Энергетические реакторы средней и малой мощности для комбинированной выработки электрической и тепловой энергии, страница 7

Полость между верхней и силовой плитами крышки реактора заполнена теплоизоляцией и биологической защитой. Через крышку проходят стойки приводов СУЗ с холодильниками, чехлы термопреобразователей, трубки для дренажа теплоносителя, установки источников и детекторов нейтронов.

Трубная система ПГ в сборе с корпусом реактора представляет собой прямоточный, вертикальный теплообменник поверхностного типа, в котором генерируется пар требуемых параметров. Трубная система состоит из четырех независимых секций, размещенных в кольцевом пространстве между корпусом и шахтой реактора. Схема циркуляции – противоточная. В качестве конструкционного материала теплообменной поверхности парогенератора  применены титановые сплавы как наиболее коррозионно-стойкие [1, 14].

Активная зона гетерогенного типа на тепловых нейтронах состоит из 55 тепловыделяющих сборок. Для обеспечения ядерной безопасности и надежного контроля за состоянием активной зоны при пуске реактора в каждой ТВС (за исключением центральной) размещаются рабочие источники нейтронов.

Для компенсации запаса реактивности и выравнивания  поля энерговыделений в каждой ТВС содержатся стержни выгорающего поглотителя на основе гадолиния.

Для компенсации изменений реактивности, регулирования мощности и аварийной защиты в каждой ТВС, за исключением центральной, расположен рабочий орган СУЗ, который состоит из 12 отдельных поглощающих элементов, объединенных общей траверсой с цанговым захватом. Характеристики реакторных установок АБВ представлены в табл. 5.3.8.1.

СПИСОК  ЛИТЕРАТУРЫ

1. Машиностроение ядерной энергетики/Под ред. Е.О. Адамова (Энциклопедия «Машиностроение», том IV-25, Книга 1), М.: Машиностроение, 2005.

2. Быстрый реактор естественной безопасности со свинцовым теплоносителем для крупномасштабной ядерной энергетики/Под ред. Е.О. Адамова, В.В. Орлова, М.: ГУП НИКИЭТ, 2002

3. Реакторные установки ВВЭР для атомных электростанций, М.: изд. Ат, 2002.

4. Габараев Б.А., Гмырко В.Е., Гроздов И.И. и др. «Многопетлевые канальные энергетические реакторы (МКЭР) –концентрация опыта создания отечественных канальных реакторов»/международная конференция «Канальные реакторы. Проблемы и решения», г. Москва – г. Курчатов, 19-22 октября 2004 г. 5. Белая книга ядерной энергетики/Под ред .Е.О. Адамова, М.: ГУП НИКИЭТ, 2001.

6. Пономарев-Степной Н.Н. Будущее атомных технологий/15-я ежегодная конференция Ядерного общества России «Человек и атом: энергетика, экономика, экология, безопасность», г. Москва, 28-30 июня 2005 г.

7. Gabaraev B.A. “Development of Nuclear Sources for Co-production of Heat, Power and Fresh Water in Far-away Regions/The U.S. – Russia Lab Directors Forum on “The Global Nuclear Future”, Vienna, IAEA, 19-21 July, 2004.

8. Габараев Б.А., Кузнецов Ю.Н., Роменков А.А. Атомная теплофикация – перспективы и решения/Атомная энергия, Т. 103, вып. 1, июль 2007.

9. Самойлов О.Б. и др. «Реакторная установка ВБЭР-300 для АТЭЦ на базе технологий судовых блочных реакторов»/Труды Международной научно-технической конференции «Атомная энергетика и топливные циклы», Москва – Димитровград, 1-5 декабря 2003 г.

10. Зродников А.В. и др. «Многоцелевой быстрый реактор малой мощности СВБР-75/100 и его возможные топливные циклы»/Труды Международной научно-технической конференции «Атомная энергетика и топливные циклы», Москва – Димитровград, 1-5 декабря 2003 г.

11. Полушкин А.К. и др. «Проект атомной станции малой мощности на базе ПЭБ с реакторной установкой КЛТ-40С/Бюллетень по атомной энергии, №10, 2003.

12. Gabaraev B., et al “Reactors for Small Nuclear Power Plants/ International Conference “Distributed Power: Problems, Opportunities and Challenges”, Israel, 22-23 April, 2001.

13. Адамович Л.А. и др. «Атомная станция малой мощности» УНИТЕРМ»/Атомная энергия, Т. 103, Вып.1, июль 2007.

14. Реакторная установка АБВ-6М. Основные проектные положения. ФГУП «Опытное конструкторское бюро машиностроения имени Африкантова И.И.», Нижний Новгород: ОКБМ, 2005.