Атомный реактор (см. ядерный реактор)

Атомная электростанция 13, 315—317 Атомный реактор (см. ядерный реактор) [c.392]

То есть такой бета-распад (см. стр. 55), в котором все происходит наоборот протон в атомном ядре превращается в нейтрон с испусканием позитрона и нейтрино. В результате атомный номер образовавшегося ядра на единицу меньше атомного номера первоначального ядра. Подобный процесс действительно встречается в природе, но происходит гораздо реже прямого бета-распада (некоторые радиоактивные изотопы, полученные с помощью ядерных реакторов, указывают на наличие такого процесса). [c.94]

При выборе конструкционных материалов для оболочек твэлов, корпуса, технологических каналов атомных реакторов основным критерием в большинстве случаев являются их механические свойства. И это понятно, поскольку при облучении материала нейтронами до интегральной дозы 2-10 см каждый атом решетки испытывает более 100 смещений. При этом существенно изменяются структура и физико-механические свойства материалов. Облучение вызывает повышение пределов текучести и прочности, снижение ресурса пластичности, увеличение критической температуры перехода из хрупкого в вязкое состояние, размерные изменения за счет радиационного роста, ползучести и распухания. Вследствие ядерных реакций в материалах образуется большое количество газообразных примесей (гелий, водород), наличие которых в объеме приводит к возникновению таких явлений, как водородная хрупкость, гелиевое охрупчивание, газовое распухание. Существенное влияние на механические свойства материалов оказывают негазовые продукты ядерных превращений, которые могут выделяться в количествах, больших предела растворимости, и тем самым изменять фазовое состояние материалов [1, 2]. [c.54]

В табл. 4 указаны основные характеристики высокотемпературных ядерных реакторов (см. рис. 38) атомной электростанции ПГТУ моп ностью 1000 МВт. [c.90]

Курчатов Игорь Васильевич (1903-1960) — физик, организатор и руководитель работ по атомной науке и технике в СССР, акад. АН СССР (1943 г.), трижды Герой Соц. Труда (1949, 1951, 1954). Обнаружил ядерную изомерию. Под руководством Курчатова сооружен первый сов. циклотрон (1939), открыто спонтанное деление ядер урана (1940), созданы первый в СССР и на Евроазиатском континенте ядерный реактор (1946), первая в СССР атомная бомба (1949) и атомная электростанция (1954). Начальник головного института СССР по проблеме использования атомной энергии — Лаборатории № 2 АН СССР (с 1943). В 1945-1953 — член Специального комитета при ГКО (СНК, СМ СССР). Лауреат Ленинской (1957), Сталинских (1942, 1949, 1951) и Государственной (1954) премий [17. С. 684]. [c.408]

Материалы комиссии по атомной энергии США, 4, Ядерные реакторы, т. III, Материалы для ядерных реакторов, ИЛ, 1956, с. 341 см. В о л А. Е. Строение и свойства двойных металлических систем, Физматгиз, 1959. [c.222]

Характерное для циркония малое эффективное поперечное сечение поглощения тепловых нейтронов (0,18 10 см ) способствует применению его в атомной технике, особенно в конструкциях ядерных реакторов. Лишь магний и бериллий имеют меньшие значения этой характеристики, чем цирконий. [c.165]

ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГИЯ — внутренняя энергия атомного ядра, связанная с взаимодействиями и движениями образующих ядро нуклонов. О способах получения и применения Я. э. см. Атомная энергетика. Термоядерные реакции, Ядерные реакторы, Ядерные реакции, Ядерные цепные реакции. [c.546]

На рис. 30 схематически изображен один из быстрых реакторов. В первых из них в качестве ядерного топлива применялся природный уран, сильно обогащенный ураном-235. Однако для этих же целей можно с успехом использовать плутоний, который образуется из урана-238 по схеме, напоминающей одну из цепей бета-распада, описанных ранее (см. стр. 56). Правда, в данном случае мы имеем дело с трансурановым элементом, атомное число которого (см. сноску 7 на стр. 23) превышает атомное число урана (92) и как все подобные элементы практически не встречается в природе. Более подробным обсуждением свойств трансурановых элементов мы займемся в девятой главе, здесь же рассмотрим лишь два из них — [c.86]

Цирконий и его сплавы. Основное применение как конструкционный материал цирконий находит в ядерной технике — в атомных реакторах — вследствие особого свойства — слабо поглощать тепловые нейтроны. О материале, обладающем таким свойством, говорят, что он имеет малое поперечное сечение поглощения тепловых нейтронов. У циркония сечение поглощения тепловых нейтронов равно 0,18-10" см , у алюминия 0,2Ы0 см , однако он уступает цирконию в коррозионной стойкости, чем и объясняется ислользование циркония. Меньшее сечение поглощения тепловых нейтронов, чем у циркония, имеют магний (0.059-10-2 сл ) и бериллий (0,009-lO см ). [c.326]

Показатель плотности потока энергии учитывает величину электрического (разность напряжений), химического (функция Гибса) и термического (разность температур) потенциалов, скорости механического движения и потенциалы других форм энергии. Благодаря этому исчисление плотности потока энергии позволяет ввести количественную меру ценности энергии, которая различается на многие порядки в зависимости от величины этих потенциалов. В терминах плотности потока единица энергии, используемой для достижения третьей космической скорости, в 10 ° раз (на десять порядков ) ценнее того же количества энергии, развиваемого упряжкой лошадей, а ядерный взрыв по плотности потока энергии на 9-11 порядков пре-вьппает современный атомный реактор (см. табл. 1.5 и приложение). [c.56]

Одно время в среднем один раз в два года физиками синтезировался новый трансурановый химический элемент. В основном эта работа проводилась американскими учеными, но в последние полтора десятилетия больших успехов добились в СССР . После синтезирования в 1964 году курчатовия (Z = 104) в Дубне были синтезированы в 1970 году нильсборий Z = 105), а в 1974 году — элемент с атомным номером 106. Очевидно, что получение новых трансурановых элементов заметно замедляется. Это связано с тем, что уже ядра природных радиоактивных элементов являются весьма неустойчивыми. Следовательно, не удивительно, что трансурановые элементы обладают еще большей неустойчивостью и их все труднее и труднее получать в заметных количествах. Хотя нептуний-239 и плутоний-239 производят в современных ядерных реакторах тоннами, многие другие трансурановые элементы имеются лишь в незначительных количествах, а некоторые были синтезированы лишь в единичных случаях. Конечно, производство трансурановых элементов зависит в некоторой степени от спроса на них как уже говорилось выше, потенциальные свойства калифорния-252 могут со временем привести к его массовому производству для нужд медицины. Но продолжающиеся попытки синтеза новых трансурановых элементов не только вызваны поисками новых полезных веществ. Существует интригующая возможность добраться в этих поисках до острова устойчивости — синтезировать сверхтяжелые элементы, содержащие магическое количество протонов или нейтронов в атомном ядре. Как мы знаем, ядра, содержащие нейтроны или протоны в количествах 2, 8, 20, 50, 82 и 126, исключительно устойчивы (см. стр. 41). Современная теория атомного ядра предсказывает наличие и больших магических чисел , а в этом случае мы попадаем в область трансурановых элементов. В частности, такими устойчивыми ядрами, чей период полураспада оценивается примерно в 1 миллион лет, явля- [c.129]

Осн. применение получил зврц jjgj делящийся материал в ядерных реакторах и ядерном оружии. Кри-тич. масса его а-модификации 5,6 кг (шар диаметром 4,1 см). Ри используется в атомных электрич. батарейках, обладающих длит, сроком службы. Изотопы П. служат сырьём для синтеза трансплутониевых элементов (Ат и др.). П. и его соединения сильно токсичны. [c.640]

Завод № 92 (им. И.В. Сталина) — Горьковский машиностроительный завод (ГМЗ). В начале 1946 г. заводу и отделу главного конструктора при нем (ОГК) были поручены разработка и изготовление диффузионных машин для разделения изотопов урана. Постановлением СМ СССР от 1 марта 1947 г. № 390-159сс при заводе организуется Особое конструкторское бюро (ОКБ). Опытное конструкторское бюро машиностроения (ОКБМ) стало ведуш ей научно-производственной организацией в области атомного машиностроения, внесшей большой вклад в создание промышленных ядерных реакторов и ядерных силовых установок для атомных подводных лодок и ледоколов [8. С. 100], [11. С. 171-193]. [c.778]

Атомная техника. Для атомной техники наибольший интерес представляют лантаниды с высоким сечением захвата тепловых нейтронов гадолоний, самарий, европий (см. табл. 45). Окислы этих металлов входят в состав защитных керамических покрытий, используемых в ядерных реакторах и атомных двигателях. [c.334]

Указанные ограничения не распространяются на ракеты с ядерными силовыми установками. В ядерном ракетном двигателе рабочее тело — газ — нагревается в теплообменнике ядерного реактора (см. гл. 15) и затем ускоряется в процессе адиабатического расширения, причем здесь отпадают те жесткие весовые нормы, которые связаны с получением электроэнергии. Плотность выделения энергии в реакторе может быть очень высокой. Примером может служить ядерный реактор для испытания материалов Американской комиссии по атомной энергии, который хотя и предназначен для иных целей, но тем не менее показывает те высокие значения плотности выделения энергии, какие могут быть достигнуты практически [51. Объем рабочей зоны этого реактора равен примерно 1/6 м , плотность вещества 2 г/см и выделяемая мощность около 40 ООО кет. Отсюда удельный вес реактора (без учета системы экранировки) будет а 0,01 кгЫвт, что уже не так сильно отличается от данных табл. 7.2. [c.274]

Общая загруженность реактора составляет 550 кг обогащенного урана. Это обеспечивает работу электростанции в течение 100 суток. Расход ядерного горючего — изотопа — составляет 30 г/сутки. Средний поток нейтронов в активной зоне равняется 5 -10 нейтронов на 1 см в сек. Полезная электрическая мощность электростанции 5 тыс. кет., при номинальной тепловой мощности 30тыс. кет. Таким образом, к. п. д. Первой атомной электростанции равен 16,7%. [c.316]

Большие исследования, проведенные на первой атомной электростанции, позволили решить многие технические задачи и отработать ряд решений для будущих АЭС. В частности, были проведены эксперименты с ядерным перегревом пара, и накопленный опыт позволил создать реакторы, обеспечить строительство и ввод в эксплуатацию первого и второго блоков Белоярской АЭС имени И. В. Курчатова (рис. 4-5). Электрическая мощность блока № 1 этой АЭС равна 100 МВт. В реакторе расположено 1000 рабочих каналов, из них 730 испарительных и 270 пароиерегревательных. Канал состоит из шести твэлов с восходящим потоком теплоносителя. Подача теплоносителя осуществляется через центральную трубку от верха канала до его конца, где имеется распределительный объем на все шесть твэлов. Во втором контуре реактора происходит перегрев пара, поступающего из парогенератора. Перегретый пар давлением 100 кгс/см с температурой 500° С допускает применять серийную паровую турбину. При этом к. п. д. тепловой части АЭС близок к к. п. д. ТЭС равных параметров. Опыт с ядерным перегревом пара показал, что пар, получаемый в реакторе, имеет небольшую активность. [c.180]

ФРГ является шестой страной, приступившей к созданию атомной энергетики. До 1985 г. в ФРГ действовали реакторы только с водным теплоносителем. ФРГ имеет значительные запасы углей, но преимущества АЭС перед ТЭС способствовали значительному развитию атомной энергетики и в ФРГ. Первый реактор был введен еще в 1968 г. Однако затем был длительный период, когда в стране происходили тысячные демонстрации, причем даже вооруженные, протестующие против введения АЭС. В дальнейшем обстановка нормализовалась и за 1981—1985 гг. в ФРГ были введены АЭС суммарной мощностью 9000 МВт, что составляет более 50% от общей мощности АЭС на 1 января 1986 г. Применяются ядерные блоки больших мощностей (до 1300 МВт), причем используются и PWR и BWR (см. табл. 3.2). Наряду с этими реакторами в 1985 г. в г. Хамме был пущен блок с высокотемпературным гелиевым [c.25]

УПРАВЛЯЕМЫЙ ТЕРМОЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ (УТС) — процесс слияния лёгких атомных ядер, проходящий с выделением энергии при высоких темп-рах в регулируемых управляемых условиях. УТС пока ещё не реализован. Для осуществления реакций синтеза реагирующие ядра должны быть сближены на расстояние порядка 10 см, после чего процесс их слияния происходит с заметной вероятностью за счёт туннельного эффекта. Для преодоления потенц. барьера сталкивающимся лёгким ядрам должна быть сообщена энергия 10кэВ, что соответствует темп-ре 10 К. С увеличением заряда ядер (порядкового номера Z) их кулоновское отталкивание усиливается и величина необходимой для реакции энергии возрастает. Эфф. сечения (р, р)-реакций, обусловленных слабыми взаимодействиями, очень малы. Реакции между тяжёлыми изотопами водорода (дейтерием и тритием) обусловлены сильным взаимодействие.м и имеют сечение на 22—23 порядка выше (см. Термо.ндерные реакции). Различия в величинах энерговыделения в реакциях синтеза не превышают одного порядка. При слиянии ядер дейтерия и трития оно составляет 17,6 МэВ. Большая скорость этих реакций и относительно высокое энерговыделение делают равнокомпонентную смесь дейтерия и трития наиб, перспективной для решения проблемы УТС. Тритий радиоактивен (период no.tyраспада 12,5 лет), не встречается в природе. Следовательно, для обеспечения работы термоядерного реактора, используютцего в качестве ядерного горючего тритий, должна быть предусмотрена возможность его воспроизводства. С этой целью рабочая зона реактора может быть окружена слоем лёгкого изотопа лития, в к-ром будет идти реакция [c.230]

И с к у с с т в е н п ы о Р. а., содержащие продукт , деления, образуются при взрывах ядерных бомб и имеют размеры от Ur в см до неск.. .и в районе ядерною взрыва. Искусств. Р. а. образуются также при техноло ических или аварийных выбросах предприятий атомной нромы плонности, иа ураноВ , Х пахтах и в обогатительных цехах, в помещениях реакторов, уско 1ителей и радиохимия, лабораториях. [c.275]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...