Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...

Статьи Чертежи Таблицы О сайте Реклама

Тепловыделение в корпусе реактора

Для снижения радиационного тепловыделения и радиационных нарушений в корпусе реактора предусматривают внутри-корпусную защиту. Таким образом, эта защита выполняет функции тепловой и противорадиационной защиты корпуса [44]. Она обеспечивает снижение радиационного энерговыделения в корпусе реактора до уровней, удовлетворяющих требованиям безопасности эксплуатации в условиях термических напряжений, и ограничивает потоки нейтронов, падающих на корпус, до величин, соответствующих допустимому накоплению радиационных нарушений за время срока службы корпуса. Кроме того, внутри-корпусная защита должна в максимально возможной степени снижать выход захватного у-излучения из своих элементов и корпуса реактора, которые довольно часто вносят основной вклад в мощность дозы излучения за биологической защитой реактора,  [c.66]


Тепловыделение в корпусе реактора и биологической защите. Тепловыделение в корпусе реактора обычно связано с поглощением у-квантов, выходящих из реактора или образующихся в самом корпусе при поглощении нейтронов. Вклад от облучения быстрыми нейтронами в тепловыделение в корпусе обычно мал, поскольку между активной  [c.187]

Технология дренирования теплоносителя из контуров и корпуса реактора должна обеспечивать соблюдение требовании ядер" иой и радиационной безопасности и исключить недопустимый разогрев топливных элементов из-за остаточного тепловыделения.  [c.358]

Работа водо-водяного реактора иллюстрируется на рис. 1.1, где дана схема ВВЭР-1000. Вода под давлением входит в кольцевой зазор между корпусом и оболочкой трубчатого пучка, опускается вниз, как показано на рис. 1.1, а затем поднимается вверх через активную зону реактора. Из корпуса реактора по горячему трубопроводу теплоноситель попадает в парогенератор. Основные тепловые и гидродинамические характеристики ВВЭР указаны в табл. 1.1. Во всех приведенных в таблице реакторах применяется двуокись урана, упакованная в оболочки из сплава циркония с добавкой 1% ниобия. Реакторы работают в режиме частичных перегрузок горючего за кампанию, свежее топливо для выравнивания тепловыделения в активной зоне загружается на периферию с последующей перестановкой его в центральную область зоны. Среднее время между перегрузками топлива составляет 6500— 7000 эфф. ч, что позволяет осуществлять за год однократную перегрузку реактора в удобный для данной энергосистемы период снижения нагрузки.  [c.7]

Высокая температура плавления натрия (97 °С) обусловливает необходимость разогрева всего оборудования и трубопроводов с натрием перед первым пуском реактора. Разогрев осуществляется системой электроразогрева общей мощностью 25 МВт, нагревательные элементы которой размещаются на наружной поверхности корпусов и трубопроводов под слоем теплоизоляции. На остановленном реакторе теплоноситель достаточно хорошо разогревается вследствие остаточного тепловыделения для поддержания его в разогретом состоянии хватает рассеиваемой мощности от работающих на сниженной мощности ГЦН. Система элеюрообогрева на БН-600 имеет около 2000 отдельных зон обогрева с независимым автоматическим регулированием температуры. Для пуска свежего реактора может потребоваться от 3 до 5 нед.  [c.167]

Гелиевый реактор на быстрых нейтронах (БГР-300). НИКИЭТ совместно с РНЦ Курчатовский институт (РНЦ КИ) разработал проект прототипа реактора БГР-300 со стержневыми твэлами в стальных оболочках и кассетами с засыпкой мик-ротвэлов. Движение гелиевого теплоносителя продольно-поперечное. Корпус БГР-300 из ПНЖБ рассчитан на давление 16 МПа. Разрабатывались варианты одноконтурной схемы с гелиевой турбоустановкой и двухконтурной схемы с давлением во втором контуре меньшим, чем давление гелия. Однако существенным недостатком проекта БГР была необходимость отвода остаточного тепловыделения активной системой циркуляции теплоносителя с использованием энергоисточников быстрого включения. При тяжелой аварии с потерей гелиевого теплоносителя такая система не могла должным образом функционировать и, следовательно, не обеспечивалась радиационная безопасность установки.  [c.175]



Смотреть страницы где упоминается термин Тепловыделение в корпусе реактора : [c.643]    [c.28]    [c.105]    [c.68]    [c.107]    [c.18]   
Тепловое и атомные электростанции изд.3 (2003) -- [ c.187 ]



ПОИСК



Корпус

Корпуса реакторов

Реактор

Тепловыделения



© 2025 Mash-xxl.info Реклама на сайте