Реакторов материалы

Таким образом, несмотря на отсутствие в данной монографии по технологии воды энергетических реакторов материалов самых последних лет и наличие в ней ряда хорошо известных материалов, а иногда и спорных положений, она несомненно вызовет интерес советских специалистов в области атомной энергетики и будет полезным учебным пособием для студентов ряда специальностей. [c.5]

Радиоактивное излучение, влияние на металл 467 Разрушение кавитационное 391 Реакторов материалы 470 Рекристаллизация вторичная 71 [c.498]

Ядерных реакторов материалы 470 [c.500]

Ядерные реакторы, материалы для ядерпых реакторов. М., Изд-во Иностранной литературы, 1956. [c.227]

В водографитовом реакторе также может произойти неконтролируемая цепная реакция при попадании воды в активную зону, если вклад воды в реактивность положителен, т. е. если ее роль замедлителя больше, чем роль поглотителя, а это зависит от конструктивных особенностей реактора, материалов активной зоны, наличия и свойств других поглотителей в активной зоне и других факторов. [c.374]

Ядерные реакторы. II. Техника ядерных реакторов. Материалы КАЭ США (перев. с англ.). ИЛ, 1957. [c.110]

II B Si (60"о) позволяет использовать нх для изготовления защитных экранов в ядерных реакторах. Материалы получаются в виде микрокристаллических порошков с размером частиц около 70 мкм. Детали из них изготовляются методами 188 [c.188]

Защита от излучения. Грубые оценки полной дозы облучения носовой части летательного аппарата во время полета на активном участке могут быть сделаны в результате интегрирования уравнений (15.26) и (15.27), описывающих изменение мощности доз прямого излучения, с учетом величин коэффициентов поглощения выбранного рабочего тела и переменной во времени толщины слоя рабочего тела. Анализ структуры снаряда с ядерной реакторной установкой в 5000 Мет показывает, что полная интегральная доза облучения зоны, расположенной в передней части снаряда на расстоянии 100 футов от реактора, составляет около 10 фэр или рад, если в расчетах учитываются обычные величины поглощения радиации конструкцией реактора, материалом насосной установки и остатком рабочего тела. [c.543]

Использование в активной зоне конструкционных материалов с малым сечением поглощения нейтронов, в частности графита в качестве замедлителя и отражателя, карбидов или окислов урана и тория в качестве ядерного горючего. Это увеличивает глубину выгорания горючего и коэффициент воспроизводства и уменьшает стоимость собственно реактора. [c.3]

Повышение ядерной безопасности реактора из-за невозможности расплавления керамических материалов и образования в активной зоне вторичной критической массы, отрицательного температурного коэффициента реактивности топлива я невозможности хрупкого разрушения корпусов из предварительно [c.3]

В реакторах ВГР и БГР применяется керамическое топливо— окислы, карбиды и нитриды урана и твердого сплава уран-плутоний. Двуокись урана имеет высокую температуру плавления, химически совместима со многими материалами, в том числе с нержавеющей сталью, не подвержена большим изменениям объема под действием нейтронного излучения и при большой глубине выгорания. Двуокись урана имеет теоретическую плотность около И г/см , однако при процессе спекания-не удается получить образцы с плотностью выше 95% теоретической. Существенные недостатки двуокиси урана — низкая теплопроводность, к тому же уменьшающаяся с ростом температуры, и склонность двуокиси урана к окислению и образованию окислов с большим содержанием кислорода. [c.9]

Перспективным высокотемпературным топливом являются также нитриды урана и плутония. По сравнению с карбидным топливом они обладают еще большей плотностью делящегося вещества при сохранении высоких значений теплопроводности и температуры плавления. Однако пока проведено недостаточное количество работ по исследованию совместимости нитридного топлива и его радиационной стойкости. В табл. 1.1 приведены физические характеристики топливных материалов, которые могут использоваться в реакторах ВГР и БГР. [c.10]

Ранее было показано, что для твэлов реакторов ВГР и БГР целесообразно использовать карбидное ядерное топливо. Поскольку совместимостью с карбидным топливом при рабочих температурах обладают в основном хрупкие керамические материалы типа пироуглерода и карбидов металлов, то использовать отработанную конструкцию и технологию изготовления стержневых твэлов оказалось невозможным. [c.12]

В первом типе реакторов дисперсный поток несет частицы диспергированного ядерного топлива, совмещая при проходе через активную зону свойства системы теплоотвода и системы горючего. Последнее свойство в связи с потерей критичности исчезает при движении через парогенератор. Здесь дисперсный поток выступает в основном лишь как теплоноситель, если не иметь в виду появление запаздывающих нейтронов и значительную его радиоактивность. Отрицательным также является абразивное действие твердых частиц. В качестве последних можно использовать частицы металлического легированного урана, UO2, U , материалов для воспроизводства ядерного топлива (естественный уран, торий). В качестве несущей среды возможно применение как жидкости, так и газов. [c.390]

В последние годы получили развитие новые виды техники реактивная авиация, ракетная техника, атомные реакторы и др. Применяемые в них материалы подвергаются действию высоких температур, высоких скоростей нагружения, агрессивных жидких и газообразных сред, радиоактивных, особенно нейтронных, проникающих облучений. Для работы в этих условиях создают новые специальные сплавы и композиционные материалы. [c.111]

Во втором томе рассмотрены физико-технические аспекты защиты от ионизирующих излучений на ядерных реакторах, на заводах по переработке делящихся материалов, в урановых шахтах, иа ускорителях элементарных частиц, на космических кораблях. [c.4]

Авторы сочли целесообразным также включить в книгу примеры инженерно-физических расчетов защиты от ионизирующих излучений ядерного реактора и различных источников у-излуче-ния смеси продуктов деления, характерных при химической переработке делящихся материалов. [c.5]

В зависимости от энергии нейтронов, которые вызывают основную часть делений ядер горючего, реакторы подразделяют на быстрые, промежуточные и тепловые. Тип реактора зависит от соотношения количества замедлителя, горючего и других материалов, находящихся в его активной зоне, их геометрического расположения и размеров реактора. В реакторе на тепловых нейтронах энергия нейтронов, вызывающих наибольшую часть делений, обычно не превышает 0,2 эв. В реакторе на промежуточных нейтронах энергия большинства нейтронов, вызывающих деление, составляет 0,2 эе —100 кэв. В реакторе на быстрых [c.8]

В расчетах защиты реактора необходимо учесть также изменения свойств защитных материалов и конструкций со временем, в частности высыхание бетона. [c.49]

В практике расчета прохождения быстрых нейтронов в защите реакторов наиболее широко используется метод интегрирования функции влияния точечного источника по объему активной зоны (иногда называемый методом лучевого анализа). В этом методе распространение быстрых нейтронов (у-квантов) описывается вдоль луча, соединяющего точку объемного источника (активной зоны) с расчетной точкой, с учетом всех материалов, находящихся на этом пути, и с последующим суммированием вкладов от элементарных источников, суперпозицией которых можно представить активную зону, В результате плотность потока быстрых нейтронов равна [c.49]

Поле у-квантов в защите реактора, обусловленного вторичным у-излучением из материалов активной зоны, может быть рассчитано по формулам, приведенным в 9.4. Ниже рассматривается в основном задача расчета ослабления вторичного у-излучения из материалов защиты. [c.61]

Методы расчета температурных режимов решеток твэлов и обобщение фактического материала (теплосъем жидкими металлами) / В. И. Субботин, П. А. Ушаков, А. В. Жуков, Н. М. Матюхин.— В кн. Теплопередача и гидродинамика в активных зонах и парогенераторах быстрых реакторов. Материалы II семинара в Ново-Место, ЧССР. Збраслав ОНТИ ЧСКАЭ, 1975. [c.281]

Такое высококонцентрированное выделение энергии в единице массы, а следовательно, и в единице объема, сопровождаемое мощным радиационным воздействием на топливо и конструкционные материалы потоков нейтронов высокой плотности, обусловливает особые требования к применяемым в реакторах материалам, и обеспечению надежного теплосъема и интенсивного отвода тепловой энергии из активной зоны реактора, от каждого твэла. [c.88]

Использование ядерного топлива в энергетике обусловливает применение в активной зоне реактора материалов так называемого ядерного класса чистоты, т. е. обладающих малыми сечениями захвата и пoгJJoщeния нейтронов. Уровень требований к составу и свойствам используемых в реакторостроении материалов весьма высок. Поэтому необходимо было создать весьма совершенную технологию производства новых материалов и полуфабрикатов, специальных методов и средств их контроля. В настоящее время разработана и освоена технология промышленного получения таких материалов, как бериллий, графит ядерной чистоты, тяжелая вода, циркониевые -и ниобиевые сплавы, металлический кальций, бористые и теплостойкие нержавеющие стали, бор, обогащенный изотопом В, редкоземельные элементы. [c.88]

Высокочастотные плазмотроны могут быть как электродными, использующими коронный, факельный разряды, так и безэлек-тродными - высокочастотные индукционные (ВЧИ), емкостные (ВЧЕ), сверхвысокочастотные (СВЧ). Основные преимущества безэлек-тродных плазмотронов перед электродными (в том числе электродуговыми) заключаются в высоком ресурсе работы (несколько тысяч часов) в отсутствии зафязнения получаемых в плазмохимическом реакторе материалов продуктами эрозии электродов в возможности работы на чистом кислороде или на других агрессивных плазмообразующих газах. [c.444]

Еадиапионная ползучесть (РП). В реакторах материалы должны работать в условиях одновременного радиационного повревдения и действия механических напрякений, что может приводить к их деформации. [c.95]

Идея использования в реакторах ВГР шаровых твэлов была высказана более тридцати лет назад. Были предложены конструкции бесканальных активных зон со свободной засыпкой в них шаровых твэлов или смеси шаровых твэлов и шаровых элементов из замедляющих нейтроны материалов графита и окиси бериллия. Однако в силу ряда причин к началу шестидесятых годов сложилась определенная концепция бесканаль-ного реактора с шаровыми твэлами, которые содержат в себе необходимое количество замедлителя (например, реактор AVR). [c.26]

В твэлах реактора AVR используются микротвэлы с карбидными топливными сердечниками и двойным пироуглеродным покрытием, в твэлах реактора THTR-300 — окисные топливные сердечники с тройным покрытием из пироуглерода и карбида кремния. В качестве делящегося материала используется (обогащение 93%) в смеси с воспроизводящим материалом — торием. Объемное содержание микротвэлов в топливном сердечнике ТВЭЛа реактора AVR около 8%, а в реакторе THTR-300 не превышает 17%, что практически не сказывается на прочности графитовой матрицы. [c.26]

Успешная эксплуатация опытных высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем и строительство прототипов крупных энергоустановок с реакторами ВГР явились толчком к разработкам одновременно во многих промышленно развитых странах газоохлаждаемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (БГР). Другой причиной появления конкурирующего с жидкометаллическими натриевыми реакторами БН направления развития реакторов БГР явились определенные трудности в освоении промышленных реакторов БН. В материалах Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии в докладе Карлоса, Фритиса и Лиса и в работе М. Донне были сделаны попытки сопоставления характеристик реакторов БГР и БН. [c.31]

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]

Сквозные дисперсные потоки имеют многочисленные технические приложения пневмотранспорт ряда материалов, движение сыпучих сред в силосах и каналах, сушка в слое и взвеси (шахтные, барабанные, пневматические и другие сушилки), камерное сжигание топлива, регенеративные и рекуперативные теплообменники с промежуточным твердым теплоносителем, гомогенные и гетерогенные атомные реакторы с жидкостными и газовыми суспензиями, химические реакторы с движущимся слоем катализатора или твердого сырья, шахтные и подобные им печи — все это далеко не полный перечень. Возникающие при этом технические проблемы изучаются давно, но разрозненно и зачастую недостаточно. Исследование различных форм существования сквозных дисперсных систем в качестве особого класса потоков, выявление режимов их движения, раскрытие механизма теплообмена и влияния на него различных факторов (в первую очередь концентрации), использование полученных данных для увеличения эффективности существующих и разрабатываемых аппаратов и процессов — все это представляется как чрезвычайно актуальная и важная для современной науки и различных отраслей техники проблема. Так, например, применение проточных дисперсных систем в теплоэнергетике позволяет разрабатывать новые экономичные неметаллические воздухоподогреватели, высокотемпературные теплообменники МГД-установок, системы интенсивного теплоотвода в атомных реакторах, высокоэффективные сушилки, методм энерго технологического использования топлива и др. [c.4]

Работы в этой области немногочисленны, хотя многие аппараты, химические реакторы, теплообменники работают в условиях несвободного истечения. В [Л. 386] приведены результаты опытов по истечению слоя различных материалов (катализатор, песок, цемент и пр.) при перепаде давлений Ар, направленном в сторону истечения. Так как < т = 0,0028- 3,051 мм, а Z)o = 3,18 12,7 мм, то очевидно, что относительный диаметр отверстия Doldr изменялся в широких пределах. Предложены следующие зависимости для минутного весового расхода слоя и газа [c.311]

Защита от нейтронного облучення будет осущестиляться наиболее эффективно экранами, изготовленными с. применением элементов, расположенных в правой стороне табл. 114. Металлы, расположенные в левой части таблицы, можно использовать как конструкционные материалы для реакторов. [c.558]

Требования, предъявляемые к игаропрочным материалам при работе в газотурбинных и реактивных установках, сохраняются и при их эксплуатации в атомных реакторах, в системах циркуляции теплоносителей и т. д. [c.230]

Другая область применения ПТЭ с объемным тепловыделением -это топливные элементы ядерных реакторов. На рис. 1.6 приведен поперечный разрез трубчатого твэла с пористым топливным материалом 2, который содержится между внутренней сетчатой оболочкой 1 из коррозионно-стойкой стали и внешней пористой керамической конструкционной оболочкой 3. Теплоноситель I подается по центральному каналу, а затем радиально проходит сквозь проницаемую массу, содержащую частицы ядерного топлива или сферические микротвэлы. [c.10]

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]

Односкоростная модель, рассмотренная выше, предполагает, что распределение источников нейтронов пропорционалоио распределению плотности полного потока нейтронов. На самом деле при делении образуются нейтроны разных энергий, причем энергия нейтронов деления значительно превышает энергию тепловых нейтронов, которые в основном вызывают деление ядер. Односкоростная модель не учитывает диффузию нейтронов в процессе замедления. Это особенно существенно для реактора с отражателем, где пространственное распределение потока может сильно зависеть от энергии нейтронов. Заметнее всего это проявляется в реакторах на тепловых нейтронах. В ряде случаев отражатель может служить основным источником тепловых нейтронов, например когда по техническим условиям невозможно или нежелательно смешивать замедляющий материал, состояший из легких ядер, с горючим. Тогда отражатель изготовляют из замедляющих материалов и замедление нейтронов в основном происходит в отражателе. [c.40]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...