Перегрузка ядерного топлива в реакторе

Расход В ядерного топлива в реакторе, используемый для получения теплоты, существенно меньше расхода В ядерного топлива, проходящего через реактор при перегрузках. Это связано с тем, что для получения теплоты применяется относительно небольшая часть ядерного топлива. Если В/В = а, то [c.354]

Непрерывная перегрузка топлива. Ее можно представить как ежесуточную загрузку некоторой части ядерного топлива в реактор и ежесуточную выгрузку из него эквивалентного количества отработавшего топлива. Перегрузка осуществляется специальной машиной без остановки реактора, т. е. при работе его на мощности. [c.109]

Тепловыделяющая сборка (ТВС) — сборка, включающая один твэл и более, устанавливаемая в реактор с целью генерирования тепловой энергии и обеспечивающая надежный теплосъем, крепление, устройство перегрузки, транспортирования и переработки ядерного топлива. [c.531]

Ядерная авария — потеря управления ядерной цепной реакцией в реакторе либо образование критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива, при монтажных или ремонтных работах на реакторе, приведших к опасному облучению людей и (или) повреждению твэлов сверх допустимых пределов. [c.439]

В процессе работы реактора ТВС выгорают неравномерно, и в каждый момент времени в ячейках реактора находятся ТВС с разной глубиной (степенью) выгорания ядерного топлива. Это происходит потому, что нейтронный поток в разных точках реактора неодинаков, ТВС при перегрузке извлекаются из реактора не одновременно, а частично. Используется так называемый метод частичных перегрузок, когда с определенной периодичностью из реактора выгружается только часть топлива. В освободившиеся места устанавливаются либо свежие ТВС, либо частично выгоревшие из других ячеек реактора, а в последние устанавливаются свежие ТВС. Возможно, при необходимости, повторное использование отработавших ТВС, которые уже находились в хранилище отработавшего топлива. [c.348]

МВт сут затрачивается 1,3 г урана-235. В действительности на АЭС общий расход урана во много раз превышает количество выгоревших делящихся изотопов. Это объясняется тем, что входящие в ядерное топливо делящиеся изотопы составляют только 1, —6% для АЭС с реакторами на тепловых нейтронах, причем часть из делящихся изотопов не сгорает и остается в ТВС, выгружаемых при перегрузках реактора. Поэтому общий расход ядерного топлива определяется глубиной его выгорания. Чем выше глубина выгорания, тем ниже удельный и годовой расход ядерного топлива [c.359]

Контроль за остановленным ядерным реактором, когда топливо находится в активной зоне, должен осуществляться постоянно, в течение всей стоянки, в том числе при загрузке и перегрузке топлива. [c.429]

Первичное ядерное топливо 81 Перегрузка ядерного топлива в реакторе 108—109 Плотность (удельная) энерговыделе-кия в таэле 302, 307—308 Плутоний 99, 137—138, 155—157 [c.475]

Требование постоянно содержать в активной зоне реактора большую массу ядерного топлива, рассчитанного на длительный срок работы для обеспечения заданной энерговыработки, вызывает значительные единовременные затраты на оплату первой топливной загрузки и последующих партий, подготовленных к перегрузке. В этом состоит весьма существенное и принципиальное отличие условий использования ядерного топлива в энергетических установках по сравнению с органическим топливом. Это отличие оказывает сильное влияние на экономику АЭС. [c.91]

В настоящее время на всех опытных реакторных установках используется керамическое ядерное горючее в виде сферических микротопливных частиц с многослойным защитным покрытием с максимальной температурой 1300° С, диспергированных в графитовой матрице топливного слоя твэла. Применяются три формы твэлов шаровая (реакторы AVR, THTR-300), стержневая (реакторы Драгой , Пич-Боттом ) и призматическая (реактор HTGR-330), а также два способа перегрузки твэлов непрерывный и периодический. В реакторах с шаровыми твэ-лами используется непрерывная замена выгоревших твэлов свежими без снижения мощности в реакторах с цилиндрическими стержневыми и шестигранными призматическими твэ-лами — периодическая замена выгоревшего топлива на остановленном реакторе. [c.4]

Самой ответственной и конструктивно сложной частью является бетонная шахта, выполняемая из предварительно напряженного железобетона. В верхней съемной части шахты имеется туннель обслуживания, позволяющий осуществлять сборку оборудования и перегрузку топлива. В шахте находятся также все технические системы безопасности и системы охлаждения. Сравнивая ядерные характеристики активных зон PIUS и современных реакторов ВБЭР-440, можно сказать, что они близки — нагрузка активной зоны составляет 21,4 кВт/кг урана. [c.104]

На рис. 5.6 показано возможное снижение ежегодной потребности в природном уране для обеспечения перегрузки свежим слабообогащенным топливом реакторов на тепловых нейтронах PWR и BWR электрической мощностью 1000 МВт при различных циклах использования ядерного топлива одноразовом (без химической регенерации), при возврате в топливный цикл только регенерированного урана, при возврате в цикл (рецикле) невы-горевшего урана и накопленного вторичного топлива — плутония. [c.126]

В отличие от тепловых энергетических зютановок, где практически минеральное топливо сгорает почти полностью, в современных ядерных реакторах используется сравнительно небольшая часть энергии, заключенной в атомах урана. Дело в том, что природный уран состоит из двух составных частей (изотопов) — урана-235 и урана-238. При этом доля урана-238 равна 99,3%, а урана-235 — только 0,7 %. На первом этапе было освоено использование только атомов урана-235, которые раопадаются на два осколка под действием медленных (тепловых) нейтронов, т. е. нейтронов с относительно малой энергией. В данном время практически все атомные электростанции строятся с реакторагти, где происходит расщепление атомов урана-235. Чтобы увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки атомного горючего, урановая руда предварительно обогащается. В результате содержание урана-235 увеличивается с 0,7 до 3—5%, при этом начальный запас горючего и длительность работы реактора значительно увеличиваются. Хотя в принципе можно работать и не на обогащенном топливе, как это практикуется на АЭС в Англии и Канаде. [c.160]

Накопление радиоактивных продуктов деления в твэлах, чрезвычайно высокая их радиоактивность и связанное с этим весьма долговременное остаточное тепловыделение в активной зоне реактора после его остановки (рис. 4.3) вместе с высокой наведенной радиоактивностью материалов и теплоносителя — все это предъявляет особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС, ее основного оборудования, а также систем контроля, управления и защиты, систем гарантированного обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Эти требования не имеют аналогии в теплоэнергетике, работающей на органическом топливе. Их удовлетворение в основном и вызывает увеличение в 1,5—2,5 раза удельных капитальных вложений в АЭС по сравнению с удельными капитальными вложениями в ТЭС. Такое увеличение связано с усложнением инженерных решений, с оснащением АЭС специальными дорогостоящими устройствами, оборудованием, приборами и специальными материалами, не имеющими применения в обычной энергетике. К специфическим устройствам и совружениям АЭС относятся система аварийного охлаждения и защиты реактора (САОЗ), защита от ионизирующего излучения, бассейны для охлаждения и выдержки отработавшего топлива, выгруженного из реактора, специальные машины для дистанционной загрузки и перегрузки топлива, система специальной вентиляции и фильтрации радиоактивных газов, специальная очистка теплоносителя первого контура от радиоактивных продуктов деления, устройства для дезактивации обору- [c.94]

Конструкция активной зоны выполняется разборной, с фиксированным размещением ТВС. Любая ТВС может быть установлена в активную зону, извлечена из нее и заменена новой. Состав топливной загрузки и конструкция активной зоны должны обеспечивать заданные требования к эксплуатации реактора по тепловой мощности, удельной энергонапряженности, кампании топлива, способу перегрузки, достижимой глубине выгорания, обеспечению надежного теплоотвода при всех режимах работы, регулированию н поддержанию равномерности нейтронного потока по радиусу и высоте зоны. Активная зона вместе с системой управления и защиты (СУЗ) реактора должна удовлетворять требованиям ядерной и радиационной безопасности, аварийной защиты, требованиям по прочности, коррозионной стойкости, размерной стабильности твэ-лов и т. п., т. е. удовлетворять всем требованиям к надежности ра-296 [c.296]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...