Атомный реактор на тепловых нейтронах

Анализ влияния нейтронного облучения на диффузионную подвижность атомов фосфора в Низколегированной Сг — N1 — Мо перлитной стали показал [237], что облучение при 300°С потоком 10 нейтрон/(м -с), достигаемым в исследовательских каналах атомных реакторов на тепловых нейтронах, увеличивает коэффициент диффузии фосфора (за счет повышения концентрации вакансий) более чем на пять порядков, что эквивалентно повышению температуры от 300 до 470— 480°С. Поэ. -ому кинетика обогащения границ зерен фосфором и соответствующего охрупчивания стали в результате облучения потоком 10 нейтрон/м с при температуре 300°С может быть такой же, как без облучения при температуре 470-480°С, которая, как было отмечено ранее, для Сг — N1 — Мо стали (см. рис. 2) и других низколегированных конструкционных сталей находится в температурном интервале интенсивного развития обратимой отпускной хрупкости. Это означает, что облучение при температуре около 300°С (ниже интервала развития обратимой отпускной хрупкости) может ускорить обогащение межзеренных границ в стали фосфором в достаточной для значительного охрупчивания степени. [c.185]

Гетерогенный реактор на тепловых нейтронах. В качестве примера рассмотрим реактор Первой атомной электростанции АН СССР. Этот реактор работает на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем. Ядерным горючим является уран, обогащенный изотопом до 5%. [c.315]

На первом этапе развития атомной энергетики предполагается строить крупные АЭС с реакторами на тепловых нейтронах (преимущественно с водой под давлением и канальных кипящих). На этих АЭС, кроме того, будет нарабатываться плутоний для [c.162]

Природный уран, на 99,28% состоящий из урана-238, содержит лишь 0,714% урана-235, активно делящегося медленными (тепловыми) нейтронами и, следовательно, пригодного для использования в качестве ядерного горючего. Такое содержание урана-235 оказывается достаточным для работы атомных реакторов на медленных нейтронах, но необходимое при этом общее [c.161]

Более сложная задача стоит перед турбостроителями по созданию паровых турбин для атомных электростанций мощностью Б 1000 МВт на низкие параметры пара и 1500 об/мин. Ускорение производства указанных турбин диктуется развитием атомных электростанций и рациональным использованием реакторов на тепловых нейтронах аналогичной электрической мощности. [c.40]

На основе проделанной работы в СССР было обеспечено осуществление программы строительства атомных электростанций средней и большой мощности, главным образом, в районах европейской части страны, где ощущается дефицит топливных ресурсов создание атомных реакторов на быстрых нейтронах, позволяющих полнее использовать энергию урана-238 углубление концепций использования энергии деления тяжелых ядер как для целей энергетики, так и промышленности, что может быть реализовано путем создания высокотемпературных реакторов на тепловых нейтронах и т. п. [c.169]

Развитие атомных электростанций как в СССР, так и за рубежом идет по пути создания мощных реакторов на тепловых нейтронах. [c.169]

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт имеет канальный уран-графитовый реактор на тепловых нейтронах с водным теплоносителем и графитовым замедлителем нейтронов. Тепловая мощность реактора равняется 30 МВт. [c.180]

И еще одна проблема при разработке топливно-энергетического баланса крайне важна. Это рассмотрение перспектив перехода от реакторов на тепловых нейтронах к созданию новых атомных реакторов на быстрых нейтронах, которые дают возможность использовать уран 238. Его удельный вес в урановой руде равен 99,3%. В реакторах на быстрых нейтронах образуется элемент плутоний 239, используемый в последующем для производства электроэнергии. Таким образом, реакторы на быстрых нейтронах, кроме производства электроэнергии, нарабатывают (воспроизводят) атомное горючее. [c.10]

В десятой пятилетке начались работы по использованию ядерного топлива для производства тепловой энергии, начато сооружение первых атомных станций теплоснабжения (A T) мощностью по 3600 ГДж/ч каждая в Горьком и Ворон еже. Введены в работу первый реактор водоводяного типа (ВВЭР-1000) мощностью 1 млн. кВт на Нововоронежской АЭС и мощный атомный реактор на быстрых нейтронах мощностью 14 [c.14]

Вопросы безопасности АЭС являются основными для успешного внедрения атомной энергетики [1.44]. Обширный опыт эксплуатации АЭС с реакторами на тепловых нейтронах может быть в значительной степени использован при создании системы безопасности АЭС с быстрыми реакторами с учетом их особенностей. [c.36]

Реакторы на тепловых нейтронах работают на менее обогащенном топливе, чем реакторы на быстрых нейтронах, потому что сечение поглощения тепловых нейтронов, вызывающих деление, у топлива значительно больше, чем у воспроизводящего материала. Следовательно, стоимость тепловыделяющих элементов значительно ниже, что дает определенные преимущества. Замедление нейтронов до тепловых достигается применением замедлителя (материала с относительно невысокой атомной массой и малым сечением поглощения нейтронов), помещаемым между топливными каналами, которые имеют несколько увеличенные размеры по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах. В качестве замедлителя используют обычную воду, тяжелую воду, а также графит. [c.15]

Основная часть целевых научно-технических программ координируется Государственным комитетом СССР по науке и технике и носит межотраслевые масштабы реализации. В качестве примера межотраслевой комплексной целевой программы можно назвать программу производства промышленных роботов или программу по созданию атомных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах для производства электроэнергии и тепла. [c.64]

Основным генеральным направлением атомной энергетики является создание атомных электростанций большой мощности с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, позволяющими наиболее эффективно использовать потенциальные возможности ядерного горючего. В реакторах на тепловых нейтронах из одной тонны урана может быть выработано энергии 5000— 15 000 МВт-сут (с использованием плутония до 25 ООО МВт-сут). В реакторах на быстрых нейтронах энерговыделение тонны урана может достигать 250—500 тыс. МВт-сут. [c.17]

Мощность ядерного реактора, его параметры и технико-экономические показатели во всех рассматриваемых вариантах АЭС считаются неизменными. Соответственно полезная мощность АЭС при варьировании ее параметров переменна. Для возможности сопоставления всех рассматриваемых вариантов использовано понятие замещающей мощности. В качестве замещающей электростанции, по данным института Энергосетьпроект , принята атомная электростанция с реактором на тепловых нейтронах. [c.99]

Суммарная мощность АЭС к концу 1986 г. в СССР превысила 28 млн. кВт. На АЭС в 1986 г. произведено около 11% всей электроэнергии страны. В текущем пятилетии (1986—1990 гг.) мощности АЭС в СССР возрастут более чем в 2 раза. Будут сооружаться АЭС единичной мощностью 4—6 млн. кВт (тепл.) с водоохлаждаемыми реакторами на тепловых нейтронах. Завершится сооружение первых атомных станций теплоснабжения (A T). Будет существенно продвинута вперед разработка реакторов-размножителей на быстрых нейтронах и их топливного цикла. [c.3]

В настоящее время в нашей стране в стадии строительства находится ряд экспериментальных атомных электростанций мощностью 50 -г- 70 тыс. кет каждая. На этих станциях будут установлены реакторы на тепловых нейтронах. В качестве за- [c.326]

Физики быстро поняли этот недостаток реакторов на тепловых нейтронах, выросших из проблемы производства ядерного оружия. Энрико Ферми, который в 1942 году запустил первый в мире ядерный реактор, предложил построить для мирной ядерной энергетики принципиально новое устройство - реактор на быстрых нейтронах (БН). Его отличие от теплового реактора состоит в том, что в нем происходит расширенное воспроизводство горючего, то есть он потребляет ядерного топлива меньше, чем производит. Эффективность использования урана в атомной энергетике возрастет при этом в сотню раз. [c.356]

Бели часть водяного теплоносителя, проходя активную зону, превращается в пар, реактор называют кипящим. В настоящее время в отечественной атомной энергетике широкое распространение получили два типа энергетических реакторов на тепловых нейтронах [c.528]

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]

Ограниченность запасов угля, ценность его как химического сырья, неблагоприятное воздействие вредных продуктов сгорания на окружающую среду ускорят замену его ядерным топливом. Однако из-за низкой эффективности топливного цикла в реакторах па тепловых нейтронах (о чем говорилось выше) окончательное вытеснение атомными электростанциями обычных угольных ТЭС начнется после перехода на реакторы на быстрых нейтронах с воспроизводством топлива. После 2000 г. может начаться введение в эксплуатацию термоядерных электростанций. Одновременно планируются все большая электрификация энергетики и централизация распределения энергии через ЕЭС [29, 31, НО]. [c.152]

В 1962 г. в Мелекесском институте атомных реакторов вошел в эксплуатацию реактор на промежуточных нейтронах СМ-2 (рис. 47-48) тепловой мощностью 50 тыс. кет (в 1965 г. реактор был частично реконструирован и [c.169]

Накопленный опыт сооружения и эксплуатации атомных электростанций позволил сделать вывод о целесообразности строительства АЭС мощностью 2—4 млн. кВт с наиболее технически совершенными и экономичными реакторами (два на тепловых нейтронах мощностью 1 млн. кВт и 440 тыс. кВт и один— на быстрых нейтронах — 600 тыс. кВт). [c.67]

Как известно, степень использования природного урана в современных АЭС с реакторами различных типов на тепловых нейтронах весьма невелика. При высоких темпах развития атомной энергетики и повышении ее удельного веса в общем производстве электроэнергии, 154 [c.154]

Перспективной областью применения алюминия, с нашей точки зрения, является использование его для отвода тепла в высокотемпературных атомных реакторах. Использование алюминия в качестве теплоносителя в реакторах, работающих на тепловых нейтронах, выгодно, с одной стороны, с точки зрения расхода нейтронов, поскольку сечение захвата нейтронов тепловых энергий для алюминия в два с лишним раза меньше [0,22 барн], чем для натрия (0,49), характеризующегося минимальным сечением захвата тепловых нейтронов по сравнению с другими щелочными металлами. С другой стороны, использование алюминия, как теплоносителя, учитывая его совместимость с графитом в отличие от щелочных металлов, даст возможность существенно упростить конструкцию активной зоны реактора, так как позволяет рассмотреть вопрос об изъятии из активной зоны реактора металла оболочек тепловыделяющих элементов. Наконец, применение алюминия позволит существенно увеличить параметры рабочего тела второго контура и практически облегчит проблемы второго контура из-за отсутствия взрывоопасности при соприкосновении алюминия с водой. [c.72]

Ртуть использовалась в качестве теплоносителя для реакторов на быстрых нейтронах в СССР (реактор БР-2) и в США (г. Лос-Ала-мос). Она обладает хорошей термической стойкостью и низкой упругостью паров. Однако большое сечение захвата тепловых нейтронов исключает использование ртути в качестве теплопередающей среды для атомных энергетических реакторов, работающих на медленных нейтронах. Кроме того, при использовании ртути в качестве теплоносителя следует принимать меры для защиты от ее ядовитых паров. [c.178]

Реакторы на тепловых (медленных) нейтронах при умеренных температурах, позволяющих получать насыщенный водяной пар давлением 6 МПа, являются вполне освоенными. В СССР на атомных электростанциях работают в основном реакторы, тепловая мощность которых соответствует электрической мощности паровых турбин 1 млн. кВт. Пущен реактор единичной электрической мощностью 1,5 млн. кВт. [c.270]

Приведенный материал достаточно убедительно подтверждает перспективность развития нового направления в атомной энергетике — высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах ВГР и реакторов-размножителей на быстрых нейтронах БГР с шаровыми твэлами и микротвэлами. [c.106]

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором воднографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт. [c.196]

В атомной энергетике широкое распространение нашлк уран-графито ые реакторы, основной частью которых является многотонная графитовая кладка. Основное назначение кладки реактора на тепловых нейтронах состоит в замедлении быстрых нейтронов, рождающихся при цепной реакции деления ядер. Внутренняя часть кладки, где размещены твэлы, называется активной зоной периферийная часть, служащая для-снижения утечки нейтронов,— отражателем, [c.227]

Развитие атомной энергетики в ССО осуществляется для удовлетворения потребностей народного хозяйства в злектроэнергии, в теплофикации городов и промышленных объектов, энергообеспечении в перспективе ряда энергоемких технологических процессов (в металлургии, химии). В предстоящие годы суммарная мощность атомных энергетических установок различного назначения должна удваиваться примерно в каждые 8-10 лет. Основу атомной энергетики в СССР и за рубежом в настоящее время составляют атомные электростанции с реакторами на тепловых нейтронах корпусного и канального типа (водо-водяные энергетические реакторы - ВВЭР, реакторы больщой мощности кипящие - РБМК) и на быстрых нейтронах (корпусного типа - БН). Реакторы на тепловых нейтронах обладают сравнительно высокой экономичностью, реакторы на быстрых нейтронах - высоким коэффициентом использования и воспроизводства ядерного топлива. Единичная мощность этих реакторов непрерывно возрастает, достигая к настоящему времени 1000 1500 МВт. [c.5]

Основу современной атомной энергетики составляют ядерные реакторы на тепловых нейтронах, которые будут определять ее структуру и расход природного урана на ближайшее десятилетие. Однако с учетом ограниченных запасов дешевого природного урана широкое развитие атомной энергетики возможно лишь на основе ядерных реакторов на быстрых нейтронах, в которых возможно расширенное воспроизводство делящегося ядерного горючего и повышение в 30— 40 раз эффективности использования природного урана. Экономически необходимый темп удвоения производства электроэнергии в большинстве стран мира составляет 8— 10 лет, а ожидаемый аемп удвоения мощностей ядерной энергетики — 5 лет [1.1]. Атомная энергетика может выполнить возлагающиеся на нее надежды и стать определяющей в энергообеспечении, если будут созданы быстрые реакторы с временем удвоения вторичного делящегося ядерного горючего 4 — 6 лет [1.1]. В этом случае в топливном балансе ядерной энергетики определяющая роль переходит к плутонию, нарабатываемому в быстрых реакторах, а система АЭС с тепловыми и быстрыми реакторами будет способна обеспечить саморазвитие при ограниченном потреблении ресурсов природного урана на начальном этапе с последующей работой системы АЭС на отвальном уране и вторичном плутонии из быстрых реакторов. [c.3]

Современная атомная энергетика развивается в основном на АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. В нашей стране тепловые реакторы представлены водоводяными корпусными реакторами (ВВЭР) и уран-гра-фитовыми реакторами канального типа (РБМК), которые будут определяющими в развитии атомной энергетики ближайшего десятилетия [1.1]. [c.9]

На следующем этапе атомной энергетики, сначала 90-х годов, базовыми станут АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, которые вытеснят АЭС с реакторами на тепловых нейтронах в полупико-вую область графиков нагрузки [16 гл. VII]. В начальный период строительства АЭС с реакторами на быстрых нейтронах будет целесообразно применять параметры пара, обычные для электростанций органического топлива. В дальнейшем могут найти применение высокотемпературные реакторы. В принципе они открывают возможность применения паротурбинного цикла сверхвысоких параметров. Однако рациональность такого решения не очевидна, поскольку в качестве теплоносителя первого контура не может быть применена вода. Обязательное наличие на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах первого жидкометаллического или газового контура приводит к мысли о целесообразности применения для АЭС с высокотемпературными быстрыми реакторами комбинированных энергетических установок с газовыми турбинами или МГД-генераторами [9]. Такие же комбинированные схемы представляются перспективными и для будущих термоядерных установок (см. рис. XV.8). [c.253]

Методика определения затрат топливного цикла и экономической эффективности использования ядериого горючего на коидеисациоиных АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. (Постоянная Комиссия по использованию атомной энергии в мирных целях СЭВ). М., 1970. [c.473]

Заслуживают внимания разработки, проводимые фирмой Крупп в ФРГ, серии установок, у которых источником теплоты служит атомный реактор. При проектировании принято, что обеспечение опреснительной части станции теплотой будет производиться или от конденсационных турбин, или от турбин с противодавлением, В этих схемах рассматривается использование реактора на тепловых нейтронах. Отметим, что в тепловой схеме для двухцелевой опреснительной установки в г. Шевченко с целью обеспечения более высокого коэффициента воспроизводства ядерного горючего принят реактор на быстрых нейтронах. [c.32]

Молибден придает урану и другое полезное качество. Как правило, в мощных реакторах на тепловых нейтронах (а именно такие реакторы распространены в наше время) топливые элементы охлаждают водой. При малейшем нарушении защитной оболочки блок из чистого урана под угрозой уран разлагает воду, свободный водород вступает в реакцию — образуется гидрид урана Иди. Этот порошок осыпается и уносится водяным потоком — ТВЭЛ разрушается. Картина совсем иная, если вместо чистого урана применен ураномолибденовый сплав. Такие сплавы устойчивы к воздействию воды и служат великолепным материалом для главных урановых изделий — твэлов атомных котлов. [c.92]

Правительство СССР поддержало предложения Минсредмаша о развитии атомной энергетики за счет сооружения промышленных АЭС с реакторами на тепловых нейтронах ВВЭР и РБМК и в качестве опытных - АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. [c.359]

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт имела канальный уран-графитовый реактор типа РБМК на тепловых нейтронах. Активная зона состояла из графитовой кладки, в которой размещены рабочие каналы. Вода под давлением 100 ата из верхней головки рабочего канала поступает в центральную опускную трубу, входит далее в тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), каждый из которых представляет собой две концентрические трубки из нержавеющей стали, между которыми располагается ядерное горючее. Затем вода поднимается по ТВЭЛам вверх и выходит из рабочего канала. [c.166]

В 1972 г. первой в мире была введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Перед Шевченковской АЭС поставлены две цели часть ее тепловой энергии идет на опреснение морской воды с выдачей 120 тыс. т пресной воды в сутки, а вторая часть электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии. Опыт эксплуатации реактора на быстрых нейтронах Шевченковской АЭС использован при создании более мощного быстрого реактора для Белоярской атомной электростанции. На этой АЭС сооружается опытно-промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 мощностью 600 МВт. [c.171]

Величина пересчетного коэффициента для урана зависит от способа производства электроэнергии она составляет 860 ГДж/кг в обычных реакторах, 1700 ГДж/кг для обогащенного продукта в некоторых обычных реакторах, 42 000—51 750 ГДж/кг в реакторах-размножителях и даже 83 000 ГДж/кг — в реакторах на быстрых нейтронах. Верхний предел для обычных реакторов устанавливается по количеству энергии, выделяющейся при теоретически полном делении 1 кг U235. равному 2800 т у. т., а нижний предел можно получить, если считать, что деление переходит у 50 % U235, на который приходится 1/140 природного урана, это дает 10 т у. т./кг. Обычно в атомной энергетике применяется величина 14,3 т у. т./кг, и она используется для пересчета 1,69 млн. т доказанных резервов урана при условии использования в обычных реакторах (а пока реально действуют только они). В таком случае доказанные резервы урана составят 24,2 млрд, т у. т. Тепловой эквивалент в реакторах на быстрых нейтронах и размножителях может быть в 50—60 раз больше, так что в этом случае доказанные резервы составили бы 1200—1500 млрд, т [c.81]

Применение кадмия в ядерных реакторах не является основным, тем не меиее этот металл имеет важное значение. Кадмий обладает способностью отфильтровывать нейтроны с низкой энергией (тепловые), и когда кадмиевые стержни помещаются в реактор, поглощетгие тепловых нейтронов дает возможность управлять цепной реакцией. При соответствуюихем регулировании кадмиевого стержня можно контролировать скорость деления ядер и тепловыделение, что позволяет достигать желаемой мощности или при необходимости останавливать цепную реакцию [51]. Благодаря свойствам, которые указаны при описании его использования в атомных реакторах, кадмий можно применять также как материал, идущий на изготовление контейнеров для урановых элементов. [c.277]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...