Planta generadora de vapor nuclear

Sistema de suministro de vapor nuclear (NSSS ) : un reactor  nuclear y su equipo, como bombas de circulación principales , generadores de vapor , tuberías , accesorios , etc., que se utiliza para producir vapor que impulsa un generador de turbina para generar electricidad. La composición de la central nuclear también incluye muchos sistemas auxiliares y de emergencia. Junto con la parte del turbogenerador (incluida la central de turbinas de vapor ), la central nuclear es una central nuclear [1] [2] [3] [4] .

Para garantizar una eliminación fiable del calor del núcleo del reactor, la planta de generación de vapor suele dividirse en varios circuitos de circulación independientes, denominados bucles [3] . Todo el equipo principal de la central nuclear está ubicado en la contención (o estructuras que desempeñan su función) [5] , en el caso de una central nuclear , en un compartimento del reactor deshabitado [4] .

Las organizaciones que suministran plantas de energía nuclear ( vendedores de NSSS  ) juegan un papel importante en la construcción de unidades de energía nuclear [6] . Los mayores proveedores de plantas de energía nuclear: en términos de número de proyectos completados, las empresas estadounidenses Westinghouse y General Electric , en términos de número de proyectos en ejecución, la china Dongfang Electric Corporation y la rusa Rosatom .

Equipamiento básico

La composición del equipo principal de la NPU incluye [1] [3] :

• reactor nuclear ;
• generadores de vapor , excepto los reactores de agua en ebullición ( BWR , RBMK , etc.), en los que el propio reactor desempeña el papel de generador de vapor;
• Las bombas de circulación principal (MCP) son los equipos más críticos de la central nuclear, ya que deben garantizar la circulación del refrigerante a través del núcleo del reactor para eliminar el calor. También se les asigna la tarea de proporcionar una salida inercial para enfriamiento de emergencia en los primeros minutos, y luego cambiar a la circulación natural del refrigerante cuando las necesidades propias de la unidad de potencia están desenergizadas;
• el circuito de circulación principal (MCC): este es el nombre del equipo principal de la planta de energía nuclear conectado entre sí por tuberías ;
• compensador de presión : un recipiente especial conectado al circuito de circulación principal, diseñado para compensar los cambios en el volumen del refrigerante y mantener la presión en el circuito. Disponible para reactores de agua a presión , no se requieren reactores de agua en ebullición, su papel lo desempeña el volumen de vapor del refrigerante en el circuito (por ejemplo, en RBMK, formado en separadores de tambor);
• dispositivos de separación - utilizados en reactores de agua en ebullición para secar el vapor generado;

Por razones de confiabilidad, la NSPU generalmente se divide en varios circuitos de circulación independientes (bucles). Los reactores de agua a presión suelen tener cuatro bucles (para unidades de potencia de 950-1250 MW, como VVER-1000 y Westinghouse 4-loop PWR ), pero puede haber otras opciones: por ejemplo, seis bucles VVER-440 , dos (alrededor de 500 MW) y tres reactores de bucle (700-900 MW) de Westinghouse . Hay otros conceptos: reactores Babcock & Wilcox(alrededor de 850 MW) e Ingeniería de Combustión(500-1200 MW): tiene dos hilos "calientes" desde el reactor hasta dos generadores de vapor y cuatro hilos "fríos" con cuatro MCP. En los reactores de agua en ebullición se organizan al menos dos circuitos independientes de recirculación forzada múltiple [1] [3] [7] .

Notas

1. ↑ 1 2 3 Anthony V. Nero, jr. Una guía de reactores nucleares . - Berkeley, Los Ángeles, Londres: University of California Press , 1979. - 281 p. - ISBN 0-520-03482-1 .
2. ↑ Sistema de suministro de vapor nuclear  (inglés)  (enlace inaccesible) . NRC de EE . UU . (6 de octubre de 2011). Consultado el 12 de enero de 2012. Archivado desde el original el 11 de octubre de 2011.
3. ↑ 1 2 3 4 Voronin L. M. Características del diseño y construcción de centrales nucleares. - M. : Atomizdat , 1980. - S. 60-64. — 192 págs.
4. ↑ 1 2 Libro de referencia enciclopédico marino / Ed. N. N. Isanina . - L. : Construcción naval, 1986. - T. 2. - S. 462. - 520 p.
5. ↑ Contenciones nucleares: informe de estado del arte . - Stuttgart: Fédération internationale du béton , 2001. - 117 p. — ISBN 2-883-94-053-3 .
6. ↑ Omichi M. Energía nuclear en Estados Unidos y Japón  //  Relaciones entre Estados Unidos y Japón: aprender de la competencia: Revisión anual. - New Brunswick, New Jersey: Transaction , 1986. - P. 61 . — ISBN 0-88738-661-X . — ISSN 0748-2809 .
7. ↑ Sistemas de reactores de agua a presión (PWR)  (ing.)  (enlace inaccesible) . Comisión Reguladora Nuclear . Consultado el 25 de octubre de 2011. Archivado desde el original el 12 de enero de 2012.