Реактор тяжеловодный

По типу замедлителя нейтронов различают реакторы с графитовым, бериллиевым, водяным, тяжеловодным, органическим и гидридным замедлителем. [c.10]

В 1949 г. для проведения различных исследований по нейтронной физике и других исследовательских работ в Советском Союзе был построен универсальный исследовательский тяжеловодный реактор ТВР, функции замедлителя и теплоносителя в котором выполняла тяжелая вода. В дальнейшем для тех же целей строились аналогичные по конструкции реакторы ТВР-С тепловой мощностью 7—10 тыс. кет с потоком медленных нейтронов до 6-10 нейтр/см -сек. [c.169]

Энергетический спектр нейтронов имеет важное значение при изучении влияния облучения на керамику. Например, нейтронный спектр реактора с водяным замедлителем отличается от спектра нейтронов реактора с тяжеловодным замедлителем тем, что имеет большую долю быстрых нейтронов высокой энергии. Обычно в публикациях приводят интегральный поток для нейтронов с энергией, превышаюш ей 1 Мэе. Очевидно, что один и тот же поток для определенной керамики в реакторе с водяным замедлителем создаст больше нарушений, чем в реакторе с тяжеловодным замедлителем. Поэтому имеющиеся в распоряжении данные [c.143]

Авторы доклада сделали также некоторые выводы относительно перспектив развития усовершенствованных тяжеловодных и высокотемпературных газовых реакторов, хотя они и не вошли в рассмотренные варианты прогнозов развития ядерной энергетики. Эти типы реакторов могли бы иметь очень высокую эффективность использования ядерного топлива, если бы они действовали в замкнутом торий-урановом топливном цикле. В начальной стадии эти реакторы могли бы работать в открытом цикле однократного использования топлива, что хорошо сочеталось бы со стратегией поэтапного развития и не требовало бы одновременного ввода сопутствующих мощностей по переработке отработавшего горючего. Такая возможность выгодно отличает стратегию развития с использованием этих типов реакторов от максималистской стратегии развития с использованием реакторов БН, поскольку последняя требует одновременного развития предприятий замкнутого топливного цикла. Следовательно, в то время как крупные страны с хорошо развитой ядерной энергетикой могут склоняться к использованию реакторов БН, другие, в основном малые, страны могут предпочесть поэтапную стратегию ввода тепловых конверторных реакторов с постепенным переходом [c.102]

Аналитические системы Дополнительные требования для очистки и рекомбинации в реакторах с тяжеловодным замедлителем Контроль изотопного состава и падения качества тяжелой воды Водоподготовка Извлечение газовой активности Концентрирование активных отходов Аналитические системы [c.12]

С твэлами из гранул UO2 в оболочках из циркалоя или нержавеющей стали, заключенную в сосуд высокого давления, через который прокачивается легкая вода. Давление создается и поддерживается электрическим нагревателем. Вода циркулирует через внешний парогенератор. Верхняя граница рабочих параметров показана в табл. 1.2, где также указаны некоторые вариации в материалах топлива и оболочек. Вариации этого типа включают реакторы с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем и другие типы реакторов канального типа, в которых используется графит в качестве замедлителя. [c.12]

Кипящие водяные энергетические реакторы (разомкнутый цикл). В реакторе этого типа (рис. 1.2) зона реактора помещена в сосуд высокого давления. Через эту зону прокачивается конденсат, подаваемый питательным насосом, и доводится до кипения. Пар сепарируется от теплоносителя и подается непосредственно на турбину и затем в конденсатор. Давление и тепловые потоки (см. табл. 1.2) несколько ниже, чем в реакторах водой под давлением. Варианты включают канальный тип реактора с тяжеловодным или графитовым замедлителем, характерной особенностью которого является то, что теплоноситель доводится до реального паросодержания на выходе из реактора за счет кипения. В некоторых проектах пар не берется непосредственно на турбину, а используется для генерирования пара во внешнем парогенераторе. Перегретый пар также может генерироваться в подобных контурах с использованием отдельных трубок в реакторе. В кипящих водяных реакторах разомкнутого никла из-за непосредственной связи между реактором и турби- [c.13]

Преимущество мягкого регулирования по сравнению с полным регулированием стержнями в энергетических легководных реакторах с обогащением таково, что во всех установках этого типа, предлагаемых для продажи в США, применяют мягкое регулирование. До сих пор мягкое регулирование не применялось в BWR, имеются лишь краткие сообщения о некоторых исследованиях такого применения. Мягкое регулирование применяется также в тяжеловодном замедлителе энергетических реакторов с топливом из природного иОг. Условия реактивности и концентрации ядов довольно низкие по сравнению с легководными PWR на обогащенном топливе. [c.160]

В остальном в Японии применяется водный теплоноситель, причем не только для PWR и BWR, но и для введенного в 1978 г, реактора мощностью 165 МВт с тяжеловодным замедлителем. Выработка электроэнергии на АЭС Японии составляет уже 20% от общей. В 1986 г. в Японии введено в эксплуатацию еще два реактора PWR мощностью 1160 МВт и BWR мощностью 1100 МВт, т. е. их суммарная мощность 2260 МВт. Продолжался ввод мощностей на АЭС и в 1987 г. — в первом полугодии был введен реактор BWR мощностью 1100 МВт. [c.25]

Парогенератор АЭС А1 (ЧССР) [54, 127, 130]. На АЭС А1 мощностью 150 Мет, строящейся в ЧССР, устанавливается тяжеловодный гетерогенный реактор на природном уране с охлаждением углекислым газом. Пар двух давлений производится в секционированном парогенераторе, состоящем из трех блоков. Блок парогенератора показан на рис. 87. [c.85]

Этот тип тяжеловодного реактора, похожий на реакторы типа PWR, обычно использует в качестве теплоносителя тяжелую воду под давлением, а пар производится в специальном парогенераторе. Исключительная экономия нейтронов позволяет использовать в качестве горючего природный уран, а применение нагнетаемой воды дает возможность использования конструкций с горизонтальным расположением каналов (рис. 3.6). [c.18]

К — постоянная, которая изменяется от 4 до 30. Несмотря на то что под действием облучения пластичность материала уменьшается, прямой связи этого явления с радиационной ползучестью не найдено. На радиационную ползучесть должна делаться поправка при расчете узлов активной зоны реакторов на быстр)ых нейтронах и труб высокого давления в реакторах с тяжеловодным замедлителем. [c.95]

Для реакторов-конверторов перспективным замедлителем и теплоносителем считается тяжелая вода. Относительно небольшое ссчение захвата обеспечивает благоприятный баланс нейтронов в активной зоне на природном уровне. Тяжеловодным реакторам отводится значительное место в развитии ядерной энергетики, так как они могут эффективно нарабатывать плутоний для реакторов на быстрых нейтронах, а также могут использовать отработанные тепловыделяющие элементы легководных реакторов (обедненный уран). Недостатки тяжелой воды — ее относительно высокая стоимость и сложность системы охлаждения в эксплуатации. [c.19]

Характеристики Тяжеловодных реакторов [c.162]

Тяжелая вода в качестве замедлителя нейтронов позволяет наиболее полно использовать потенциальные возможности природного урана — горючего наиболее дешевого топливного цикла в реакторах на тепловых нейтронах, снижающего себестоимость электроэнергии. В литературе имеются сведения более чем по 30 АЭС с тяжеловодными реакторами, разрабатывающимися в различных странах (табл. 27). [c.165]

При высокой температуре газа в тяжеловодном реакторе возникает необходимость тепловой изоляции газа от замедлителя, что связано с ухудшением баланса нейтронов. [c.165]

Результаты исследования и опыт эксплуатации тяжеловодных реакторов сравнительно немногочисленны и в ряде случаев противоречивы. Так, данные по коэффициенту реактивности расходятся не только по величине (0,01—0,06), но и по знаку. Данные по величине выгорания горючего также неоднозначны. Для уранового цикла они лежат в пределах от 7000—8000 до 20 000—30 000 МВт-сут/т, а для ториевого цикла до 55 000— 100 000 МВт-сут/т. [c.167]

Из-за вклада многих источников фор.ма суммарного спектра имеет непрерывный характер. Для примера на рис. 9.8 приведен спектр у-квантов в твэле исследовательского тяжеловодного реактора DAPHNE [25]. Экспериментальные данные сравниваются с данными, рассчитанными методом Монте-Карло. Этот спектр у-квантов весьма близок по форме к спектру у-квантов деления (см. рис. 9.4). [c.33]

Пока развитие АЭС происходит на основе энергетических реакторов на тепловых нейтронах, в СССР — главным образом корпусных водо-водяпых с водой под давлением, не допускающим ее кипения (ВВЭР), или с кипящей водой (ВВЭРК), канальных с графитовым или тяжеловодным замедлителехм. Обычно корпусные реакторы выполняются по двухконтурной схеме, а канальные — по одноконтурной. [c.162]

Однократное использование ядерного горючего. При развитии цикла однократного использования ядерного горючего предполагается, что большинство АЭС будет работать на типовых легководных тепловых реакторах под давлением (LWR), хотя определенное значение будут иметь тяжеловодные (HWR) и высокотемпературные газовые реакторы (HTGR) (табл. 3). [c.96]

При работе реактора все оборудование первого контура становится радиоактивным. Причиной этого является загрязнение его радиоактивными продуктами, присутствующими в теплоносителе. На станциях с водоохлаждаемыми кипящими реакторами типа РБМК радиоактивными также становятся питательный тракт, турбинная установка и главные паропроводы. Радиоактивным становится и теплоноситель, циркулирующий через реактор вода в водоохлаждаемых реакторах, двуокись углерода или гелий в газо-графитовых реакторах, тяжелая вода в тяжеловодных реакторах, натрий в реакторах на быстрых нейтронах. Вместе с неорганизованной утечкой теплоносителя через различного рода неплотности оборудования и - в значительной мере - сальники арматуры в воздух помещений АЭС попадают радиоактивные аэрозоли, изотопы иода, криптона, ксенона, цезия и др. Загрязнение воздуха продуктами деления ядер-ного топлива создает значительные затруднения в эксплуатации. [c.2]

D2O2). в тяжеловодных реакторах разложение воды имеет прямое экономическое значение. В реакторах открытого цикла могут присутствовать заметные количества взрывчатых смесей. Относительно небольшие количества кислорода или перекиси, образующихся при радиолизе, могут оказывать неблагоприятное влияние на коррозию некоторых материалов. Возможно, что радиационная обстановка влияет на химическую природу радиоактивных веществ, растворенных в воде, и на их перенос в реакторной системе. [c.67]

Отметим, что для всех моделей эффект выделения газа одинаков, поскольку для представляющих интерес величин В и х член выделения газа g/B дает основной вклад. Хэммер и др. [17] не смогли получить надежные оценки выделения газа из проходящей через канал воды на всем его протяжении в кипящем тяжеловодном реакторе в Хальдене (HBWR) при 28 кГ/см . Приближенные измерения дали среднюю эффективность выделения около 41% от теоретического. Однако они считали на основе всех экспериментальных результатов, что общая эффективность выделения довольно близка к той, которую можно ожидать, предполагая равновесное распределение газа между паром и водой [см. уравнение (4.43)], Расчеты автора для того же реактора показывают, что эффективность конденсации была близкой к теоретической. [c.82]

Реакторы с тяжеловодным замедлителем. Накопленный опыт различных реакторов, использующих тяжелую воду в качестве замедлителя, показывает, что радиолиз замедлителя легко контролируется [14, 23, 24]. Существенным требованием для получения низких скоростей радиолиза является поддержание высокой степени чистоты воды путем непрерывной деминерализации (удельная проводимость менее чем 1 мкмо). Системы, замедления с присоединенными газовыми объемами (защитный газ) представляют собой особую проблему. Гремучая смесь радиолитического газа может накапливаться в защитном газе. Чтобы избежать этого, защитный газ пропускается через катализатор, превращающий радиолитический газ обратно в DjO. Тогда скорость радиолиза фактически увеличивается до скорости переноса газа из замедлителя в защитный газ. Альтернативный метод добавления дейтерия в защитный газ для подавления радиолиза не применяется из-за экономических соображений. Использование водорода для этих целей технически осуществимо. Это будет вызывать, однако, деградацию тяжелой воды и может быть применено в долговременных [c.87]

При 15 Мет и оптимальных концентрациях аммиака и дейтерия скорость разложения аммиака была около 50 г/ч. В большом силовом реакторе [3300 Мет (тепл.)] это приведет к потреблению около 10 кг ND3 в час, что является совершенно практически неприемлемым методом для тяжеловодного реактора. Только в канальных реакторах кажется практически разумным контроль химии воды при кипении. Имеется сообщение [39] о данных по радиолизу аммиака в охлаждаемой паром находящейся в зоне испытательной петле при 56 кГ см , 300 С на входе, 430° С на выходе и при температуре топливного элемента от 500 до 650° С. При 16 мг1кг NH3 в паре наблюдался G(—NH3), равный 1,8. [c.100]

Преимущества кипящей легкой воды или легководного фога (смеси пара и воды) как теплоносителя в силовых реакторах с тяжеловодным замедлителем и с нулевым или низким обогащением топлива способствовали развитию исследований влияния NH3 на радиолиз в таких системах. Табл. 4.7 и рис. 4.20 и 4.21 представляют результаты изучения радиолиза такого рода в петле, находящейся в зоне, описанные Лесярфом и др. 40]. В изученных условиях кислород в образовавшемся паре может [c.100]

Дидерих и др. [30] оценили применение дейтерированной борной кислоты для мягкого регулирования в исследовательском реакторе FR-2 с тяжеловодным замедлителем в Карлсруэ. При взятой концентрации около 10 мг/кг бора поглош,ение на алюминии и алюмо-магниевом сплаве в среднем было [c.193]

Коррозия циркалоя в чистой воде реакто-р а VTR. Реактор VTR (Каролина-Вирджиния, канального типа) является энергетическим низкотемпературным ре-актором с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем с трубами высокого-давления из циркалоя. Реактор работает при давлении 105 kFI m" с добавкой водорода к теплоносителю. [c.252]

Особое место в развитии атомной энергетики занимает Канада. Объективные условия этой страны позволяют ей получать относительно дешевую тяжелую воду. В связи с этим в Канаде разработан и используется только канальный тип реактора, обозначенный как ANDU с тяжеловодным замедлителем и водным теплоносителем. Единичные мощности таких реакторов составляют от 540 до 885 МВт (средняя мощность 590 МВт). Из табл. 3.1 видно, что Канада продолжает сооружать АЭС, причем выработка электроэнергии на них превышает 13% от общей. Два новых блока было введено в 1986 г. (суммарной мощностью 1430 МВт) и один мощностью 890 МВт в первом полугодии 1987 г. [c.26]

В случае излучения со слабой силой ионизации (например, у-излучение) превалируют радикалы Н и ОН, при высокой же плотности ионизации (а-излучение) — молекулы Н2 и Н2О2. Радиолиз воды процесс нежелательный. Во время работы реакторов, особенно тяжеловодных, скорость этого процесса должна существенно зависеть от концентрации растворенных в воде Н2, О2 примесей, температуры и других факторов. [c.20]

Ядерные свойства тяжелой воды приводят к ощутимым различиям в оборудовании и конструкции тяжеловодных реакторов по сравнению с водо-водяными. Дейтерий имеет сечение захвата нейтронов гораздо меньтттее. чем водород, и, следовательно, допу- [c.17]

Уменьшение плотности энерговыделения делает неэкономичным прочный стальной корпус, и почти все тяжеловодные реакторы в настоящее время имеют трубчатую канальную конструкцию. Тяжеловодный замедлитель находится в корпусах, изготовленных из алюминия (в первых конструкциях) и из нержавеющей стали (в более поздних). В завальцованных в корпусах канальных трубах из циркониевого сплава находятся теплоноситель под высоким давлением и тепловыделяющие элементы с оболочкой из циркаллоя. Имеются две основные конструкции таких реакторов ANDU и SGHWR. [c.18]

Вакансионные скопления (кластеры), которые несут ответственность за объемн ые изменения в металлах, обычно образуются в определенных кристаллографических плоскостях. Когда кристаллическая структура анизотропна или в процессе производства ей придана преимущественная ориентация, облучение может привести к преимущественному изменению одного из линейных размеров. Можно, например, предсказать, что трубы высокого давления в тяжеловодном реакторе будут удлиняться в процессе эксплуатации, а также могут значительно прогнуться из-за наличия поперечного градиента нейтронного потока. Так как это связано с низким пределом ползучести, радиационный рост такого рода довольно ограничен, что было отмечено для циркал-лоя-2. Трубы высокого давления, изготовленные из сплавов с более высоким сопротивлением ползучести, таких, как цирконий-ниобиевые сплавы, значительно увеличились в длину под облучением. [c.96]

Клапаны, производство 68, 197 Кобальт 151 Коллектор 25, 64, 197 Конденсатор 28, 233 Коррозия 29 газовая 30 в жидкой фазе 82 в паре 182 под напряжением 35 разрушение 123 стадии 144 точечная 34 Корпус 163 водо-водяных реакторов 164 газоохлаждаемых реакторов 170 тяжеловодных реакторов 18, 19 турбины 201 Коффина — Мэнсона соотношение 45, 117, 254 Криптон 106 Ксенон 106 [c.253]

Разрабатываются и исследуются тяжеловодные реакторы канального и корпусного тниов. В канальных реакторах в качестве теплоносителя используются кипящая вода, тяжелая вода, газ, органические жидкости. Тяжелая вода во всех этих реакторах находится в корпусе под низким давлением, причем приняты все меры сведения к минимуму возможных потерь ее при эксплуатации. Отсутствие толстостенного корпуса высокого давления у канальных реакторов не ограничивает их достижимой мощности. Недо-статкол канальных реакторов является большая доля рассеяния тепла (до 6—7%) в большом объе.ме бака замедлителя, что требует дополнительного контура охлаждения, причем низкая температура замедлителя затрудняет использование отводимого тепла. [c.165]

Для дальнейшего совершенствования тяжеловодных реакторов необходимо создание высокотемпературных ТВЭЛ, эффективной тепловой изоляции между теплоносителем и замедлителем и уменьшение потерь тепла в контуре охлаждения замедлителя. При использовании органических теплоносителей возможно эффективное использование то-зиевого топливного цикла. 1отери, связанные с регенерацией органического теплоносителя, при умеренных температурах невелики и не оказывают существенного влияния на экономические показатели АЭС. Исследуются оболочки ТВЭЛ, получаемые путем покрытия спеченным порошком алюминия или циркаллоевого сплава. Считается возможным использование в реакторах с С02 органическим теплоносителем сор металлического урана, допус-кающего достаточно глубокое выгорание. [c.166]

Рис. 85. Газоохлаждаемый реактор с тяжеловодным замедлителем АЭС в г. Бо-гунице (ЧССР)

На трех работающих установках ( Агеста , MZFR и ВК-3) имели место разрывы и повреждения трубопроводов, приводившие к потерям значительных количеств тяжелой воды. Опыт эксплуатации показал, что даже при самом высоком качестве изготовления оборудования и монтажа утечки тяжелой воды при эксплуатации неизбежны, хотя количественные оценки возможных потерь дорогой тяжелой воды противоречивы. В целом имеющийся опыт эксплуатации корпусных тяжеловодных реакторов позволяет считать их достаточно надежными. [c.167]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...