Р рабочее на быстрых нейтронах

Между тем металлы, которыми располагает современное машиностроение, позволяют перегревать пар до 550— 600 С. Это дает возможность уменьшить потери эксергии при передаче теплоты от продуктов сгорания к рабочему телу и тем самым существенно увеличить эффективность цикла. Кроме того, перегрев пара уменьшает потери на трение при его течении в проточной части турбины. Все без исключения тепловые электрические станции на органическом топливе работают сейчас на перегретом паре, а иногда пар на станции перегревают дважды и даже трижды. Перегрев пара все шире применяется и на атомных электростанциях, особенно в реакторах на быстрых нейтронах. [c.63]

Для судов и локомотивов средних размеров могут применяться ЯЭУ с газоохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах с турбинами на различных рабочих телах. Тепловой КПД их примерно одинаков — 19—22%, удельный вес с минимальной защитой механизмов от излучений составляет от 5,5 до 7,1 кг/кВт, диаметр вместилища для ЯЭУ — 1,5—1,6 м, мощность — порядка 2700-2800 кВт. [c.187]

Такие требования к развитию ядерной энергетики поставили задачу поиска новых рабочих тел и теплоносителей и более эффективных схем преобразования тепла в АЭС с ядерными реакторами на быстрых нейтронах., Одним из путей решения этой проблемы может быть применение в качестве теплоносителей ядерных реакторов и рабочих тел газовых турбин химически реагирующих систем, в которых протекают обратимые реакции с изменением числа молей [29, 407, 416, 417]. [c.3]

Интенсивное развитие атомной энергетики сделало весьма актуальной проблему радиационной стойкости реакторных материалов. Многочисленные исследования, проведенные в этой области, дают возможность оценить роль основных факторов, ответственных за радиационное повреждение топливных и конструкционных материалов в условиях реакторного облучения. Результаты подобных исследований имеют важное прикладное значение, поскольку позволяют прогнозировать поведение материалов при разработке новых, с экономической точки зрения более выгодных, типов реакторов. Вопросы прогнозирования поведения материалов стоят особо остро при разработке и освоении реакторов на быстрых нейтронах из-за ограниченной базы для испытания материалов таких реакторов и громадного экономического ущерба, связанного с недостаточной радиационной стойкостью материалов в рабочих условиях. Это обстоятельство в свою очередь стимулирует дальнейшее развитие исследований в области физики радиационных повреждений, направленных на детальное изучение основных физических процессов, которые вызваны действием интенсивного облучения на материалы. [c.5]

Условия на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (БН) существенно отличаются от условий для АЭС с ВВЭР. Рабочее давление в натриевых контурах низкое. Оно слагается из давления газовой подушки (давление газа в первом контуре примерно 0,01 МПа, во втором контуре 0,1— 0,3 МПа), давления столба натрия и напора ГЦН. Следовательно,, в отличие от реакторов с водяным теплоносителем, в установках с реакторами на быстрых нейтронах давление в контуре не является определяющим при решении вопросов прочности оборудования. Температура же в натриевых контурах существенно выше,, чем в водяных контурах на входе в реактор 300—400 ° С, на выходе из реактора 500—565°С, на входе в парогенератор (второй контур) 450—550 °С, на выходе из парогенератора 270—350°С [c.14]

Высокие абсолютные значения температур теплоносителя и рабочего тела, а также значительные перепады по трактам на входе в ТА и на выходе из них (в АЭС с реакторами на быстрых нейтронах эти перепады достигают 200 °С и более) способствуют возникновению в узлах и элементах ТА существенных неравномерностей температурных полей и температурных деформаций. Неравномерность температурных полей по сечению ТА вызывается неравномерностью распределения расходов теплоносителей и возможной неоднородностью температуры теплоносителя на входе. Обеспечение равномерного распределения теплоносителя в большом объеме трубного пучка представляет собой сложную задачу и требует тщательной отработки подводящих устройств. Уменьшению неравномерности температурных полей по длине трубного пучка способствует увеличение длины трубного пучка по сравнению с его диаметром. [c.23]

Теплоноситель, не обладающий свойством замедлителя, несет только функцию удаления тепла, получаемого в результате расщепления ядра урана в реакторе. Если же теплоноситель обладает свойствами замедлителя, то тогда он несет в реакторе две функции замедляет быстрые нейтроны до энергии тепловых нейтронов и отводит тепло. Теплоносителями в реакторе могут быть неметаллическая жидкость, газ, жидкие металлы. Обычными условиями для выбора теплоносителя являются высокий коэффициент теплопередачи, высокая температура кипения, устойчивость под действием облучения, отсутствие значительного коррозионного воздействия на конструкционные материалы при рабочих температурах в реакторе, небольшая затрата энергии на перекачку теплоносителя через реактор и весь первый контур, малое сечение захвата нейтронов, безопасность работы с теплоносителем и, наконец, его низкая стоимость. [c.177]

Использование щелочных металлов в качестве теплоносителей или рабочих тел в ядерной энергетике началось с конца 50-х годов. В это время в СССР и за рубежом вошли в строй первые опытные ядерные реакторы на быстрых нейтронах, началось проектирование промышленных установок. [c.3]

По аналогии со схемами компоновок ядерных реакторов на быстрых нейтронах для экспериментальных стендов могут быть использованы два вида компоновок линейная, или петлевая, и интегральная, или баковая. В первой схеме оборудование размещается в виде отдельных узлов в стендовом помещении. Узлы соединяются между собой трубопроводами. Во второй схеме основное оборудование находится в одном баке, который заполнен рабочей средой и одновременно служит также компенсационной емкостью. [c.32]

В современном энергомашиностроении наиболее важны следующие области применения жидких металлов и их паров в качестве теплоносителей ядерных реакторов (главным образом реакторов-размножителей на быстрых нейтронах) в качестве рабочего тела жидкометаллических МГД-установок в качестве рабочего тела специальных энергетических установок, а также в качестве теплоносителя высокотемпературных технологических установок [42]. [c.45]

Применение газов в качестве высокотемпературных рабочих тел в современном энергомашиностроении связано с созданием газотурбинных установок замкнутого цикла в сочетании с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами (ВГР) на тепловых и на быстрых нейтронах. Такие установки и определяют современные требования к газам-рабочим телам и теплоносителям [13, 110]. [c.51]

В настоящем параграфе излагаются принципы построения математической модели газо-жидкостного цикла АЭС с диссоциирующим газом в качестве рабочего тела второго контура и результаты исследований, проведенных с ее помощью. Источником тепловой энергии в цикле служит натриевый реактор на быстрых нейтронах. Испарение и частичный перегрев рабочего тела второго контура осуществляются за счет тепла газа низкого давления в регенераторе (рис. 4.9). В связи с тем, что газ на выходе из турбины низкого давления имеет большую степень перегрева, конденсатор разделен на две части охладитель газа и собственно конденсатор. [c.94]

Рабочие параметры нейтронного облучения материалов в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах [c.341]

Реакторы на быстрых нейтронах более перспективны для использования в космосе, чем реакторы на тепловых нейтронах, поскольку из-за отсутствия замедлителя они имеют более компактную активную зону при эквивалентной мощности и позволяют получить высокую рабочую температуру цикла. Пример такого реактора—реактор установки Ромашка , в котором максимальная температура топлива из дикарбида урана достигала 1800° С (см. 8.3). В реакторе отсутствует теплоноситель, отвод тепла из активной зоны к термоэлектрическому преобразователю осуществляется вследствие теплопроводности материалов активной зоны и отражателя. Это обстоятельство позволяет исключить движу-. щиеся узлы и механизмы и обеспечить тем самым высокую надежность энергетической установки в процессе ее эксплуатации. Например, установка Ромашка проработала без аварий около [c.207]

Другой суш ественный недостаток кварца - невысокая эффективность в режиме излучения. Поэтому для получения достаточной амплитуды колебаний необходимо подводить высокое возбуждающее напряжение. Однако стабильность свойств, хорошие диэлектрические свойства кварца при повышенной температуре и высокая чувствительность в режиме приема позволяют при -менять его в преобразователях для реакторной технологии, в частности при измерениях в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах, где температуры могут превосходить рабочие температуры пьезокерамических материалов. [c.94]

Существуют различные способы классификации реакторов. Их подразделяют в зависимости от выполняемой ими функции (на рабочие или экспериментальные), от используемого типа расщепляющегося топлива, от типа теплоносителя, предназначенного для извлечения тепла, выделяемого в результате расщепления, и т. д. Весьма удобно классифицировать ядерные реакторы по энергии нейтронов (быстрые, медленные), вызывающих большинство реакций деления (табл. 5). Конечно, термины быстрые , средние (промежуточные) и медленные нейтроны (или реакторы) весьма относительны, поскольку даже так называемые медленные [c.71]

Однако применение в качестве теплоносителя быстрого реактора натрия, который под действием излучения становится радиоактивным, и его несовместимость с водой— рабочим телом паротурбинного цикла — потребовали создания трехконтурных схем преобразования тепла. Значительное смягчение спектра нейтронов деления и ухудшение в связи с этим характеристик воспроизводства, высокие удельные капиталовложения и сложная эксплуатация трехконтурных схем преобразования тепла АЭС с быстрыми реакторами на натрии пока не позволяют реализовать те преимущества, которые заложены в идее развития системы АЭС с быстрыми реакторами, а частый выход из строя парогенераторов натрий—вода заметно снижает надежность АЭС [1.5]. [c.10]

В работе [42] изучали радиационную стойкость ламп типа SN-2225A и SN-2146B при повышенных температурах. Лампы облучали в рабочем состоянии при наличии смещающего напряжения смешанным потоком у-излучения —2-10 эрг/г) и быстрых нейтронов с энергией выше 1 Мэе 2-10 нейтрон Iсм ). Сначала температура равнялась 300° С, а затем была снижена до 240° С. Лампы успешно проработали 100 ч, после чего вышли из строя. В лампе SN-2148 разомкнулась нить накала. [c.327]

Потенциометры облучали интегральным потоком быстрых нейтронов 4 10 нейтронIсм . Были измерены общее сопротивление и сопротивление между контактным движком и концевыми вводами. К активным потенциометрам прикладывалось напряжение, вызывающее номинальное рассеяние мощности, за исключением потенциометров с сопротивлением 500 и 2500 ком, которые нагружались поэтому максимальным рабочим напряжением. [c.356]

Институт ядерной энергетики АН БССР совместно с рядом организаций работает над новым направлением в ядерной энергетике — применением диссоциирующих систем в качестве теплоносителей и рабочих тел АЭС. Выполненный комплекс исследований и проектные разработки АЭС различной мощности показывают [4—6], что применение диссоциирующей четырехокиси азота, обладающей положительными физико-химическими и теплофизическими свойствами, позволяют создать АЭС по простой одноконтурной схеме с газожидкостным циклом и газоохлаждаемым реактором на быстрых нейтронах. Применение четырехокиси азота позволяет улучшить технико-экономические показатели отдельных узлов и всей станции, а также облегчает техническое решение ряда важных вопросов. Выполненные экспериментальные работы, газодинамические расчеты и проектные разработки показывают, что турбина на N2O4 имеет в 3—4,5 раза меньшую металлоемкость и соответственно габариты, чем на водяном паре. Существует реальная возможность создания одновального турбоагрегата единичной мощностью 2000—3000 Мвт в одном агрегате [8]. Высокая плотность, теплоемкость, теплопроводность и низкая вязкость теплоносителя [12] позволяют резко сократить габариты и вес теплообменного оборудования, трубопроводов и систем АЭС, а также затраты мощности на прокачку теплоносителя [13]. [c.4]

В ИЯЭ АН БССР выполнен комплекс теоретических и экспериментальных исследований, который выявил главные особенности N204 и подтвердил реальную возможность использования N204 в качестве перспективного теплоносителя и рабочего тела АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. [c.24]

Для более полного использования природных запасов ядер-ного топлива развитие ядерной энергетики целесообразно строить на сочетании реакторов на тепловых нейтронах, работающих на воде, с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. По ядерно-физическим и теплофизическим свойствам наиболее пригодными теплоносителями в реакторах на быстрых нейтронах могут быть натрий, литий, гелий. Успехи, достигнутые в области технологии жидких металлов, выдвинули на первое место натрий. Интенсивные исследовательские работы проводятся по использованию щелочных металлов в качестве рабочих тел в циклах с МГД-преобразованием и паротурбинных. Изучается использование указанных циклов для транспортных установок, а также применение их в качестве надстройки на обычных тепловых электростанциях. Бинарные циклы со щелочными металлами позволяют заметно повысить КПД станций. [c.3]

Хорошие механические свойства и отличное сопротивление окислению определило использование аустенитиых сталей и сплавов на основе никеля в качестве материала оболочек для большинства тепловыделяющих элементов с окисным топливом. Они. применялись для водо-водяных реакторов до тех пор, пока не были заменены циркониевыми сплавами, имеющими лучшие ядериые характеристики. Однако аустенитные стали широко используются в реакторах AGR и реакторах на быстрых нейтронах, так как циркаллой не обладает требуемыми механическими свойствами и сопротивлением коррозии при повышенной рабочей температуре. [c.115]

Оболочки тепловыделяющих элементов реакторов подвергаются воздействию как со стороны топлива, так и со стороны теплоносителя. Взаимодействие с топливом в реакторах на быстрых нейтронах проявляется в большей степени, чем в реакторах на тепловых нейтронах, частично потому, что происходит более глубокое выгорание делящихся атомов (10% против максимум 3% для реакторов на тепловых нейтронах), и частично из-за различий свойств РиОг по сравнению с UO2. Некоторые эксперименты указывают на увеличение степени взаимодействия в потоке быстрых нейтронов [29]. Процесс взаимодействия очень сложен. Его рассматривают как процесс окисления, вызванный увеличением окислительного потенциала за счет освободившегося кислорода, и замещением разделившихся атомов урана или плутония, имевших валентность, равную 4, металлическими атомами продуктов деления с низшей валентностью, чьи окислы нестабильны при рабочей температуре. [c.123]

В реакторах на быстрых нейтронах используются в качестве теплоносителей жидкие металлы, возможно использование газов (гелия, углекислоты), расплавов солей. В МГД-преобразовате-лях энергии, термоэмиссионных, термоэлектрических и других преобразователях так же будут находить применение неводяные теплоносители. Высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением будут использоваться с газотурбинными установками замкнутого цикла, в которых рабочим телом будут неводяные теплоносители. Более высокая экономичность таких мощных энергетических установок обеспечит уменьшение загрязняющих выбросов в атмосферу земли. [c.4]

Для перспективных высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, предполагается использовать инертные газы, в первую очередь гелий. В некоторых случаях считается возможным ограниченное применение азота и водорода. По совокупности свойств из числа возможных для высокотемпературных реакторов рабочих тел большинство исследователей отдают предпочтение гелию. В настоящее время действующие реакторы с гелиевым теплоносителем имеются в США (HTGR), в Великобритании ( Dragon ), в ФРГ (AVR). [c.18]

АН БССР к.п.д. АЭС, использующей в качестве теплоносителя и рабочего тела тетраоксид азота, превышает к.п.д. современных тепловых электростанций, имеющих более высокие начальные параметры пара. Применение тетраоксида азота в качестве рабочего тела АЭС с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах позволяет сократить габариты турбоагрегатов и повысить их единичные мощности. [c.77]

В данной главе рассматриваются вопросы математического моделирования и оптимизации параметров АЭС, использующих в качестве рабочего тела водяной пар (АЭС с водоохлаждаемыми реакторами) и тетраоксид азота (АЭС с реакторами па быстрых нейтронах с охлаждением активной зоны жидким металлом). Здесь же приведены примеры использования моделей для выбора параметров АЭС указанных типов. [c.77]

Реакторы на быстрых нейтронах имеют сравнительно небольшие размеры и загрузку значительного количества ядерного топлива. Трудности в конструировании реакторов на быстрых нейтронах связаны с тем, что при больших энергиях нейтронов эффективные сечения деления ядер урана-235 и плутония-239 малы, и для получения приемлемого выхода мощности необходимо иметь большие величины потоков быстрых нейтронов, что обусловливает и высокие тепловые потоки в активной зоне реактора. Снятие огромных тепловых потоков возможно газом (парогазовой смесью), даходящимся под высоким давлением. Выполнение же активной зоны в виде слоя шаровой насадки из тугоплавкой двуокиси урана (тория) позволяет, в свою очередь, увеличить поверхность нагрева, коэффициент теплоотдачи и допустимый уровень рабочей температуры тепловыделяющих элементов. Именно так могут быть решены основные проблемы, возникающие при создании высокотемпературных ядерных реакторов-бридеров. [c.130]

НО соответствует рабочему диапазону конструкционного материала. Для аустенитных коррозионно-стойких сталей РР может достигать больших виачений — до 30—40 % при флюен-сах быстрых нейтронов (1,5- -2,5) X X 10 - нейтр./м . Механизм РР объясняется накоплением в процессе облучения избыточных вакансий, их конденсацией и зарождением в металле [c.460]

Тепловой Быстрый реактор реактор Рабочая температура, °С. . . . =300 300—700 Максимальный флюенс быстрых нейтронов, нсйтр/м , [c.341]

При определении допустимых напряжений в методике прочностных расчетов в части III установлена максимальная температура для ферритной стали 370 °С.. для аустенитной стали 430 °С. следовательно, область ползучести не регламентирована. Позже началась разработка и проектирование реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с высокими рабочими температурами. В связи с этим возникла необходимость установления норм проектирования для области ползучести. Внесение исправлений и дополнений к Нормам ASME 1331 привело к разработке Норм расчета 1592—1 , а также наряду с этим 1594 (изготовление), 1594 (контроль), 1595 (испытание), 1596 (предотвращение возникновения избыточного давления). В издание 1977 г. в часть III внесены исправления, одновременно Нормы расчета 1592—10 относительно ядерных установок получили обозначение N-47. [c.33]

Применяются также трехконтурные АЭС. Примером трехконтурной АЭС с жидким металлическим теплоносителем (натрием) является Шевченковская АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Натрий, циркулирующий в реакторе (первый контур), имеет повышенную радиоактивность. Для повышения безопасности теплота от этого теплоносителя передается рабочему веществу в парогенераторе (третий контур) через промежуточный теплоноситель, которым также является расплавленный натрий. В промежуточном (втором) контуре натрий уже нерадиоактивен. [c.374]

Деформационная карта аустенитной нержавеющей стали типа 16Сг - 13Н1 - 2,5 Мо представлена на рис. 13.1 [274]. При среднем размере зерен 40 мкм в определенной области внешних условий реализуется как диффузионная ползучесть Кобле и Набарро - Херринга, так и дислокационная ползучесть. На карте представлены кривые постоянных скоростей ползучести и области рабочих условий в активной зоне ядерных реакторов на быстрых нейтронах, для которых используется сталь данного типа. Эта область занимает большую часть поля ползучести Набарро - Херринга. Поэтому очевидно, что улучшения характеристик ползучести данной стали можно достигнуть обработкой, ведущей к увеличению среднего размера зерен. [c.201]

Заштрихованный участок Рсоответствует области рабочих условий в активной зоне ядерных реакторов на быстрых нейтронах [274]. [c.201]

До сих пор мы описывали приборы, необходимые для запуска котла и поддержания его работы. Следующей проблемой является охрана здоровья персонала, работающего на котле. В биофизике за единицу рентгеновского и у-излучения принимается рентген. Максимально допустимой дозой этих излучений является 0,1 рент- ена в день. Если рабочий день персонала равен 8 часам, наибольшая допустимая интенсивность облучения в зоне работы составляет 12,5 миллирентгенов в час. Рентген определяется как такое количество рентгеновского или [-излучения, что создаваемая им в 0,001293 г воздуха ионизация при токе насыщения соответ-ствует 1 абсолютной электростатической единице электричества каждого знака. Удобной для употребления единицей дозы излучения для других видов излучений является физический эквивалент рентгена (гер). Он является эквивалентом рентгена, так как и гер и рентген производят около 83 эргов на 1 г ткани. Нейтроны считаются более вредными чем у-лучи, и наибольшая допустимая доза для быстрых нейтронов равна 20 mreр/день 200 быстрых нейтронов/см2 сек. в течение 8 часов в день), а для медленных нейтронов 50 mreр/день ( 4500 тепловых нейтронов/см -сек. в течение 8 часов в день). Течи в биологической защите, течи сквозь экспериментальные каналы и каналы для приборов могут увеличить излучение вокруг котла до опасного уровня. Поэтому необходимо непрерывно проверять пространство вокруг котла с помощью медицинских дозиметров. Последние состоят из камер для медленных нейтронов и у-лучей с соответствующими усилителями и сигнальными схемами, предупреждающими о появлении слишком большого количества нейтронов или у-лучей. [c.231]

Сприменениемв реакторостроепии двуокиси урана с предельной температурой центра ТВЭЛ 2800° С оптимальная температура подвода тепла к термодинамическому циклу АЭС возрастает до 700° С [1], что для циклов с водяным паром и кр = 374° С не может быть достигнуто из-за свойств рабочего тела. В связи с этим жидкометаллическое рабочее тело более чем какое-либо другое отвечает возможности применения высоких температур на АЭС. Так как в ряде работ [1—3] указывается на перспективность использования в атомной энергетике реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого жидким металлом, то целесообразно изучение возможности использования жидкого металла одновременно в качестве теплоносителя в реакторе и рабочего тела в цикле. Некоторые вопросы осуществления турбинного цикла на парах жидкометаллического рабочего тела рассматриваются в [2]. Возможности использования МГД-преобразователя (МГДП) с жидкометаллическим рабочим телом иа АЭС анализируются в [3, 4]. Свойства жидких металлов как теплоносителей и высокий температурный уровень отводимого тепла позволяют рассмотреть возможность использования этих устройств в виде надстройки над паротурбинной установкой (ПТУ), т. е. осуществить бинарный энергетический цикл. [c.35]

В дальнейшем опыты проводили при наличии приложенного к облучаемым сопротивлениям напряжения, так что условия испытания сопротивлений были приближены к рабочим. В одном опыте угольные сопротивления с номиналами 100, 240, 1000 и 10 ООО ком, находящиеся в условиях оптимальной рабочей нагрузки, облучали в течение 12 дней в реакторе, работающем на мощности 16,5 Мет. Потоки излучения составляли для тепловых нейтронов 7,8-10 нейтронI см сек), для быстрых — [c.345]

В работе [1 ] четыре стеклянных конденсатора емкостью 0,02 мкф и рабочим напряжением 200 в облучали в реакторе (мош ность 16,5 Мет) в течение 12 дней потоками тепловых нейтронов 7,8-10 нейтронI см сек), быстрых 2,5-10 нейтрон I см сек) при мощности дозы уоблучения [c.363]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...