплоносителя внутри труб обладают большим гидравлическим сопротивлением первого контура и сложнее по конструкции, но требуемый напор питательного насоса в этом случае значительно меньше и устойчивость работы ПГ обеспечена.) с различным конструкционным исполнением ПГ (отличия в числе корпусов ПГ, конфигурациях поверхности теплообмена и т. д.).

Различают ПГ: однокорпусные и многокорпусные; горизонтальные и вертикальные; с прямым, U-, L-, П-образным и комбинированным (прямым с разными диаметрами по высоте) корпусами; со змеевиковой и трубчатой поверхностями теплообмена, а также с элементами типа «труба в трубе» и «пучок труб в трубе». Кроме того, ПГ с МПЦ и естественной циркуляцией могут существенным образом различаться по конструкции и компоновке сепараторов пара.

По способу обеспечения циркуляции теплоносителя различают ППУ с естественной и принудительной циркуляцией. В первом случае движущий напор создается за счет разной плотности теплоносителя в подъемной ветви, куда включен реактор, и в опускной ветви, в состав которой входит расположенный выше реактора ПГ. Во втором случае прокачка теплоносителя по первому контуру обеспечивается циркуляционным насосом.

Достоинством установок с естественной циркуляцией теплоносителя является меньший расход энергии на собственные нужды, большие надежность и безопасность. В этом случае исключается опасность возникновения целой серии аварийных режимов, обусловленных поломкой или обесточиванием циркуляционных насосов первого контура. В то же время отказ от принудительной циркуляции теплоносителя влечет за собой существенное увеличение габаритных размеров ЯППУ из-за необходимости разнесения по высоте реактора и ПГ, а также вследствие увеличения площадей их теплопередающих поверхностей. Увеличение площадей теплопередающих поверхностей необходимо для того, чтобы скомпенсировать ухудшение теплоотдачи в парогенераторе при снижении скорости теплоносителя.

По типу системы компенсации изменений объема теплоносителя различают ЯППУ с газовой и паровой системами компенсации. Основным элементом системы компенсации являются компенсаторы объема (КО), представляющие собой баллоны высокого давления, нижняя часть которых заполнена теплоносителем и соединена с первым контуром, а верхняя часть заполнена газом или паром в зависимости от типа системы.

Газовая система компенсации используется в ЯППУ с любым теплоносителем. Паровая же система пригодна только для ЯППУ с водяным теплоносителем, так как паровая подушка в компенсаторах объема создается посредством испарения части теплоносителя при включении электрогрелок, установленных в нижней части КО. К Числу достоинств газовой системы следует отнести также ее постоянную готовность к работе и отсутствие затрат энергии на создание и поддержание давления в контуре.

Определенными положительными качествами обладает и паровая система КО: отсутствует разветвленная газовая система со сложной арматурой высокого давления; исключается контакт теплоносителя с газом, растворение которого и диффузия в контур ухудшает водный режим (ускоряет процессы коррозии) и отрицательно влияет на теплообмен; упрощается конструкция системы.

В состав основного оборудования ЯППУ входят:

- ядерный реактор;

- ПГ-- кроме кипящих реакторов (BWR, РБМК и др.), в которых роль парогенератора играет сам реактор;

- (ГЦН) -- наиболее ответственное оборудование ЯППУ, так как должны обеспечивать циркуляцию теплоносителя через активную зону реактора для отвода тепла. Также на них возлагается задача при обесточивании собственных нужд энергоблока обеспечить инерционный выбег для аварийного расхолаживания в первые минуты, а затем перехода на естественную циркуляцию теплоносителя;

- главный циркуляционный контур (ГЦК) -- так называют основное оборудование ЯППУ, соединённое между собой трубопроводами;

- КД -- специальная ёмкость, подключённая к главному циркуляционному контуру, предназначенная для компенсации изменений объёма теплоносителя и поддержания давления в контуре. Имеется у реакторов с водой под давлением, кипящим реакторам не требуется, его роль выполняет паровой объём теплоносителя в контуре (например, у РБМК, образуемый в барабан-сепараторах);

- сепарационные устройства -- используются в кипящих реакторах для осушки генерирующегося пара;*

2. Характеристики АЭС с ВВЭР 1000

В лк Колпаков приводил так же:

*обогащение: 3,6; 2,4; 1,6;

*d табл: 7,6 мм;

*размер под ключ: 23,8 см;

*число петель: 4;

*кпд: 34 %;

*расход теплоносителя: 19 т/с;

*суммарная длина твэл: 170 км;

*удельная мощность твэл: 170 Вт/см.

3. Виды теплоносителей. Их преимущества и недостатки

В качестве теплоносителя в реакторах применяют различные жидкие и газообразные рабочие тела. Принятый теплоноситель должен удовлетворять заданным условиям теплопереноса, расход энергии на его прокачивание должен быть минимальным, кроме того, теплоноситель должен обладать приемлемыми ядерно-физическими, химическими, коррозионными и другими свойствами.

Вода

затраты на получение воды минимальны; достаточно низкая температура плавления позволяет обойтись без специальных систем обогрева в условиях монтажа и эксплуатации; вследствие малой вязкости воды для перекачки ее через активную зону можно применять центробежные насосы, причем затраты мощности на перекачку невелики; вода легко образует пар в активной зоне и совместима со многими конструкционными материалами. Однако следует учитывать радиолиз воды, ведущий к накоплению в реакторе кислорода и водорода, а также то обстоятельство, что при высоких температуре и давлении вода химически агрессивна по отношению к топливу и конструкционным материалам.

В некипящих водо-водяных реакторах температура воды на выходе из реактора, с повышением которой повышается КПД установки, принимается ниже температуры кипения при данном давлении на 10--30 °С. Этот недогрев до кипения предупреждает закипание воды в случае тепловой и гидравлической неравномерности, а также при отклонении мощности, расхода теплоносителя и давления его в первом контуре от допустимых значений. Выбор давления, а следовательно, и температуры теплоносителя за реактором производят исходя из поставленных требований.

Температура воды на входе в реактор зависит от многих факторов. Для более благоприятной работы материалов и большей устойчивости нейтронных характеристик целесообразно иметь в реакторе небольшой перепад температур по теплоносителю, но при этом повышается температура его на входе, что при данной тепловой мощности приводит к увеличению расхода теплоносителя, а поэтому и мощности на его прокачку.

Следует учитывать и влияние режима работы парогенератора, в котором вода отдает тепло на образование пара из воды второго контура.

В реакторах с водяным охлаждением важной предельной характеристикой являются условия возникновения кризиса теплообмена. При движении двухфазного потока в трубах могут возникать кризисы теплообмена первого и второго рода.

На рис. 1.7 приведена качественная картина процессов, происходящих в длинной теплоотдающей трубе. Теплоноситель в трубе проходит три области: а -- без кипения; б -- пристеночного кипения и в -- кипения в объеме. В области а коэффициент теплоотдачи (кривая 4) практически не меняется. При переходе в область пристеночного кипения б теплоотдача резко возрастает и остается примерно постоянной, пока пузырьковый режим кипения не сменится пленочным (область в). При пленочном кипении стенка трубы отделяется от жидкости пленкой пара; с развитием этого процесса теплоотдача быстро ухудшается, что приводит к повышению температуры стенки и пережогу трубы. Такое явление -- переход пузырькового режима кипения в пленочный -- называется кризисом теплообмена первого рода; он происходит при сравнительно малом паросодержании и высоких тепловых нагрузках qup.

Кризис теплообмена второго рода возникает в связи с испарением микропленки, движущейся по стенке трубы. Он появляется при значительном паросодержании, когда устанавливается дисперсионно-кольцевой режим течения.

Рис. 1 Качественная характеристика процессов, происходящих в длинной теплоотдающей трубе при кипении теплоносителя: 1 -- температура теплоносителя; 2 -- температура стенки трубы; 3 -- температура насыщения; 4 -- коэффициент теплоотдачи

Если основной причиной возникновения кризиса первого рода является недостаточная скорость удаления пузырей пара от стенки твэла, то при кризисе второго рода такой причиной является недостаточный приток жидкости к стенке твэла, при этом тепловой поток имеет существенно меньшее значение, чем при кризисе первого рода.

Жидкие металлы

В качестве теплоносителя кроме обычной и тяжелой воды могут быть использованы жидкие металлы как легкие (Li, Na, К, их сплавы), так и тяжелые (Hg, Bi, Pb, сплав Pb--Bi).

Главное преимущество жидких металлов -- очень хорошие теплофизические свойства, что обеспечивает интенсивный теплосъем. Высокая температура кипения жидких металлов способствует получению в энергетических установках водяного пара высоких параметров. Особенно следует отметить высокую теплопроводность жидких металлов, что обеспечивает высокие коэффициенты теплоотдачи. Небольшая вязкость жидких металлов позволяет использовать для их перекачивания центробежные насосы, а хорошая электропроводность -- электромагнитные насосы.

Недостатком жидкометаллических теплоносителей является их интенсивная окнсляемость, что приводит к необходимости надежной герметизации жидкометлллических контуров и наличию атмосферы инертного газа над свободной поверхностью жидкого металла.

Наличие в жидких металлах примесей приводит к отложению последних на поверхностях теплообмена, что сильно снижает коэффициент теплопередачи.

Температура жидкометаллического теплоносителя на выходе из реактора определяется не свойствами теплоносителя, а свойствами материалов активной зоны, их способностью работать в области принятых расчетных температур.

Жидкие металлы не являются замедлителями, более того, некоторые из них сильно поглощают нейтроны, поэтому необходимо снижать процентное содержание жидкометалличсского теплоносителя в активной зоне. Это достигается, в частности, повышением интенсивности теплообмена за счет увеличения скорости и температурного перепада теплоносителя в активной зоне.

Газ

В качестве теплоносителей могут быть использованы и газы -- CO2, Не, водяной пар и диссоциирующие газы (например N204).

К преимуществам газовых теплоносителей относятся их невысокая коррозионная активность, обеспечение экономии нейтронов; при потере теплоносителя реактивность газоохлаждаемого реактора меняется незначительно. Применение газа в паротурбинных установках даст возможность поднять температуру в первом контуре до 700--800 °С, что повышает КПД паротурбинной установки. Использование твэлов с неметаллическими покрытиями открывает дальнейшие возможности повышения температуры газа на выходе из реактора (до 1400 °С).

Отличительной особенностью газовых теплоносителей по сравнению с водой и жидкими металлами является низкое значение коэффициентов теплоотдачи; знание точного значения этих коэффициентов имеет первостепенное значение, так как даже небольшие погрешности в оценках приведут к большим ошибкам в определении температурного уровня работы материалов реактора.

При газовом охлаждении важную роль играют вопросы искусственной интенсификации теплосъема, так как при этом можно добиться значительного снижения температуры твэлов. Значительной интенсификации теплообмена можно достичь возмущением потока с помощью турбулизаторов, специально созданной шероховатости теплоотдающей поверхности, путем искусственных колебаний расхода теплоносителя, введением в поток второй фазы. Вследствие того что интенсификация теплообмена приводит к заметному увеличению гидравлического сопротивления, необходимо установить оптимальное соотношение между увеличением теплообмена и дополнительными затратами на перекачку теплоносителя.

4. Конструкция ВВЭР. Корпус реактора

Корпус современного водо-водяного реактора представляет собой сосуд высокого давления, состоящий из одной или нескольких сваренных торцами цилиндрических обечаек и приваренного к ним эллиптического или сферического (в зарубежных проектах) днища. Представленный на рис. 1.7 корпус реактора изготовлен посредством сварки цилиндрической обечайки с эллиптическим днищем 31. В верхней части корпус ослаблен: сверлениями, соединяющими внутреннюю полость реактора с приваренными к обечайке подводящими 18 и отводящими 14 патрубками, поэтому для сохранения равнопрочности конструкции верхняя часть обечайки соответствующим образом утолщена.

Обечайка корпуса -- кованная из термостойкой перлитной стали. Днище -- штампованное, изготовленное из стали того же класса. Для уменьшения коррозии все внутренние поверхности корпуса плакированы нержавеющей аустенитной сталью. Плакировка осуществляется посредством нанесения наплавки электродами соответствующего состава. Наплавка наносится в несколько слоев с последующей обработкой и полировкой поверхности. Толщина наплавки обычно лежит в диапазоне от 5 до 15 мм.

К внутренней поверхности обечайки корпуса приварено кольцо 17, предназначенное для фиксации корзины активной зоны и для крепления к нему посредством сварки двух изготовленных из нержавеющей стали цилиндрических обечаек 24 невыемного экрана. Эти обечайки совместно с омывающей их водой образуют радиационную защиту, уменьшающую потоки нейтронов и v-квантов, достигающих внутренней поверхности корпуса реактора. Это необходимо для снижения радиационных повреждений металла корпуса, следствием которых является его охрупчивание. Кроме того, омываемые водой обечайки выполняют роль теплового экрана, так как снижение интенсивности облучения корпуса ведет к уменьшению энерговыделения в нем.

Аналогичное назначение имеет нижний (днищевый) экран, образованный расположенными одна над другой плитами 30 из нержавеющей Стали. Крепление и дистанционирование плит осуществляются на центральном штыре, приваренном к днищу реактора.

В верхнем торце корпуса имеются нарезные отверстия, в которые ввертываются шпильки 7, предназначенные для обжатия фланца 9, фиксирующего крышку реактора и герметизирующего стык крышки с корпусом.

Буртом 21 реактор опирается на фундаментное кольцо бака биологической защиты, в который погружается корпус реактора (см. рис. 1.2). В некоторых проектах роль опорного кольца выполняют приваренные к днищу опоры-лапы, которыми реактор упирается в дно бака биологической защиты.

Крышка реактора.

Крышки водо-водяных реакторов бывают плоскими, эллиптическими и сферическими. Плоские крышки отличаются простотой конструкции, а эллиптические и сферические-- более высокой прочностью.

Изображенная на рис. 1.7 плоская крышка реактора состоит из силовой плиты 6 и защитной пробки, расположенной в специальном коробе, закрытом сверху кольцевым листом 3.

Силовая плита изготовляется из термостойкой перлитной стали. Для уменьшения коррозии ее нижняя и боковая поверхности, как и внутренняя поверхность корпуса реактора, покрываются наплавкой из нержавеющей аустенитной стали.

К нижнему торцу крышки крепится плита 12 верхнего экрана, назначение которой аналогично назначению рассмотренных выше экранов. Кроме того, совместно с силовой плитой 6 плита 12 образует застойную зону, предохраняющую крышку реактора от тепловых ударов при резких изменениях температуры теплоносителя в сборной камере.

При отсутствии такой застойной зоны резкие изменения температуры теплоносителя на выходе из технологических каналов (например, уменьшение температуры при аварийном выключении реактора) вызвали бы соответствующие колебания температуры нижней части силовой плиты, что могло бы привести к ее деформации и разуплотнению корпуса реактора.

Для герметизации проходящих через крышку реактора чехлов поглощающих стержней и датчиков системы теплотехнического контроля, а также для защиты этих чехлов от механических деформаций и организации (при необходимости) их охлаждения водой третьего контура в крышке установлены гильзы из нержавеющей стали (на рисунке не показаны), приваренные в нижней части к наплавке крышки. Уплотнение чехлов в гильзах осуществляется с использованием прокладок из отожженного никеля или меди. Герметизация зазора между гильзой и чехлом достигается посредством обжатия прокладки специальной гайкой узла уплотнения.

Для прохода тяги 1 компенсирующей решетки в силовой плите крышки реактора предусмотрено центральное сверление, куда устанавливается гильза 2 из нержавеющей стали. В нижней части эта гильза приваривается к наплавке крышки. Верхняя часть гильзы имеет резьбовой участок для присоединения привода компенсирующей решетки.

На силовой плите крышки в специальном коробе монтируется защитная пробка, обеспечивающая необходимое ослабление потока нейтронов и у-квантов, а также тепловую изоляцию крышки. В соответствии с назначением защитная пробка состоит из слоев теплоизолирующего материала 5 и биологической защиты 4.

Внутрикорпусные устройства

Главной составной частью реактора является цилиндрическая активная зона, представляющая собой комплект размещенных в воде тепловыделяющих сборок (ТВС) 23 с органами регулирования реактора и другими конструкционными элементами, расположенными между ТВС. Вода, заполняющая пространство между ТВС (межканальное пространство) и пространство между тепловыделяющими элементами внутри ТВС, выполняет две функции: она является замедлителем нейтронов, рождающихся в топливе твэлов при делении ядер урана, и одновременно служит теплоносителем, отводящим из активной зоны генерируемое в ней тепло. Отсюда и название «водо-водяной реактор». Высота активной зоны равна высоте топливной части твэла, а ее диаметр можно в первом приближении считать равным диаметру окружности, описанной вокруг всех загруженных в реактор ТВС.

Каждая ТВС крепится верхним торцом к трубе-подвеске 19. Конструкция, образованная ТВС и подвеской, называется технологическим каналом. Количество технологических каналов в реакторе может быть достаточно большим.

Теплотехнические каналы размещаются на равном удалении один от другого* внутри корзины активной зоны, образованной верхней 15 и нижней 28 плитами и закрепленным между ними выемным экраном, представляющим собой сварную конструкцию из двух цилиндрических обечаек 22 и колец 16 и 27. Главным назначением выемного экрана является радиационная защита корпуса реактора и разделение полостей с разным давлением теплоносителя для обеспечения его циркуляции в активной зоне.

* Равномерность размещения технологических каналов достигается посредством установки их в точках, являющихся узлами правильной геометрической решетки, характеризуемой типом (треугольная, шестиугольная, квадратная и т. д.) и шагом, т. е. расстоянием между осями технологических каналов.

С учетом неизбежных температурных изменений длины технологических каналов они крепятся только к верхней плите, а в гнездах нижней плиты лишь центруются хвостовиками ТВС. Крепление каналов к верхней плите осуществляется по принципу подвешивания. Каналы проходят через сверления в плите, опираясь на нее своими буртами, диаметр которых больше диаметра Сверлений, и поджимаются сверху силовой плитой 6 крышки реактора. Усилие нажатия крышки через подпружиненные головки передается каналам, бурты которых в результате этого плотно прижимаются к верхней плите.

Сама экранная сборка с загруженными технологическими каналами крепится в корпусе реактора также по принципу подвешивания -- посредством болтового соединения верхнего кольца 16 выемного экрана с кольцом 17 невыемного экрана.

Герметичное соединение крышки и корпуса может производиться с помощью прокладок или сварки. На рис. 1.7 показан способ уплотнения разъема между крышкой и корпусом при помощи клиновидной прокладки 10, изготовленной из мягкого металла (например, из меди или никеля). Усилие на прокладку передается через нажимной фланец 9 при затяжке гаек 8 на шпильках 7. В рассмотренной конструкции реализован принцип самоуплотнения, заключающийся в том, что по мере увеличения давления в реакторе прокладка подвергается дополнительному сжатию за счет смещения вверх крышки реактора при неизменном положении нажимного фланца. Чем больше возрастает давление, тем сильнее деформируется прокладка и тем надежнее уплотняется разъем между крышкой и корпусом реактора.

Для поддержания мощности реактора на заданном уровне или изменения ее до необходимого значения используются, стержни АР, изготовляемые из материала, эффективно поглощающего тепловые и надтепловые нейтроны. Для быстрого выключения реактора при возникновении аварийных ситуаций применяются поглощающие стержни АЗ. Кроме того, в качестве органов управления используются различного рода органы компенсации, в частности КС, предназначенные для удержания реактора в выключенном состоянии при начальной сверхкритической загрузке ядерного топлива, для последующего постепенного улучшения условий размножения нейтронов за счет извлечения КС по мере выгорания топлива и для компенсации других эффектов, влияющих на условия размножения нейтронов. Все перечисленные стержни (на рисунке они не показаны) являются исполнительными органами системы управления и защиты (СУЗ) реактора.

Поглощающие стержни -- наиболее распространенный, но далеко не единственный тип органов управления. Так, наряду с КС достаточно широкое применение в качестве органов компенсации нашли компенсирующие решетки, представляющие собой набор перфорированных (для прохода технологических каналов) листов 20 из нержавеющей стали, скрепленных специальными стяжками в единый пакет. Подъем и опускание КР проводится с помощью, тяги 1, соединяющей решетку с ее приводом, размещаемым чаще всего непосредственно на крышке реактора. Для предотвращения радиальных смещений КР обычно предусматриваются направляющие колонны (на рисунке не показаны), закрепляемые в верхней и нижней плитах корзины активной зоны.

В общем случае органов компенсации (компенсирующих решеток или групп КС) в реакторе может быть несколько (каждый со своим приводом). Это позволяет повысить надежность системы компенсации и, кроме того, при раздельном управлении этими органами добиться выравнивания распределения энерговыделения в активной зоне.

По условиям размещения стержней в реакторе различают «сухие» и «мокрые» органы управления. При «сухом» размещении поглощающие стержни перемещаются в герметичных чехлах, препятствующих их контакту с теплоносителем. Чехлы чаще всего устанавливаются между технологическими каналами, хотя возможно их размещение и внутри каналов (вместо части удаляемых в этом случае твэлов). Верхние части чехлов герметизируются в силовой плите 6 крышки реактора, а их нижние концы центруются в гнездах нижней плиты 28. «Мокрое» размещение органов управления предполагает отсутствие каких бы то ни было чехлов. Стержни в этом случае размещаются непосредственно в среде теплоносителя.

Основными достоинствами «сухого» размещения являются; простота и высокая надежность привода для перемещения стержней; возможность замены стержней и привода без разгерметизации первого контура; отсутствие возникающих при «мокром» размещении проблем уплотнения в крышке реактора подвижных тяг органов управлений или применения сложных приводов, работающих в среде первого контура. Вместе с тем «сухие» органы управления обладают некоторыми недостатками: установленные в активной зоне чехлы непроизводительно поглощают нейтроны, экранировка поглощающих стержней чехлами ведет к снижению эффективности стержней и ухудшению условий их охлаждения*.

* При поглощении нейтронов стержни сильно разогреваются. Если не принять специальных мер к их охлаждению (уменьшение зазора между стержнем и чехлом, заполнение чехлов газом с высоким коэффициентом теплопроводности к т. д.), температура поглощающих стержней при работе реактора может превысить. 1000 °С. Опасность такого перегрева заключается в том, что при этом может возникнуть коробление стержней и заклинивание их в чехлах.

Для контроля за работой реактора используются различные внутриреакторные и внереакторные детекторы. Самыми распространенными из числа внутриреакторных детекторов являются термодатчики (термометры сопротивления и термопары), с помощью которых измеряют температуру теплоносителя на входе в реактор и выходе из него, а в некоторых случаях и на выходе из наиболее теплонапряженных технологических каналов.

В корпусе реактора могут размещаться также различные вспомогательные трубопроводы, например доходящая до днища вертикальная труба осушения реактора, через которую в случае необходимости можно выдавить теплоноситель, создав газовую подушку в верхней части реактора; патрубки системы автономного расхолаживания и другие системы.

5. Схема ЯППУ ВВЭР

Система компенсации изменений объема теплоносителя.

Система предназначена для создания начального давления в первом контуре и поддержания его в заданных пределах во время работы ЯППУ посредством компенсации температурных изменений объема теплоносителя. Чрезмерное повышение давления в первом контуре представляет опасность в отношении прочности оборудования, а снижение давления ниже уровня насыщения при имеющейся температуре теплоносителя может привести к запариванию активной зоны, срыву циркуляции теплоносителя и пережогу твэлов.

Компенсатор объема частично заполнен теплоносителем и соединен по принципу сифона с первым контуром. Верхняя часть компенсатора заполнена газом, выполняющим роль демпфера при изменениях уровня теплоносителя в КО*.

* При увеличении средней температуры теплоносителя в первом контуре вода выдавливается, в КО и уровень в нем растет. Уменьшение средней температуры дает обратный эффект.

Для ограничения отклонений давления в первом контуре при колебаниях средней температуры теплоносителя обычно возникает необходимость увеличения объема газовой подушки в КО посредством подключения к верхней части компенсатора группы газовых баллонов 7, называемых ресиверными баллонами. Вторая группа баллонов 8 предназначена для создания заданного начального давления в первом контуре и для восполнения потерь газа. Поэтому она называется резервной группой.

Большое значение для обеспечения надежной работы установки имеет контроль за уровнем теплоносителя в КО. Чрезмерное снижение уровня опасно возможностью заброса газа в контур с последующим срывом циркуляции теплоносителя, а переполнение КО грозит опрессовкой первого контура. Поэтому компенсаторы всегда оснащаются надежными уровнемерами (часто это ультразвуковые уровнемеры, излучатель и приемник которых монтируется в трубе, расположенной по оси компенсатора).

Система подпитки первого контура. Система служит для восполнения потерь теплоносителя, обусловленных в период нормальной эксплуатации отбором проб воды для радиохимического анализа или частичным дренированием контура при выполнении некоторых технологических операций, а в аварийных ситуациях -- утечкой теплоносителя через неплотности оборудования первого контура.

Система подпитки обычно состоит из двух плунжерных подпиТочных насосов 9, способных создавать давление, превышающее рабочее давление в первом контуре, подпиточной цистерны 10 с запасом воды высокой чистоты, трубопроводов и арматуры. Контроль за количеством воды в первом контуре при включении и в процессе работы системы подпитки ведется по показаниям уровнемеров в КО.

В случае необходимости надежного долговременного выключения ядерного реактора при выходе из строя его системы управления насосы системы подпитки могут быть использованы также для подачи в первый контур жидкого поглотителя нейтронов.

Система очистки теплоносителя.

Эта система, предназначенная для удаления из воды первого контура взвешенных и растворенных примесей, во время эксплуатации ЯППУ, входит в состав подавляющего большинства установок. Несмотря на то что перед заполнением первого контура внутренние поверхности оборудования тщательно промываются, а заливаемый теплоноситель очищается по специальной технологии, при работе ЯППУ концентрация примесей в теплоносителе увеличивается. Основными причинами этого загрязнения являются процессы коррозии и эрозии материалов первого контура, а также возможные нарушения герметичности оболочек твэлов с попаданием в контур продуктов деления ядерного топлива. Опасность подобного загрязнения заключается в том, что активирующиеся при прохождении через реактор примеси и радиоактивные продукты деления топлива увеличивают радиоактивность теплоносителя, в результате чего затрудняется доступ к оборудованию первого контура для его обслуживания. Кроме того, отложение примесей на оболочках твэлов может привести к возникновению локальных перегревов из-за ухудшения условий теплоотвода.

Примеси из теплоносителя удаляются посредством прокачки части теплоносителя через механические и ионообменные фильтры. В первых удаляются взвешенные, а во вторых растворенные примеси. Эти функции могут быть совмещены также в одном фильтре.

Так как длительная работоспособность ионообменных смол сохраняется лишь при температуре не более 60 °С, обязательным элементом системы очистки является холодильник 4 в котором подаваемый на фильтр 5 теплоноситель охлаждается водой третьего контура.

6. Насосы ЯППУ

Специфика работы ЦНПК (циркуляционных насосов первого контура) в составе ЯППУ заключается в том, что перекачиваемая вода имеет высокие давление (около 20 МПа) и температуру (около 300 °С), радиоактивна и что отказ насоса может повлечь за собой тяжелую аварию реактора, связанную с расплавлением твэлов. Эти обстоятельства предопределили жесткость требований, предъявляемых к циркуляционным насосам первого контура. Важнейшими из этих требований являются: высокая надежность работы ЦНПК без непосредственного их обслуживания персоналом; полное отсутствие утечки перекачиваемого радиоактивного теплоносителя или сведение этой утечки к некоторому минимальному и контролируемому значению; большое время выбега ротора насоса при обесточивании его привода*.

*Выполнение этого требования позволяет улучшить температурный режим активной зоны в аварийных ситуациях, обусловленных обесточиванием привода ЦНПК.

По результатам выполнения второго требования циркуляционные насосы первого контура можно разделить на две группы: герметичные и с ограниченной контролируемой протечкой.

Герметичные насосы представляют собой единый насосный агрегат, в котором электродвигатель и гидравлическая часть размещены в общем корпусе. Такое решение полностью исключает утечку теплоносителя, так как вал насоса не выходит из корпуса и отпадает необходимость его уплотнения, а неподвижные сопрягаемые детали уплотняются посредством сварки или с помощью разъемных соединений с прокладками.

По условиям работы обмоток статора электродвигателя герметичные насосы в свою очередь можно разделить на две группы: с сухим статором электродвигателя и с мокрым.

Для пояснения принципов устройства центробежного герметичного насоса с сухим статором электродвигателя рассмотрим конструкционную схему ЦНПК [4], представленную на рис. 1.3. Объектом рассмотрения является вертикальный насос с нижним консольным расположением рабочего колеса. В качестве привода использован асинхронный электродвигатель с короткозамкнутым ротором.

Как видно из рисунка, корпус насоса 19, корпус электродвигателя 10 и крышка 1 сопрягаются в единую конструкцию с помощью шпилек. Для уплотнения соединений используются медные прокладки 2. Приемный 20 и нагнетательный 16 патрубки насоса соединяются с соответствующими участками первого контура посредством сварки.

На внутренней поверхности корпуса электродвигателя закреплены железо 8 и обмотки 13 статора. В сверлении корпуса размещен герметичный подвод питания 4 к обмоткам статора. Статорная полость герметизирована тонкой металлической рубашкой 9, приваренной верхней и нижней частями к внутренней поверхности корпуса электродвигателя. .

По условиям работы в электродвигателе изолирующая рубашка 9 должна быть изготовлена из немагнитного материала, обладающего достаточной пластичностью и большим электрическим сопротивлением. Этим требованиям удовлетворяют нихром, сплав ЭИ-435 и некоторые марки нержавеющих сталей. Толщина рубашки должна быть по возможности малой (обычно она составляет около 0,5 мм). В то же время должна быть обеспечена целость рубашки в условиях высокого внутреннего давления и неравномерных температурных расширений отдельных частей статора.

При использовании тонкой рубашки эта задача может быть решена только посредством правильного выбора ее размеров. Необходимо, чтобы при опрессовке рубашка опиралась на железо статора и передавала через него всю нагрузку корпусу электродвигателя. На случай возможного разрыва рубашки корпус необходимо рассчитывать на максимальное давление в первом контуре, а подвод питания к обмоткам статора выполнять герметичным.

В корпус насоса 19 вмонтирована напорная камера 7, в которой вращается рабочее колесо 18, На верхнем торце колеса размещен кольцевой выступ, образующий камеру, предназначенную для разгрузки осевых усилий. Рабочее колесо консольно закреплено на валу 15 ротора электродвигателя 7. Ротор набран из листов электротехнического железа, пазы ротора залиты алюминием. Для предотвращения коррозии железа ротор помещен в герметичную оболочку, образованную цилиндрической нихромовой рубашкой и приваренными к ней торцевыми стальными крышками.

Вал насоса вращается в двух гидростатических* подшипниках. Нижний подшипник 14 является радиальным, а верхний 5, 3 -- комбинированным радиально-осевым. Смазка подшипников осуществляется перекачиваемой водой, которая подается к подшипникам с помощью импеллера 6, закрепленного на верхнем торце ротора электродвигателя.

*Гидростатические подшипники позволяют обеспечить чисто жидкостное трение, что практически исключает их износ при работе. Трение шейки вала по вкладышу происходит только при пусках и остановках агрегата, если не предусмотрен автономный источник подачи воды к ним. Устройство и принцип действия гидростатических подшипников рассмотрены в [5].

Кроме смазки и охлаждения подшипников вода, нагнетаемая импеллером, используется для отвода тепла, выделяющегося в результате электрических потерь в роторе, а также вследствие перетечек тепла из напорной камеры в роторную полость и трения ротора о воду. Для этого с помощью импеллера организуется циркуляция теплоносителя по замкнутому циклу: от импеллера вода поступает в щелевой зазор между статором и ротором, затем через подшипник 14 -- в змеевик 11, омываемый снаружи водой третьего контура, далее через комбинированный подшипник 5 -- в осевое сверление вала и по нему снова к импеллеру.

Вода третьего контура прокачивается через кольцевую полость, образованную корпусом электродвигателя и приваренным к нему снаружи герметичным кожухом 12. При этом одновременно с отводом тепла от расположенного в кольцевой полости змеевика производится охлаждение статора электродвигателя.

Герметичные насосы с сухим статором, устройство которых рассмотрено выше, характеризуются высокой надежностью, но достаточно низким (менее 70%) КПД электропривода. Это обусловлено большими зазорами между статором и ротором двигателя, дополнительными электрическими потерями в герметизирующих рубашках и значительными расходами энергии на охлаждение электродвигателей.

Более экономичны герметичные насосы с мокрым статором, принципиально отличающиеся от рассмотренных отсутствием рубашки, герметизирующей статорную полость. Одно только это отличие дает увеличение КПД насоса на 15--20%. Тем не менее насосы этого типа не нашли пока широкого применения в ядерной энергетике из-за отсутствия надежной изоляции статора, способной работать длительное время в водной среде при высоких температурах и в условиях интенсивных ионизирующих излучений.

Общим недостатком герметичных насосов является значительное увеличение их масс и габаритных размеров, а также усложнение конструкции и снижение КПД при увеличении единичной мощности насоса выше 2 МВт. Поэтому в тех случаях, когда возникает необходимость использовать в составе ЯППУ более мощные насосы, приходится отказываться от герметичных конструкций и переходить к насосам с ограниченной контролируемой протечкой теплоносителя. В таких насосах вал рабочего колеса через многоступенчатое уплотнение выходит из корпуса и присоединяется к валу вынесенного привода, что позволяет, кроме всего прочего, увеличить надежность агрегата за счет использования подшипников с масляной смазкой.

7. Коэффициент полезного действия АЭС

Основным показателем энергетической эффективности электростанции является коэффициент полезного действия (КПД) по отпуску электрической энергии, называемый абсолютным электрическим коэффициентом полезного действия электростанции. Он определяется отношением отпущенной (производственной, выработанной) электроэнергии к затраченной энергии (теплоте сожженного топлива).

КПД электростанции по отпуску электроэнергии называется КПД нетто:

где - выработка электроэнергии; - расход электроэнергии на собственные нужды ТЭС; - доля расхода электроэнергии на собственные нужды, равная в зависимости от параметров пара и вида топлива 4-6%; - теплота, затраченная в топливе. Значения , , относятся к любому промежутку времени и выражены в одинаковых электрических или тепловых единицах.

При решении реальных задач энергетического хозяйства, при его планировании и в отчетности используют КПД нетто, в общем анализе энергетической эффективности электростанции - КПД брутто, которым определяют энергетическую эффективность электростанции в первом приближении:

.

КПД брутто определяет эффективность процесса выработки электроэнергии на электростанции.

КПД брутто и нетто электростанции связаны между собой отношением:

.

8. Органы регулирования

Как указывалось в гл. 3, для управления мощностью реактора необходимо изменять эффективный коэффициент размножения нейтронов k. В энергетических реакторах это может осуществляться либо добавлением (удалением) некоторого количества топлива в активную зону, либо введением (выведением) в зону специальных поглотителей нейтронов. В качестве поглотителей используются вещества, содержащие изотопы, интенсивно захватывающие нейтроны бор 10В, кадмий 113Cd, европий 151Еи или гафний 174Hf При этом добавление топлива в зону увеличивает коэффициент размножения k, а введение поглотителей уменьшает. Основным способом изменения количества топлива или поглотителя в зоне является механическое перемещение исполнительных органов, содержащих соответствующие вещества В реакторах типа ВВЭР кроме механических органов используется введение поглотителя добавлением борной кислоты (содержащей 10В) в теплоноситель первого контура. С точки зрения воздействия на реактивность оба эти способа эквивалентны. Но изменение концентрации бора из-за малой скорости его выведения из контура обычно применяется для компенсации медленных изменений реактивности в процессе кампании реактора. Оперативное (быстрое) регулирование мощности осуществляется механическим перемещением исполнительных органов.

В энергетических реакторах в качестве механических исполнительных органов используются стержни или пластины, содержащие поглотители нейтронов. Применяется также перемещение топливной сборки по высоте, благодаря чему можно вводить горючее в зону. Некоторые исполнительные органы выполнены комбинированными: они содержат как топливо, так и поглотитель. Перемещение такого органа одновременно увеличивает количество топлива в зоне и уменьшает количество поглотителя, что повышает эффективность воздействия на реактивность. Реактивность (изменение коэффициента размножения), которая вносится в реактор при перемещении исполнительного органа из одного крайнего положения в другое, называется эффективностью исполнительного органа Иногда эффективность также называют «весом» исполнительного органа. Термин «вес» не следует путать с силой тяжести.

Исполнительные органы обычно располагаются в реакторе вертикально, с тем чтобы при освобождении они могли перемещаться под действие силы тяжести. При таком движении топливо должно выводиться из зоны, а поглотитель вводиться, что приводит к уменьшению коэффициента размножения, например при аварийном обесточении приводов.

При движении исполнительного органа вдоль оси активной зоны реактивность, которая вносится при его перемещении на 1 см, неодинакова и зависит от распределения нейтронного потока в реакторе. Обычно быстрее всего изменяется реактивность при движении органа вблизи средней плоскости реактора, где поток максимален (рис. 6 1). Вблизи границы активной зоны эффективность перемещения стержня очень мала. Для сигнализации положения органа на нем устанавливаются путевые ПВ и конечные КВ выключатели. Обычно устанавливаются пять выключателей: нижние (НКВ и НПВ), верхние (ВПВ и ВКВ) и средний СПВ (рис. 6.1). Сигналы от выключателей используются и в системе автоматики.

Реактивность, вносимая исполнительным органом в единицу времени, называется его скоростной эффективностью р. Она может быть вычислена как

где v--максимальная скорость перемещения исполнительного органа.

Рис 61 Эффективность исполнительного органа реактора в зависимости от его положения в активной зоне

Очевидно, что при движении органа с постоянной скоростью его скоростная эффективность не постоянна и максимальна при движении вблизи средней плоскости реактора.

Усилие, необходимое для перемещения исполнительных органов, создается электромеханическим, пневматическим или гидравлическим приводом. Наибольшее распространение получили электромеханические приводы (см. §6.2). По назначению исполнительные органы реактора делятся на аварийные, компенсирующие и регулирующие.

...

Подобные документы

  • История развития атомной энергетики. Особенности ядерного реактора как источника теплоты, физическое обоснование происходящих при этом процессов. Устройство и принцип работы энергетических ядерных реакторов. Ядерная энергия, ее преимущества и недостатки.

    реферат [42,3 K], добавлен 09.12.2010

  • Назначение, состав, работа и основные характеристики системы компенсации давления. Автоматическое включение и работа спринклерной системы. Функционирование локализующей системы безопасности в аварийных ситуациях с течью теплоносителя первого контура.

    презентация [403,8 K], добавлен 24.08.2013

  • Характеристика водо-водяного энергоблока №1 реактора ВВЭР-1000 АЭС. Функции главного циркуляционного трубопровода. Обоснование и выбор СКУ элементов и узлов. Распределение температур в горячих нитках петель, стратификация теплоносителя контуров.

    курсовая работа [3,1 M], добавлен 23.12.2013

  • Структура и состав ядерных энергетических установок (ЯЭУ). Схемы коммутации и распределения ЭГК в активных зонах. Виды и критерии отказов ЯЭУ и ее частей. Модель термоэмиссионного преобразования тепловой энергии в электрическую в реакторе-преобразователе.

    курсовая работа [1,1 M], добавлен 26.01.2013

  • Построение принципиальной, функциональной и структурной схем. Определение устойчивости системы по критериям Гурвица и Михайлова. Построение переходного процесса передачи тепловой энергии. Фазовый портрет нелинейной системы автоматического регулирования.

    курсовая работа [1,1 M], добавлен 22.11.2012

  • Особенности осуществления ядерных реакций, их сопровождение энергетическими превращениями. Термоядерные реакции в природных условиях. Строение ядерного реактора. Цепные ядерные реакции, схема их развития. Способы и области применения ядерных реакций.

    презентация [774,1 K], добавлен 12.12.2014

  • Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.

    реферат [1,0 M], добавлен 01.02.2012

  • Тепловая схема и основные принципы работы контура многократной принудительной циркуляции реакторной установки АЭС. Гидродинамические процессы в барабан-сепараторе реактора РБМК. Совершенствование контроля энерговыделения по высоте активной зоны реактора.

    курсовая работа [446,4 K], добавлен 21.12.2014

  • Принцип работы газотурбинных установок. Принципиальная схема газотурбинной установки типа ТА фирмы "Рустом и Хорнсби", ее компоновка, габаритный чертеж. Техническая характеристика установки, преимущества и недостатки. Конструктивная схема камеры сгорания.

    контрольная работа [2,2 M], добавлен 19.12.2010

  • Устройство и основные агрегаты ядерных энергетических установок атомных электростанций различного типа. Конструктивные особенности АЭС с газоохлаждаемыми, водо-водяными и водо-графитовыми энергетическими реакторами, с реакторами на быстрых нейронах.

    реферат [26,4 K], добавлен 19.10.2012

Работы в архивах красиво оформлены согласно требованиям ВУЗов и содержат рисунки, диаграммы, формулы и т.д.
PPT, PPTX и PDF-файлы представлены только в архивах.
Рекомендуем скачать работу.