Nukleart dampgeneratoranlæg

Nuclear Steam Supply System (NSSS ) - en atomreaktor  og dens udstyr, såsom hovedcirkulationspumper , dampgeneratorer , rørledninger , fittings osv ., der bruges til at producere damp , der driver en turbinegenerator til at generere elektricitet. Sammensætningen af ​​atomkraftværket omfatter også mange hjælpe- og nødsystemer. Sammen med turbogeneratordelen (herunder dampturbineanlægget ) er atomkraftværket et atomkraftværk [1] [2] [3] [4] .

For at sikre pålidelig varmefjernelse fra reaktorkernen er det dampgenererende anlæg normalt opdelt i flere uafhængige cirkulationskredsløb, kaldet sløjfer [3] . Alt atomkraftværkets hovedudstyr er placeret i indeslutningen (eller strukturer, der spiller dens rolle) [5] , i tilfælde af et atomkraftværk - i et ubeboet reaktorrum [4] .

Organisationer, der leverer atomkraftværker ( NSSS-  leverandører ) spiller en vigtig rolle i konstruktionen af ​​atomkraftenheder [ 6] . De største leverandører af atomkraftværker: med hensyn til antallet af afsluttede projekter - de amerikanske virksomheder Westinghouse og General Electric , med hensyn til antallet af projekter, der i øjeblikket implementeres - det kinesiske Dongfang Electric Corporation og det russiske Rosatom .

Grundlæggende udstyr

Sammensætningen af ​​hovedudstyret i NPU inkluderer [1] [3] :

• atomreaktor ;
• dampgeneratorer - bortset fra kogende vandreaktorer ( BWR , RBMK , etc.), hvor reaktoren selv spiller rollen som en dampgenerator;
• hovedcirkulationspumperne (MCP'erne) er det mest kritiske udstyr på atomkraftværket, da de skal sikre cirkulationen af ​​kølevæsken gennem reaktorkernen for at fjerne varme. De får også tildelt opgaven at sørge for et inertiudløb til nødkøling i de første minutter, og derefter skifte til kølevæskens naturlige cirkulation, når kraftenhedens egne behov er deaktiveret;
• hovedcirkulationskredsløbet (MCC) - dette er navnet på hovedudstyret på atomkraftværket forbundet med hinanden via rørledninger ;
• trykkompensator - en speciel beholder forbundet til hovedcirkulationskredsløbet, designet til at kompensere for ændringer i kølevæskens volumen og opretholde trykket i kredsløbet. Tilgængelig til trykvandsreaktorer , kogende vandreaktorer er ikke påkrævet, dens rolle spilles af dampvolumenet af kølevæsken i kredsløbet (for eksempel i RBMK, dannet i tromleseparatorer);
• separationsanordninger - bruges i kogende vandreaktorer til at tørre den genererede damp;

Af hensyn til pålideligheden er NSPU normalt opdelt i flere uafhængige cirkulationskredsløb (sløjfer). Trykvandsreaktorer har oftest fire sløjfer (til 950-1250 MW kraftenheder, såsom VVER-1000 og Westinghouse 4-loop PWR ), men der kan være andre muligheder: for eksempel seks VVER-440 sløjfer , to (ca. 500 MW) og tre (700-900 MW) sløjfereaktorer fra Westinghouse . Der er andre koncepter - Babcock & Wilcox reaktorer(ca. 850 MW) og Combustion Engineering(500-1200 MW) - har to "varme" tråde fra reaktoren til to dampgeneratorer og fire "kolde" tråde med fire MCP'er. Ved kogende vandreaktorer er mindst to uafhængige kredsløb med multipel tvungen recirkulation organiseret [1] [3] [7] .

Noter

1. ↑ 1 2 3 Anthony V. Nero, jr. En guidebog til atomreaktorer . - Berkeley, Los Angeles, London: University of California Press , 1979. - 281 s. - ISBN 0-520-03482-1 .
2. ↑ Nukleart dampforsyningssystem  (engelsk)  (utilgængeligt link) . US NRC (6. oktober 2011). Hentet 12. januar 2012. Arkiveret fra originalen 11. oktober 2011.
3. ↑ 1 2 3 4 Voronin L. M. Funktioner ved design og konstruktion af atomkraftværker. - M . : Atomizdat , 1980. - S. 60-64. — 192 s.
4. ↑ 1 2 Marine encyklopædisk opslagsbog / Ed. N. N. Isanina . - L . : Skibsbyggeri, 1986. - T. 2. - S. 462. - 520 s.
5. ↑ Nuklear indeslutning: state-of-art rapport . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - 117 s. — ISBN 2-883-94-053-3 .
6. ↑ Omichi M. Atomkraft i USA og Japan  //  Forbindelser mellem USA og Japan: at lære af konkurrencen: Årlig gennemgang. - New Brunswick, New Jersey: Transaction , 1986. - S. 61 . — ISBN 0-88738-661-X . — ISSN 0748-2809 .
7. ↑ Trykvandsreaktorsystemer (PWR)  (eng.)  (utilgængeligt link) . Nuklear Reguleringskommission . Hentet 25. oktober 2011. Arkiveret fra originalen 12. januar 2012.