Активная зона реактора

Рис. 1.4. Распределение тепловыделения по радиусу активной зоны реактора ВГР при профилировании разным обогащением подпиточного ядерного топлива а — 2,5% в центральной области, 3% — в периферийной б —

Рис. 1.5. Распределение тепловыделения по радиусу активной зоны реактора ВГР при профилировании разными скоростями перемещения шаровых твэлов в центральной и периферийной областях при одинаковом обогащении подпиточного ядерного топлива

Таким образом, в реакторах с движением шаровых твэлов через активную зону (реактор по принципу одноразового прохождения активной зоны) структура и объемная пористость в различных точках могут изменяться по сравнению с таковыми в номинальном начальном состоянии, что необходимо учитывать при расчете гидродинамического сопротивления и теплообмена. [c.51]

Таким образом, в реальных укладках или засыпках целых шаровых ТВЭЛОВ одинакового размера в активной зоне реактора В ГР объемная пористость т может колебаться от 0,26 до 0,68. Физическая модель течения теплоносителя практически не зависит от типа активной зоны, и в случае канальной и бесканальной зон сечение по ходу элементарной струйки в шаровой ячейке характеризуется значительными изменениями, струйки могут сливаться и разъединяться имеет место образование застойных вихревых зон с турбулентным обменом энергии и массы с движущимся потоком. [c.52]

Число шаровых твэлов в активной зоне реактора [c.95]

Аналитический обзор, проведенные теоретические и экспериментальные исследования в области структуры, гидродинамики п теплообмена в различных укладках шаровых твэлов позволили получить обобщенные критериальные зависимости гидродинамического коэффициента сопротивления, среднего и локального коэффициентов теплоотдачи в широком диапазоне чисел Re, в том числе и для значений чисел Re, которые могут иметь место в активных зонах реакторов с шаровыми твэлами. [c.106]

В настоящей главе проводится анализ защиты активной зоны реактора. Она начинается с описания реакторов различных типов. Активная зона реактора характеризуется как источник излучения нейтронов, первичных и вторичных у-квантов. Основное внимание уделяется анализу излучения активной зоны при работе реактора . [c.7]

Радиационная защита от излучений активной зоны реактора, конструкций и оборудования технологического контура должна обеспечить 1) защиту обслуживающего персонала и нормальную эксплуатацию реактора как при его работе, так и ремонте, т. е. снижение уровня излучения до допустимых значений [c.8]

Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах содержит значительное количество замедлителя нейтронов. Так, в уран-графитовом реакторе концентрация ядер углерода превышает концентрацию ядер в 6000—10 000 раз. В активной зоне реактора на промежуточных нейтронах содержится гораздо меньше замедлителя, а в быстром реакторе он вообще отсутствует. [c.9]

АКТИВНАЯ ЗОНА РЕАКТОРА КАК ИСТОЧНИК ИЗЛУЧЕНИЯ [c.10]

Первым этапом анализа радиационной защиты реактора является расчет интенсивности источников излучения в активной зоне реактора. Взаимодействие делящихся ядер, содержащихся в активной зоне, с нейтронами приводит к их делению, при котором образуется следующее поколение нейтронов, вновь вызывающих деление, и т. д. Так происходит цепная реакция. [c.10]

РАСПРЕДЕЛЕНИЕ ИСТОЧНИКОВ НЕЙТРОНОВ И у-КВАНТОВ В АКТИВНОЙ ЗОНЕ РЕАКТОРА [c.35]

При решении односкоростной задачи для плотности потока нейтронов в активной зоне реактора с отражателем справедливо уравнение (9.33), а в отражателе — аналогичное уравнение с равной нулю правой частью (отсутствует делящееся вещество). Решение должно быть симметричным (или конечным в центре активной зоны) и обращаться в нуль на экстраполированной внешней поверхности системы. Плотность потока и тока нейтронов должна быть непрерывна во всех точках на поверхности раздела активной зоны и отражателя. Решение этой системы уравнений для активной зоны и отражателя проводится так же, как для реактора без отражателя, хотя оно и оказывается более сложным. В результате решения определяют пространственное распределение плотности потока нейтронов и величину эффективных добавок. [c.39]

Рис. 9.13. Относительное распределение нейтронных ---------- ) и -полей (-------- ) в активной зоне реактора

Теплоноситель, проходя через активную зону реактора с интенсивными потоками нейтронов различных энергий, активируется. В ряде случаев активация ядер, входящих в состав теплоносителя, незначительна по сравнению с активацией ядер примесей в теплоносителе. Примесями являются продукты коррозии внутренних поверхностей стальных стенок оборудования, а также загрязнения, вносимые в теплоноситель в процессе технологии его приготовления. Продукты коррозии внутренних поверхностей активной зоны поступают в теплоноситель в виде радиоактивных примесей. [c.86]

Итак, в теплоносителе появляются активированные ядра в результате 1) процесса активации ядер, входящих в состав самого теплоносителя 2) активации ядер, входящих в состав примесей теплоносителя 3) коррозии поверхностей внутри активной зоны реактора 4) утечки продуктов деления из-под оболочек твэлов 5) ядерных реакций на внешних поверхностях оболочек твэлов (в виде ядер отдачи). [c.86]

Средний поток тепловых нейтронов Фт в активной зоне реактора на тепловых нейтронах определяется мощностью реактора и загрузкой делящегося материала в нем [c.89]

Сравнительно просто можно оценить плотность потока нейтронов с энергиями более нескольких мегаэлектронвольт в центральной части активной зоны реактора [c.89]

Игнорированные нами до сих пор сорбционно-десорбционные процессы весьма сложны. С точки зрения баланса активируемых ядер в контуре теплоносителя (при условии возникновения их только в активной зоне реактора) эти процессы в сумме способствуют выводу радиоактивных ядер из контура, причем скорость вывода пропорциональна концентрации ядер в контуре (стационарный режим работы реактора). Это позволяет записать уравнение баланса активируемых ядер в контуре в следующем виде [c.92]

КОРРОЗИЯ ПОВЕРХНОСТЕЙ ВНУТРИ АКТИВНОЙ зоны РЕАКТОРА [c.92]

При этом неточность представления (рг) формулой (11.20) в интервале г 0,5—30 см не превышает 8%. Решая задачу по определению энерговыделения в защите ядерного реактора, следует иметь в виду, что в первых слоях защиты наибольший вклад в энерговыделение дают у-кванты, излучаемые из реактора. В последующих слоях возрастает роль вторичных у-квантов, возникающих непосредственно в самой защите в результате поглощения нейтронов. В работе [4] приведены результаты расчета плотности захвата нейтронов (сопровождающегося испусканием у-квантов) в стальных пластинах различной толщины, расположенных в воде на расстоянии 60 см от поверхности активной зоны реактора. Результаты этих расчетов представлены на рис. 11.6. Из рисунка видно, что величина плотности [c.119]

При расчетах защиты от у-излучения объемных источников, достаточно знать удельные у-эквиваленты в миллиграмм-эквивалентах Ка на литр и эффективный спектральный состав у-излучения. Для решения проблемы защиты персонала от источников внутреннего облучения и определения предельно допустимых выбросов радиоактивных изотопов во внешнюю среду с вентиляционным воздухом и жидкими отходами, а также для многочисленных технологических целей необходимо знать изотопный состав источников и удельную активность в кюри на литр. В отдельных случаях, например для характеристики поля у-излучения активной зоны реактора, в которой кроме продуктов, деления имеются мгновенные и захватные у-кванты, а также наведенная активность, вместо у-эквивалента пользуются другой физической величиной мощностью источника в мегаэлектронвольтах в секунду или у-квантах в секунду на единичный объем или массу. В Приложении II за основу приняты удельные у-эквиваленты, которые широко применяются в практике проектирования защиты от у-излучения смеси продуктов деления. [c.189]

Твэлы представляют собой устройства, содержащие твердое ядерное горючее. При помещении их в активную зону реактора они обеспечивают цепную реакцию деления, генерацию тепловой энергии, а при наличии в их составе материалов воспроизводства— накопление или В наиболее общем случае [c.222]

На фоне основного излучения можно полностью пренебречь запаздывающим нейтронным излучением, активной зоны реактора, нейтронами, возникающими в результате реакций (у, п), (п, 2п), (р, п), активационными у-кван-тами внутри реактора и другими источниками у-квантов. [c.294]

Рис. 1.3. Зависимость распределения тепловыделения по высоте активной зоны реактора ВГР и коэффициента Kz от изотопного состава подпиточиого ядерного топлива

Твэлы, находящиеся длительное время в активной зоне, облучаются слишком большим интегральным потоком нейтронов, и микротопливо имеет весьма высокие значения относительного выгорания тяжелых ядер (fima), что может привести к разрушению микротвэлов и повышению активности теплоносителя. Твэлы, быстро проходящие активную зону, наоборот, мала выгорают, и их нужно вернуть в активную зону на повторное использование. Таки.м образом, требуется систе.ма возврата невыгоревших твэлов в активную зону реактора со специальной установкой для измерения выгорания топлива в выгружаемых твэлах и сложным перегрузочным устройством. [c.24]

Принцип измерения основан на изменении реактивности-физической сборки при прохождении шарового твэла с постоянной скоростью через измерительный участок. Время задержки исследуемого образца в активной зоне реактора ADIBKA не-превышадт 0,2 с, однако анализ измеряемых сигналов и управление всеми операциями может быть осуществлено только с помощью ЭВМ. Реактор с одноразовым прохождением активной зоны не требует такой сложной установки, поскольку достаточно контролировать лишь выборочно выгружаемые твэлы в целях определения их выгорания. Конструкция его должна обеспечивать выполнение условия равного выгорания всех проходящих через активную зону шаровых твэлов. Это может потребовать либо профилирования обогащением в свежих твэлак,. загружаемых в разные точки зоны, либо специальной конфигурации пода и расположения каналов выгрузки, обеспечивающих необходимую скорость и время нахождения твэлов в активной зоне [19]. [c.25]

Теплопроводность изотропного графита при облучении при T Mnepaitype выше 600° С на 30—40% ниже, чем теплопроводность без облучения, коэффициент линейного расширения в результате облучения интегральным потоком нейтронов 4-1021 нейтр./см2 при температуре выше 1000°С сначала увеличивается примерно на 20%, а потом уменьшается на 30—75% начального значения. Физико-механические характеристики прессованных сортов графита под влиянием облучения меняются больше, чем изотропных сортов. Изменения происходят в направлениях вдоль и поперек оси прессования или выдавливания, причем эти изменения по осям довольно различи , что практически исключает возможность использования анизотропных сортов графита в виде крупноразмерных блоков в качестве конструкционного материала активной зоны реактора В ГР с призматическими твэлами [6]. Этот факт является весьма важным доказательством преимущества варианта реактора ВГР с шаровыми твэлами, поскольку твэлы при достижении интегрального потока (5—7)-10 нейтр./см и глубине выгорания топлива 10—15 /о выводятся из активной зоны, графитовые же блоки отражателя находятся в зоне существенно меньших температур и потоков нейтронов. [c.29]

Химическая инертность гелия и возможность высокой степени его очистки от примесей в контуре опытных реакторов ВГР позволяют использовать в качестве оболочек твэлов не только нержавеющие стали, но и ванадий, пироуглерод, карбид кремния и другие керамические материалы [21]. По-видимому, одно из основных преимуществ применения гелия — это возможность использовать в качестве топлива карбиды урана и плутония, что сулит существенное увеличение коэффициента воспроизводства по сравнению с окисным топливом. Нулевая активация гелия, отсутствие существенного замедления им быстрых нейтронов при прохождении через активную зону реактора БГР, а также успешное решение задачи удержания продуктов деления в микротвэлах с керамическими защитными слоями при больших значениях глубины выгорания и возможность непосредственного охлаждения микротвэлов газовым теплоносителем — все эти положительные факторы позволяют реактору БГР конкурировать с реактором-размножителем БН. Основной недостаток гелиевого теплоносителя по сравнению с натриевым — трудности отвода тепла остаточного тепловыделения в аварийных ситуациях при потере герметичности основным [c.31]

Шаровые твэлы высокотемпературного реактора-размножителя БГР, по сравнению с твэлами реактора ВГР, облучаются в активной зоне на порядок большим интегральным потоком быстрых нейтронов (10 нейтр./см ), имеют на два порядка большую среднюю объемную плотность теплового потока (700 кВт/л) и примерно втрое большую энергонапряженность ядерного топлива (400 кВт/кг) при практически одинаковой глубине выгорания ядерного топлива. Помимо этого, защитные оболочки микротвэлов и конструкционные материалы кассет не могут содержать большого количества легких ядер, смягчающих спектр нейтронов в активной зоне реактора БГР, и, следовательно, толщина защитных оболочек должна быть минималь ной, что затрудняет решение вопросов конструкции. [c.37]

МЕТОДИКА СОПОСТАВЛЕНИЯ ОСНОВНЫХ ХАРАКТЕРИСТИК АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРОВ С ШАРОВЫМИ ТВЭЛЛМИ [c.94]

Разработанная методика совоставления й выбора конструктивных вариантов активной зоны реакторов ВГР позволяет оптимизировать геометрические размеры шаровых твадбв для заданных параметров активной зоны и газового теплоносителя, а также оценивать влияние последних на критерий энергетической оценки Е. В работе приводятся результаты оптимизационных расчетов параметров шаровых твэлов реакторов ВГР при различной средней объемной плотности теплового потока, на основе которых могут быть сделаны рекомендации и выбран конструктивный вариант твэла и реактора. [c.107]

Во втором типе реакторов присадка к обычному теплоносителю дискретных тонкодиспергированных частиц преследует в основном цель интенсификации теплоотвода в активной зоне реактора и теплоотдачи в парогенераторе. Согласно данным гл. 6 подобный эффект возможен в газодисперсных потоках и не имеет места в гидродисперсных. Поэтому рассматриваемая мера целесообразна лишь в газовых реакторах. [c.390]

В томе II рассматриваются вопросы радиационной защиты применительно к конкретным источникам излучения и основным ядернотехническим установкам. Освещаются, в частности, такие вопросы, как защита активной зоны реактора и теплоносителя, тепловой расчет защиты, защита от у-излучения при переработке делящихся материалов, радиационная безопасность в производствах урана и радия, защита ускорителей и радиационная защита при космических полетах. [c.5]

Расчет радиационной защиты начинается с расчета интенсивности и пространственного распределения источников нейтронов и у-квантов деления в активной зоне реактора. При известном распределении этих источников в принципе возможно определение поля излучения во всей защите — поля быстрых, замедляющихся (промежуточных энергий) и тепловых нейтронов, а также картины ослабления в защите у-квантов, образующихся в результате деления ядер. При этом необходимо учитывать также и ослабляющие свойства материалов активной зоны,т. е. практически проводить совместный анализ распределения излучения в защите и в активной зоне. Однако возможен и другой подход — рассмотрение только лищь защиты или ее отдельной [c.7]

Энергетический спектр нейтронов в активной зоне реактора отличается от энергетического спектра нейтронов деления, определяемого формулами (9.1) — (9. 6). Быстрые нейтроны, обра- [c.15]

Измерения с хорошим разрешением га.мма спектрометра позволяют выделить из суммарного спектра пики, соответствующие отдельным линиям в спектрах у-квантов радиационного захвата. Это хорошо видно из рис. 9.9, на котором показан спектр у-квантов, вылетающих из активной зоны реактора BSR-II в радиальном направлении от центра реактора [1]. Этот реактор — водо-водяной, бассейновый, с конструкциями из нержавеющей стали. Пики соответствуют линиям радиационного захвата нейтронов ядрами Fe Fe , Fe , Сг- , и водорода. [c.33]

Для активной зоны реактора в виде прямоугольного параллелепипеда размерами 2аХ2Ьх2с таким же образом можно получить [c.38]

При 2выв о>1 активная зона реактора имеет большую толщину, и последним слагаемым в формуле (9.62) можно пренебречь. Таким образом, этим слагаемым учитывается ограниченность размеров активной зоны в направлении, противоположном рассматриваемой точке. Если пренебречь этой ограниченностью и рассматривать поток излучения в таких точках гЗ>/ о, где а(г)3>1, то получим следующее выражение [c.52]

Нейтронное и у-излучения из активной зоны реактора создают мощный поток энергии, В больших энергетических реакторах интенсивность излучения достигает 10 МэвЦсм -сек). Это приводит к тому, что мощность энерговыделения в конструкциях, находящихся в непосредственной близости от активной зоны, достиггает 100 бт/слг и более [45]. Для корпусов водо-водяных и газоохлаждаемых реакторов, которые рассчитаны на значительное давление, энерговыделение, связанное с поглощением излучений, может привести к дополнительным температурным напряжениям, которые необходимо учитывать в расчетах прочности. Кроме того, интенсивное нейтронное облучение вызывает структурные нарушения материала корпуса, которые, накапливаясь, приводят к изменению его прочностных характеристик-Существенными факторами для реакторов многих типов являются также коррозия материала корпуса и усталость этого материала от переменной нагрузки. [c.66]

Из реакторов на быстрых нейтронах наиболее освоены реакторы с натриевым теплоносителем. Высокая радиоактивность натриевого теплоносителя и его химическая активность требуют особых мер предосторожности при выборе материалов защиты реактора. Это исключает возможность использования в защите реактора такого высокоэффективного защитного материала, как вода, взаимодействий с которой может создать опасные ситуации [58]. Вопросы безопасности быстрых реакторов предъявляют особые требования к использованию в защите и других водородсодержащих материалов с точки зрения их попадания в активную зону реактора, что может привести к опасным колебаниям реактивности. Большие трудности возникают при организации эффективного теплосъема верхней защиты. [c.83]

В источниках больших размеров необходимо учитывать само-поглощение частиц и изменение их энергии в результате упругих и неупругих рассеяний. В связи с этим определение мощности излучения больших источников становится относительно сложным. Наиболее трудоемки расчеты утечек нейтронов и у-квантов из ядерного реактора. К моменту начала расчета тепловыделения в защите должен быть выполнен физический расчет реактора, Результаты его содержат координатные распределения плотностей потоков нейтронов в активной зоне и отражателе реактора. По ним можно найти плотность утечки нейтронов из активной зоны реактора и определить распределение источников у-кваитов в активной зоне. Плотность утечки нейтронов определяется как произведение коэффициента диффузии на производную от плотности потока на границе активной зоны. Распределение источников у-квантов в активной зоне реактора дает [c.108]

Рассматривается активная зона реактора как источник излучения. При этом, если имеются результаты физических расчетов активной зоны, их используют для вычисления утечки нейтронов из активной зоны и плотности рождения у-квантов в зоне. Если же физический расчет активной зоны не выполнен, то по минимальной исходной информации о составе и основных (Ьизических параметрах зоны производят интерпретацию ее объемным источником определенной формы с равномерной генерацией в нем нейтронов и у-квантов. [c.294]

Экономика ядерной энергетики Основы технологии и экономики производства ядерного топлива (1987) -- [ c.296 , c.298 , c.302 , c.303 , c.329 , c.331 , c.334 ]

Тепловое и атомные электростанции изд.3 (2003) -- [ c.134 , c.141 , c.152 , c.167 ]

Ядра, частицы, ядерные реакторы (1989) -- [ c.303 ]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...