В настоящее время в мировой ядерной энергетике наибольшее распространение получили ЯЭУ с водяным теплоносителем. Около 90% мощности действующих, строящихся и проектируемых АЭС имеют ЯЭУ в — и исполнении на тепловых нейтронах с водой под давлением (ВВЭР, PWR) и кипящие (РБМК, BWR). Ядерная энергетика России на современном этапе в основном базируется на использовании реакторов на тепловых нейтронах двух видов: корпусных с водой под давлением (тип ВВЭР) и кипящих канальных уран-графитовых с водным теплоносителем (тип РБМК). Находят применение также и ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах (тип БН). Возможно появление высокотемпературных газоохлаждаемых энергетических реакторов (тип ВТГР). Кратко рассмотрим состав и функции основного энергетического оборудования ЯЭУ.
ЯЭУ с реакторами ВВЭР компактны, сравнительно просты в эксплуатации, легко поддаются регулированию, имеют несложную технологическую схему, малый расход конструкционных материалов в активной зоне, относительно низкую стоимость. Их можно использовать для выработки как электроэнергии, так и промышленного (бытового) тепла, т.е. как двухцелевые. В России в настоящее время эксплуатируются двухконтурные АЭС с реакторами .
С точки зрения теории надежности многопетлевые реакторы ВВЭР имеют структурную избыточность: при отказе одной из петель реактор можно отключить от нее и он способен продолжать работу на оставшихся петлях. По отдельным стадиям процесса преобразования атомной энергии в тепловую электрическое и теплотехническое энергетическое оборудование подразделяется на реакторное, парогенерирующее и паротурбинное. Реакторное оборудование ВВЭР заключено в цилиндрический сосуд с крышкой и состоит из корпуса, активной зоны, внутрикорпусных устройств и верхнего блока с приводами системы управления и защиты (СУЗ). Активная зона, охлаждаемая водой высокого давления, размещается в стальном корпусе. Поскольку для обеспечения высокого КПД ЯЭУ необходимо поддерживать в ВВЭР высокие давление и температуру, то это повышает требования к конструкции, материалам и технологии изготовления корпуса реактора. Корпус реактора имеет два ряда патрубков для входа и выхода теплоносителя. Теплосъем с активной зоны обеспечивается принудительной циркуляцией теплоносителя в первом контуре. В состав первого контура кроме корпуса реактора входят: парогенератор (ПГ), главные циркуляционные насосы (ГЦН) и трубопроводы (ГЦТ), запорные задвижки. Стоимость комплекта ГЦН для энергоблока сравнима со стоимостью реактора без топливной составляющей. ГЦТ имеют диаметр 500-800 мм. При отказе ГЦН или ГЦТ петля ЯЭУ выходит из строя. К работе элементов первого контура предъявляются повышенные требования в отношении прочности, герметичности, безотказности и долговечности. Во втором контуре ЯЭУ с реактором ВВЭР-1000 пар из ПГ поступает на вход турбины и в сепаратор. Реакторы ВВЭР-1000 могут использоваться в ЯЭУ типа АТЭЦ.
Сложность конструкции энергоблока с ВВЭР-1000 можно количественно охарактеризовать числом запорной и регулирующей арматуры, регуляторов и блоков системы автоматического регулирования, блоков унифицированного комплекса технических средств и средств технологического контроля.
Энергоблоки с реакторами ВВЭР-440 первого поколения [блоки I и II (проект В-230), блоки III и IV ()] введены в эксплуатацию в 1972-1975 гг. и успешно эксплуатируются в настоящее время. Энергоблоки с ВВЭР-440 второго поколения (блоки III и IV Кольской АЭС) были построены по более современному проекту В-213 и поставлены под промышленную нагрузку в 1981-1984 гг.
Энергоблоки с реакторами ВВЭР-1000 [блок V Нововоронежской АЭС (проект В-187) и блоки I и II — блоки «малой серии» (проект В-338) — это более молодые установки они введены в эксплуатацию соответственно в 1980 г., 1984 г. и 1986 г. Энергоблоки являются самыми совершенными (1985-1993 гг.). Проекты блоков с ВВЭР-1000 (проект В-320) выполнены по более поздним нормативным документам и соответствуют современному уровню развития ядерной энергетики.
Купить рабочую спецодежду в интернет магазине можно перейдя по ссылке. Качественная спецодежда NORD для различных профессий.