Ядерный реактор

В большинстве технических устройств (паровых котлах, ядерных реакторах, электронагревателях) стараются не приближаться к критической плотности теплового потока кр При р = = 0,1 МПа для воды <7кр = (1,1- - [c.87]

ГИДРОДИНАМИКА И ТЕПЛООБМЕН В ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ С ШАРОВЫМИ ТВЭЛАМИ [c.1]

Серия Техника ядерных реакторов , 4. [c.2]

Процесс непрерывной замены отработавшего топлива свежим увеличивает глубину выгорания примерно в 1,5 раза по сравнению с глубиной выгорания топлива в неподвижной зоне. Повышается при этом и радиационная безопасность ядерного реактора, поскольку отпадает необходимость в компенсации начальной избыточной реактивности стержнями СУЗ. Реализация принципа одноразового прохождения активной зоны значительно уменьшает удельный расход урана, а также удельную загрузку ядерного горючего. [c.7]

ОСНОВНЫЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ, ПАРАМЕТРЫ И КОНСТРУКТИВНЫЕ ОСОБЕННОСТИ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ С ШАРОВЫМИ ТВЭЛАМИ [c.9]

В ядерных реакторах с шаровыми твэлами практически отсутствует ламинарный режим течения теплоносителя, поскольку наличие касания шаровых твэлов между собой и стенками канала или отражателя и резкое изменение сечения для прохода теплоносителя способствуют раннему образованию турбулентного, а затем и отрывного вихревого течения. Раньше [c.46]

Условия подобия являются основой научно поставленного эксперимента. Они позволяют моделировать процесс или явление, т. е. проводить опыт не с натуральным объектом — активной зоной ядерного реактора, а с его геометрической моделью с тепловыделяющими элементами, нагреваемыми другими источниками энергии. [c.47]

Другим отличием этого издания от предыдущего является определенное развитие теоретических и прикладных вопросов. Надеемся, что введенная в рассмотрение количественная мера степени проточности дисперсных систем — критерий проточности — окажется полезной для анализа не только тех случаев, которые разобраны в данной работе. Несколько увеличен объем последних глав, посвященных теплообменникам с дисперсными теплоносителями. В частности, приведены данные о высокотемпературных теплообменниках выделен раздел, кратко освещающий особенности ядерных реакторов с дисперсными системами, и пр. Однако методика расчета теплообменников изложена лишь с принципиальных позиций как в силу ограниченности объема книги, так и в связи с довольно детальным рассмотрением тепловых и гидромеханических процессов в предыдущих главах. [c.3]

Ядерные реакторы с дисперсными сквозными потоками [c.390]

Будем различать два типа ядерных реакторов с дисперсными сквозными потоками [Л. 99] [c.390]

Согласно признакам классификации дисперсных систем, предложенным в гл. 1, ядерные реакторы рассматриваемых типов будем различать по следующим свойствам. [c.393]

Не рассматривая в силу специфики данной монографии и ограниченности ее объема ряд важных вопросов (использование газографитовой проточной системы в качестве рабочего тела, ядерные реакторы с неподвижным и псевдоожиженным слоем и пр.), кратко остановимся на некоторых характеристиках реакторов с дисперсным сквозным потоком. [c.393]

Жидкие металлы используют в технике в качестве нагревающей среды при термической обработке металлов (РЬ), для охлаждения клапанов двигателей внутреннего сгорания (Na — рис. 102), в качестве теплоносителя в котлах бинарного цикла (Hg—Н2О) и в ядерных реакторах, особенно в реакторах на быстрых нейтронах (Na, К, Na + К, Li, Ga Hg, Sn, Bi, Pb, Pb -f- Bi и др.). [c.142]

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора выполнен из смеси карбида урана и графита в виде цилиндрического стержня диаметром rf = 12 мм. [c.28]

По каналу тепловыделяющего элемента ядерного реактора движется вода под давлением р=8 МПа. Диаметр канала о(=8мм [c.93]

Температура и давление воды на входе в канал ядерного реактора /ж =180°С. р=10 МПа. Канал имеет круглое поперечное сечепие внутренним диаметром d = 6 мм и длину / = 3 м. [c.94]

Применение термопар в ядерных реакторах сталкивается со многими трудностями, и пока нет достаточных оснований для создания термопар со сроком службы более 20 лет. Однако конструирование и технология производства термопар для реакторов быстро развивается и ниже будут рассмотрены специфические проблемы, возникающие при работе термопар в потоке нейтронов. Прежде чем перейти к рассмотрению конкретных типов термопар и их применениям, остановимся кратко на основах теории термоэлектрических явлений, возникающих в металлах и сплавах, помещенных в неоднородное температурное поле. [c.267]

Термопары для ядерных реакторов [c.295]

В течение последних 30 лет в ядерную энергетику были вложены огромные средства, однако лишь недавно были начаты работы по стандартизации технологии производства термопар для обслуживания ядерных реакторов. Подробности всесторонней дискуссии по вопросам термометрии в ядерных реакторах приведены в работах [49, 56]. Вопросы стабильности термопар в присутствии потока нейтронов оказались тесно связанными с недостаточным контролем при производстве самих термопар. [c.295]

Рис. 6.14. Схема устройства термопары вольфрам-рений, предназначенной для работы в ядерных реакторах при высоких температурах [29].

С развитием электрификации и химизации в СССР роль теплотехники с каждым годом возрастает. Мощные паротурбинные установки на электростанциях с применением пара высоких параметров, внедрение комбинированных установок с одновременным использованием в качестве рабочих тел как водяного пара, так и продуктов сгорания, теплофикация городов, развитие реактивных двигателей и газотурбинных установок, отвод огромных тепловых потоков в ядерных реакторах для получения электроэнергии, переход к промышленному использованию магнитогидродинамического метода для непосредственного преобразования теплоты в электрическую энергию, широкое использование в народном хозяйстве холода и многие другие проблемы современной науки и техники необычайно расширили область теплотехники и все время ставят перед ней новые исключительно важные физические задачи. [c.3]

Рис. 1.6. Пористый трубчатый твэл ядерного реактора (Пат. 1241441 Великобритании)

Интересно отметить, гго в такой формулировке задача описывает также и процесс охлаждения пористой тепловой защиты ядерных реакторов, где выделение теплоты происходит за счет поглощения проникающей радиации, поток которой уменьшается по экспоненциальному закону. [c.62]

Монография содержит ценный теоретический и экспериментальный материал, предназначенный для широкого круга научно-технических работников, занимающихся проблемами многофазных систем, исследования которых проводятся особенно интенсивно в связи с разработками энергетических ядерных реакторов, МГД-установок на жидких металлах, вакуумных установок, ракетно-космических систем. [c.4]

Анализ течения жидкого или газообразного теплоносителя на основе уравнений Навье—Стокса проводится при проектировании ядерных реакторов. Кроме того, особо важная роль при проектировании ядерных установок отводится расчету тепловыделяющей системы, математической моделью (ММ) которой является нестационарное уравнение теплопроводности. В этом случае в уравнении (1.6) дополнительно появляется член, описывающий изменение искомого температурного поля во времени. При анализе тепловых процессов в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), например в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, уравнение теплопроводности удобнее записывать в сферических координатах в виде [c.10]

Задача 1074. Для регулирования ядерного реактора нужно сообщить управляющему стержню массой 50 к колебательное движение вдоль горизонтальной прямой с амплитудой а = 30 см и периодом т=0,5 сек. Какова потребная максимальная мощность двигателя, приводящего в движение стержень [c.373]

Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. — М. Металлургия, 1973.— 408 с. [c.359]

Книга посвящена вопросам гидродинамики и теплообмена, возникающим ири проектировании и эксплуатации высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах с шаровыми макро- и микротвэлами. Предложена физическая модель течения газового теплоносителя через различные укладки шаровых твэлов и микротвэлов в бесканальной и канальной активных зонах. Анализируется структура шаровых ячеек и связь параметров с объемной пористостью. [c.2]

Основные тенденции в усовершенствовании ядерных реакторов АЭС заключаются в увеличении единичных мощностей, знергонапряженности топлива, повышении к. п. д. и коэффициента воспроизводства. Наиболее полно этому удовлетворяют новые типы ядерных реакторов с гелиевым охладителем— высокотемпературный реактор на тепловых нейтронах (ВГР) ч реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БГР) [1]. [c.3]

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ШАРОВЫМИ МИКРОТВЭЛАМИ [c.31]

В свою очередь каждую из приведенных групп будем различать по важнейшей характеристике дисперсных потоков — концентрации твердого компонента а) теплообменники типа газовзвесь , б) теплообменники типа флюидный поток , падающий слой , в) теплообменники типа движущийся плотный слой . Естественно, что характеристики теплообменников также зависят от взаимонаправления потоков (прямоточные, противоточные, перекрестные, многоходовые схемы), от особенностей твердого компонента (двухкомпонентные, многофазные и многокомпонентные среды мо-нодисперсные и полидисперсные частицы и т. п.), от назначения теплообменника (низкотемпературные и высокотемпературные воздухоподогреватели, регенераторы ГТУ, пароперегреватели, системы теплоотвода в ядерных реакторах и т. п.), от конструктивных особенностей (с тормозящими элементами, с вибрацией, в циклонных аппаратах) и пр. [c.359]

Таким образом, можно полагать, что газографитовый теплоноситель — весьма перспективный охладитель для высокотемпературных ядерных реакторов. Следует также подчеркнуть перспективность газографиговых потоков и в качестве нового рабочего тела в одноконтурных атомных установках. [c.392]

Проработка подобных схем, проведенная в ОТИЛ, указывает на достижимость компактности установки и возможность генерации пара сверхвысоких параметров, обеспечивающих простую компоновку с современными паротурбогенераторами (типа СКК-300). Обзор разработки ядерных реакторов с диспергированным горючим различных типов содержится в отчете Аргонской Национальной лаборатории [Л. 388]. [c.395]

Теплоносители. Для активного теплообмена в ядерных реакторах применяют металлические теплоносители, имеющие более высокую теплопронодиость, чем вода или газы. В качестве теплоносителей следует применять металлы с низкой температурой плавления. В зависимости от принципа действия реактора в качестве теплоносителя можно применять висмут (н его сплавы) пли натрий. [c.559]

Количество разнообразных сплавов и их комбинаций, применяемых на практике, огромно, однако широко используются сравнительно немногие, которым и будет уделено основное внимание, Для интервала температур от 20 до 2000 К существует семь различных комбинаций сплавов, для которых разработаны международные таблицы зависимости термо-э.д.с. от температуры. Кроме термопар этих типов, нашедших широкое применение в науке и технике, отметим еще ряд других, которые либо разработаны для важных, но весьма специфических областей применения, таких, как измерения в ядерных реакторах, либо созданы недавно и еще не стандартизованы. К последней категории относятся, в частности, весьма перспективные термопары нихросил/нисил. [c.274]

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]

Известно, что объемцре тепловыделение происходит по экспоненциальному закону в элементах тепловой защиты ядерных реакторов вслед-стие поглощения проникающей радиации. Изготовление их из пористого материала и прямоточное охлаждение пронизывающим потоком охладителя позволяет значительно снизить температуру и ее градиенты по сравнению с обычным конвективным охпаждением сапошных элементов. [c.11]

Циркалой-2 (Zr, 1,5 % Sn, 0,12 % Fe, 0,10 % Сг, 0,05 % Ni) — сплав, применяемый в ядерных реакторах, подвержен КРН в хло-ридных растворах при 25 °С и значениях потенциала более положительных, чем потенциал разрушения образованной на воздухе оксидной пленки (0,34 В в 5 % растворе Na l) [491. Коррозион- [c.379]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...