Реактор атомный

Ш у т л е н Р., Высокотемпературный реактор, Атомная техника за рубежом , 1959, № 4. [c.416]

Первая в мире атомная электростанция, построенная в СССР, превращает атомную энергию, выделяющуюся при реакциях цепного деления ядер урана, н тепловую, а затем в электрическую энергию. Тепловая мощность реактора атомной электростанции равна 30 000 кВт, а электрическая мощность электростанции составляет при этом 5000 кВт. [c.59]

Рис. 12,1. Внутренняя полость верхней защиты реактора атомной электростанции перед бетонированием.

За два десятилетия, отделяющие наше время от памятной даты 25 декабря 1 Э46 г., когда И. В. Курчатовым и его ближайшими сотрудниками был введен в действие первый советский ядерный реактор, атомная техника и атомная промышленность прошли большой и сложный путь развития. Самоотверженная работа ученых, инженеров и рабочих под руководством Коммунистической партии Советского Союза, согласованная и целенаправленная деятельность научно-исследовательских институтов, проектно-конструкторских организаций и промышленных предприятий страны, обусловившая разработку и изготовление уникального оборудования в рекордно короткие сроки, тщательная подготовка исследовательского и технического персонала — все это определило значительные успехи СССР в получении и использовании атомной энергии. [c.195]

Рис. 2. Схема установки для отделения благородных газов путем селективной адсорбции в пароводяном реакторе атомной электростанции

Кэмпбелл К. Состояние и перспективы развития органических реакторов.—, Атомная техника за рубежом , 1906, № ilO,. [c.265]

Есть несколько схем ее работы, точнее — есть несколько типов реакторов атомных электростанций. Мы познакомимся с одним. [c.167]

Первый в мире ядерный реактор был построен в США во время второй мировой войны Энрико Ферми и его сотрудниками. Изготовление этого реактора входило в программу работ по созданию атомной бомбы, и, в частности, он использовался для производства плутония. Отсюда и первоначальное название реактора — атомный котел , поскольку в нем варилась необходимая начинка для первых атомных бомб. Атомный котел состоял из плит ( кирпичей ) природного урана и графита, сложенных вместе в виде столба (отсюда и другое название реактора — атомный столб ), который был вложен в графитовый кожух, предназначенный для отражения нейтронов обратно в реактор, чтобы предотвратить их утечку. Цепная реакция управлялась [c.78]

Первая АЭС. На Первой АЭС (72, с. 3] графитовая кладка реактора диаметром 3000 мм и высотой 4500 мм собрана из блоков двух типов. Активная зона диаметром 1500 мм и высотой 1700 мм набрана из вертикально стоящих шестигранных блоков высотой 600 мм и размером под ключ 173 мм. Центральные отверстия, в которые вводятся 128 топливных кана лов и 22 канала СУЗ, имеют диаметр 65 мм. Каналы образуют треугольную решетку с шагом 120 мм. Каждый из технологических каналов состоит из твэлов в оболочках из нержавеющей стали с собранными на них графитовыми втулками,, образующими графитовый цилиндр. Отражатель собран из горизонтальных блоков, нанизанных на 24 вертикальных стояка,, по которым циркулирует вода для отвода выделяемого в отражателе тепла. Вертикальный разрез реактора приведен на рис. 6.4. В первый период работы графитовая кладка реактора атомной электростанции была заполнена гелием. Однако> [c.232]

Ленинградская атомная электростанция и перспективы канальных кипящих реакторов.— Атомная энергия , 1971, т. 31, с. 333—343, Авт. [c.264]

Выбор площадки для энергетического реактора. — Атомная техника за рубежом , 1963, Л 7, с. 31. [c.124]

Михайлов В. В., Михайлов О. В. Сооружение оболочек и корпусов реакторов атомны.х электростанций из предварительно напряженного железобетона. — Энергетическое строительство за рубежом, 1970, № 3. [c.321]

Применение графита в качестве замедлителя и конструкционного материала в строительстве ядерных реакторов обусловлено его сравнительно небольшой стоимостью, легкостью механической обработки, малым сечением захвата нейтронов ( 4 м барн) и хорошей замедляющей способностью. Графит снижает энергию нейтронов, которые участвуют в делении. Это замедление происходит в результате упругого соударения между нейтронами и атомами замедлителя. По величине коэффициента замедления М, т. е. отношению замедляющей способности к макроскопическому сечению поглощения, реакторный графит (М = 190) хотя и далек от тяжелой воды (М = 3300), но близок к бериллию (М = 150), окиси бериллия М = 200) и значительно выше воды (М = 61). Замедляющая способность графита объясняется его малым (12,01) атомным весом. Он был применен в реакторе, на котором в СССР впервые была осуществлена цепная реакция. В реакторах атомных электростанций также используется в качестве замедлителя графит. [c.390]

Чрезвычайно важным свойством ядер является способность к делению при захвате ими нейтронов. Так как при делении ядра освобождается огромная энергия, то используется в качестве радиоактивного топлива в реакторах атомных электростанций. В дальнейшем для этой цели могут быть использованы и некоторые другие элементы, в частности плутоний. Энергия, освобождающаяся при делении огромна - I г его даст столько же энергии, сколько сгорание 3 т высокосортного каменного угля или около [c.8]

Например, картограмма активной зоны реактора атомного энергоблока (рис. 6.15) дает обобщенную информацию о тепловом состоянии твэлов температура элемента в норме — зеленый цвет, выше нормы — красный, ниже нормы — фиолетовый. [c.428]

Р рабочее колесо, влияние на кривизну линий тока 210 реакторы атомные 110 [c.273]

Рис. 1.7. Схема водоохлаждаемого реактора атомной электростанции

Создание циркониевых сплавов для изготовления конструктивных элементов активной зоны реакторов атомных энергетических станций (АЭС) основано на легировании циркония элементами, обеспечивающими необходимый комплекс свойств циркониевым сплавам. При этом легирующие элементы должны обладать следующими основными качествами иметь небольшое сечение захвата тепловых нейтронов положительно влиять на коррозионную стойкость изделий в условиях эксплуатации в реакторе обеспечивать требуемые механические свойства и надежность изделий при эксплуатации не образовывать относительно долгоживущих радиоактивных нуклидов с сильным у-излучением. Важнейшим требованием к легированию циркониевых сплавов является обеспечение высокой технологичности, необходимой для изготовления ответственных изделий особо тонкостенных труб для оболочек твэлов (длиной до 4,5 м, диаметром 8...10 мм и толщиной стенки 0,3... 1мм) труб для каналов кипящих реакторов (длиной до 8 м, диаметром 80... 130 мм и толщиной стенки З...6мм) листов и лент (толщиной 0,3...1,5 мм) для дистанционирующих решеток и других деталей. [c.360]

При расщеплении 1 кг урана в реакторе атомной электростанции количество выделяемой теплоты оценивается величиной 22,9-10 кВт-ч/кг. Определить, какое количество угля с теплотой сгорания 29 300 кДж/кг потребуется для получения такого же количества теплоты. [c.55]

Столь низкие значения коэффициентов выноса необходимы для получения пара высокой чистоты из жидкости, сильно загрязненной малолетучими в данных условиях примесями, что нередко требуется в процессах опреснения морской воды или в испарителях низкогО давления, служащих для цолучеияя высокочистого дистиллята. В мощных котлоагрегатах высокого давления или кипящих реакторах атомных электростанций пар получают из воды высокой чистоты и можно допускать значения коэффициентов уноса порядка 10- —10- . [c.283]

Христенко П. И. О термодинамической в озможности работы турбин на органических жидкостях, нагреваемых в ядерных реакторах.— Атомная энергия , Г960, № 8. [c.265]

Вестник Дж. FFTF — ключевая установка в программе США по быстрым реакторам. — Атомная техника за рубежом, 1971, № 12, с. 59. [c.309]

Одним из факторов, определяющих надежную работу проектируемого реактора, является умение достаточно точно рассчитывать температурные поля оболочек и топлива ТВЭЛОВ. Излагаемая ниже методика теплогидравлического расчета пакета тепловыделяющих элементов разработана для реакторов атомной электростанции (БРГД) мош,ностью 1000—1500 Мвт (эл.), а также для реактора опытно-промышленной установки (БРИГ), предназначенной для отработки основных технологических и конструкторских вопросов создания энергетических быстрых реакторов большой мощности на диссоциирующем теплоносителе и для проверки условий, обеспечивающих максимально возможную наработку вторичного ядерного горючего при минимальных временах удвоения. Рассматриваемая методика расчета может быть использована только для твэлов стержневого типа. Пакет тепловыделяющих элементов представляет собой шестигранную трубу, заключающую в себе пучок тепловыделяющих элементов, расположенных по треугольной решетке. Для проведения теплогидравлических расчетов пакетов твэлов необходимо предварительно определить следующие характеристики пакета [3.1]. [c.68]

Один оператор сможет без помощи такелажников и строповщиков за считанные минуты загружать и разгружать железнодорожные составы и океанские пароходы, собирать тысячетонные экскаваторы, турбины и судовые корпуса, легко манипулируя на расстоянии трехметровыми гаечными ключами и деталями размером с автомобиль. Сила и мощь стальных рук объединится с совершенными механизмами подсознательного контроля движений, сконструированными природой за миллионы лет эволюции. Представляете себе, как упростится монтаж промышленного оборудования, обслуживание и ремонт домен, химических реакторов, атомных электростанций, линий электропередач, когда манипуляторы как бы приблизят их размеры к человеческим. К тому же сталь- [c.291]

Р. С. Амбарцумян и др. Тепловыделяющие элементы для водо-водяных реакторов атомных электростанции. Вторая международная конференция по мирному использованию атомной энергии. Доклады советских ученых. Атомиздат, 1959. [c.33]

Диоксид урана широко применяют как реакторное топливо в виде тепловыделяющих элементов в реакторах различных типов. Установлено, что UO2 — наиболее приемлемое ядерное горючее в энергетических реакторах. UO2 может быть либо в диспергированном виде в керамических или металлических матричных системах, либо в виде изделий — дисков, брусков, стержней, таблеток и др. Спеченный UO2 используют в качестве ядерного горючего в реакторах атомных ледоколов и в других целях. Работа с UO2 связана с вредным воздействием радиоактивного излучения, поэтому при раб1оте с UO2 необходимо строго соблюдать меры предосторожности и техники безопасности. [c.155]

Детали атомных реакторов, атомных двигателей и приборов, используемых в них, испытывают интенсивное воздействие радиоактивных облучений, особенно проникаюш.их нейтронных облучений. За последнее десятилетие проведено много наблюдений и экспериментальных исследований по влиянию этих облучений на механические свойства материалов. При этом обнаружено, что это влияние настолько существенно, что его нельзя не учитывать при расчете и конструировании. [c.83]

Как же устроены такие станции Основой их является малогабаритный ядерный реактор. Активная зона одного из зарубежных реакторов представляет собой цилиндр высотой 3 и диаметром 1 м. Экран вокруг реактора, состоящий из восьми слоев железа, помещается в резервуар с водой. В качестве горючего используется обогащенный уран. Порция урапа весом 25 кг обеспечивает непрерывную работу станции на полную мощность в течение 1,5 года. Тепловая мощность построенной на этом реакторе атомной передвижной станции 10 тыс. кет, ее электрическая мощность 1,3 тыс. кет. Для охлаждения реактора нужно пропускать 1500 т воды в 1 мин. [c.186]

Смотреть страницы где упоминается термин Реактор атомный : [c.283] [c.194] [c.229] [c.140] [c.91] [c.290] [c.283] [c.197] [c.157] [c.324] [c.374] [c.132] [c.472] [c.279] [c.279] [c.264] [c.284] [c.134] [c.109] [c.783] [c.545]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...