Ядерные реакторы свойства

Специфические свойства графита, такие, как малое сечение поглощения нейтронов, хорошая замедляющая способность, сравнительная легкость получения химически чистого материала, исключительно высокие тепловые свойства и достаточная прочность, обусловили его широкое применение в ядерной технике. Однако при облучении в ядерном реакторе свойства графита значительно изменяются вследствие смещения быстрыми нейтронами атомов углерода из узлов кристаллической решетки и создания в ней структурных изменений. [c.5]

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

Наиболее интенсивным источником нейтронов является ядерный реактор. Устройство реактора мы объясним ниже в гл. XI, 3. Здесь мы только укажем свойства реакторов как источников нейтронов. В этом отношении реакторы характеризуются а) величиной потока нейтронов б) энергетическим спектром нейтронов и в) техническими возможностями использования нейтронного потока (можно ли помещать образец внутрь реактора или же можно лишь ставить образец на пути выходящего наружу нейтронного пучка). [c.487]

Интересным свойством нейтронов является их способность отражаться от различных веществ. Это отражение не когерентное, а диффузное. Его механизм таков. Нейтрон, попадая в среду, испытывает беспорядочные столкновения с ядрами и после ряда столкновений может вылететь обратно. Вероятность такого вылета носит название альбедо нейтронов для данной среды. Очевидно, что альбедо тем выше, чем больше сечение рассеяния и чем меньше сечение поглощения нейтронов ядрами среды. Хорошие отражатели отражают до 90% попадающих в них нейтронов, т. е. имеют альбедо до 0,9. В частности, для обычной воды альбедо равно 0,8. Неудивительно поэтому, что отражатели нейтронов широко применяются в ядерных реакторах и других нейтронных установках. Возможность столь интенсивного отражения нейтронов объясняется следующим образом. Вошедший в отражатель нейтрон при каждом столкновении с ядром может рассеяться в любую сторону. Если нейтрон у поверхности рассеялся назад, то он вылетает обратно, т. е. отражается. Если же нейтрон рассеялся в другом направлении, то он может рассеяться так, что уйдет из среды при последующих столкновениях. [c.549]

Керамика на основе оксида бериллия (ВеО) отличается высокой теплопроводностью, что сообщает ей высокую термостойкость. Прочностные свойства невысокие. Оксид бериллия обладает способностью рассеивать ионизирующее излучение высоких энергий, применяется для изготовления тиглей, для плавки некоторых чистых металлов, в качестве вакуумной керамики в ядерных реакторах. [c.138]

Помимо урана-235 в ядерных реакторах и ядерном оружии используется плутоний, искусственно получаемый облучением стержней природного урана и по своим ядерно-физическим свойствам несколько превосходящий уран-235. [c.163]

Одним из топливных элементов, имеюш их большие потенциальные возможности для применения в ядерной технике, является керамическое топливо в керамической матрице иОа — ВеО. Такая система представляет интерес для тепловых ядерных реакторов, поскольку ВеО имеет хорошие замедляющие свойства, увеличивает теплопроводность по сравнению с иОа, относительно инертна ко многим потенциальным теплоносителям, взаимодействует с нейтронами по реакции п, 2п), приводящей к усилению потока нейтронов. Однако эта система выделяет газообразные продукты деления, что приводит к необходимости применения оболочки или внешнего конструктивного элемента для продуктов деления. [c.450]

Образцы топлива или смазочного материала, помещенные в ампулы из алюминия, нержавеющей или мягкой стали и запаянные в вакууме, на воздухе или в инертной атмосфере, облучали на источнике рентгеновских лучей, ускорителях частиц, -источниках и в различных ядерных реакторах в контролируемых и неконтролируемых температурных условиях. Экспозиции облучения определяли с различной степенью точности, хотя истинные дозы облучения в большинстве случаев не были измерены. В тех немногих случаях, когда были сделаны попытки исследовать влияние некоторых упомянутых выше параметров (например, мощности дозы или типа источника излучения) на изменение свойств и эксплуатационных характеристик облучаемых объектов, было показано, что влияние таких параметров может быть существенным. Поэтому следует сделать вывод, что для большинства исследованных веществ результаты по радиационному воздействию, полученные в экспериментах первого типа, могут. служить только как общее руководство при разработке новых материалов и более чувствительных методов измерения. [c.116]

Практическое использование атомной энергии привело к возникновению проблемы материалов для нового и чрезвычайно сложного оборудования ядерных реакторов. До появления этой проблемы металловедов интересовали такие обычные вопросы, как улучшение механических и физических свойств, применимость материалов в условиях все более высоких температур, изучение способов повышения коррозионного сопротивления в различных газовых и жидких средах, возможность предсказывать поведение материалов на основе знания их структуры. С развитием атомной техники к этим проблемам добавилось влияние облучения частицами высоких энергий на свойства материалов. [c.233]

Даже краткий обзор механизмов, способствующих изменению свойств металлов, ясно показывает, что для конструирования ядерных реакторов требуется знание влияния облучения на структуру материалов. Вследствие этого в последнее время было выполнено значительное количество исследований, посвященных этому вопросу. [c.234]

Использование циркония в ядерных реакторах несколько ограничивается вследствие его невысокой прочности при высоких температурах и слабого сопротивления коррозии в условиях реактора. Однако низкое сечение поглощения тепловых нейтронов делает его чрезвычайно желательным материалом. Было разработано много циркониевых сплавов с повышенной прочностью при высоких температурах и сопротивлением коррозии, но с сохранением в то же время других необходимых свойств В частности, разработана серия циркониевых сплавов, содержащих небольшие количества олова, никеля, железа и хрома,— это циркалой-2, циркалой-3 и циркалой-4. [c.258]

При широком использовании сплавов циркония в ядерных реакторах хорошо известны лишь их кратковременные механические свойства под действием излучения. Сравнительно недавно отмечена важность знания влияния излучения на характеристики ползучести. Некоторые результаты исследований влияния излучения на ползучесть циркониевых сплавов сообщил Фарис [29]. По его данным, скорость ползучести материалов (исключая чистый цирконий) несколько возрастает при облучении нейтронами. [c.260]

ВВС США для военных самолетов в дополнение к требованиям, предъявляемым к материалам по прочностным и усталостным свойствам, разработаны строгие ограничения допустимых повреждений [55]. Несущая конструкция должна быть спроектирована таким образом, чтобы возможные трещины не вырастали до критического размера в заранее установленный период времени эксплуатации до осмотра или в течение всего срока эксплуатации ( в зависимости от возможности осмотра). Допустимые повреждения определены также применительно к ядерным реакторам [56] и к сосудам под давлением для космической техники [57]. Хотя распространение этих требований пока ограничено, их можно рассматривать как прототип применительно к конструкциям, работающим при низких темпе- [c.25]

В заключение этого раздела отметим, что в качестве замедлителя и теплоносителя в ядерных реакторах может использоваться тяжелая вода или органическая жидкость. Однако из-за дороговизны тяжелая вода применяется в таких реакторах лишь как замедлитель, а теплоносителем служит обыкновенная вода. Использование же органических кислот осложняется тем, что их свойства весьма ухудшаются в результате продолжительного воздействия со стороны нейтронов и гамма-квантов. [c.84]

Конструкционный графит имеет ярко выраженную анизотропию свойств, которая характеризуется их различием в перпендикулярном и параллельном направлениях относительно оси формования изделий. Особенно необходим учет анизотропии свойств графита при его использовании в конструкционных элементах ядерных реакторов, в которых требуется обеспечить отвод тепла из графитовой кладки к теплоносителю и минимальное радиационное изменение размеров в этом направлении. [c.34]

Эксперименты, выполняемые с целью получить данные об изменении свойств материалов элементов конструкции активной зоны проектируемых и строящихся ядерных реакторов, обычно проводят в исследовательских реакторах. Естественно, условия облучения в этих экспериментах, как правило, не полностью соответствуют условиям эксплуатации. Следует также отметить, что при радиационных испытаниях воздействует комплекс факторов спектр, плотность потока и флюенс нейтронов, осколки деления, -кванты, температура, влияние окружающей среды и т. п., — их необходимо учитывать для объяснения экспериментальных результатов. В то же время само облучение и определение условий, в которых оно происходило, проводятся исследователями различным образом. Это обстоятельство затрудняет сопоставление данных, полученных разными авторами. В связи с этим целесообразно рассмотреть как конструктивные особенности внутриреакторных устройств для облучения образцов графита, так и методы определения и сопоставления условий облучения. [c.75]

Конструкции, используемые в ядерных реакторах, рассчитаны на работу при определенной температуре, отклонение от которой может вызвать значительные изменения свойств материалов. Известно, что изменение температуры облучения может приводить к несовместимости различных материалов, к фазовым превраш,ения М и т. д. [c.92]

Можно привести длинный перечень методов определения температуры в ядерных реакторах. Однако специфика их использования требует особого рассмотрения. Датчик температуры в активной зоне реактора подвергается влиянию не только механических и химических факторов, но и воздействию интенсивных потоков ионизирующих излучений. Облучение вызывает радиационные изменения свойств материалов и приводит к радиационному легированию вследствие ядерных реакций 122]. [c.92]

Потенциальные преимущества воды закритических параметров при использовании ее в качестве теплоносителя в ядерных реакторах хорошо известны, и это служит стимулом для поиска путей ее применения. Теплоотдача к воде закритических параметров имеет много общего с аналогичными процессами при кипении, поскольку в обоих случаях свойства теплоносителя, и в первую очередь теплоемкость, претерпевают резкое изменение в узком интервале температур. Характер теплоотдачи при закритических параметрах иллюстрирует рис. 2.9 [19]. Изменение-коэффициента теплоотдачи в псевдокритической области (т. е. в зоне максимальной теплоемкости) является значительным. Для описания теплоотдачи в этой области авторы использовали уравнение для однофазной среды в условиях принудительной циркуляции, но ввели в него две поправки модифицированную теплоемкость и отношение плотностей pw/рв. Рекомендованное ими уравнение [c.31]

Главное преимуш,ество жидких металлов — хорошие, а в ряде случаев отличные теплофизические свойства, позволяющие осуществить в ядерном реакторе интенсивный теплосъем. Высокая температура кипения жидких металлов обеспечивает возможность получения в энергетических установках водяного пара высоких параметров при низких давлениях в корпусе реактора, и в первом контуре. Применение жидкометаллических теплоносителей обеспечивает достаточно высокий к. п. д. АЭУ. Ядерные реакторы с жидкометаллическим теплоносителем способны работать как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В последнем случае коэффициент воспроизводства ядерного горючего мон ет существенно превысить единицу. [c.9]

Несмотря на то что при разработке термоядерных реакторов будет широко использоваться опыт работы материалов в ядерных реакторах, проблема материалов в этом случае стоит еще более остро, чем для быстрых реакторов. Это обусловлено прежде всего особенностями процесса передачи энергии ядерных реакций. Известно, что около 88% всей энергии деления выделяется в топливе в виде кинетической энергии осколков деления и энергии -излучения и только примерно 12% выносится у-излучением ( 9,4%) и нейтронами ( 2,5%) за пределы топлива и поглощается конструкционными материалами. Это дает конструктору ядерного реактора определенные возможности для подбора материалов в соответствии с их назначением. Например, ядерное топливо, подвергающееся наиболее мощному радиационному воздействию, обычно стремятся сделать максимально стойким к этому воздействию, в меньшей степени заботясь о его конструкционных свойствах, так как роль несущего элемента обеспечивает оболочка, в которую оно заключено. [c.10]

Теплофизические свойства Не, СО2 хорощо изучены, а при теплофизических расчетах ядерных реакторов и теплообменных аппаратов широко используются многочисленные экспериментальные данные, накопленные при создании и эксплуатации АЭС с газографитовыми реакторами на Не и СОа, хотя имеющийся опытный материал [c.13]

Металлический бериллий можно применять и в качестве конструкционного материала для реактора, но при этом необходимо провести р д противокоррозионных мероприятий. Ввиду недостаточной коррозионной стойкости этого металла в чистом виде для изготовления тепловыделяющих элементов, отражателей и замедлителей в высокотемпературных ядерных реакторах используется окись бериллия ВеО. Изделия из окиси бериллия обладают необходимыми ядерными свойствами, термостойкостью и коррозионной стойкостью, но они так же хрупки, как и другие керамические материалы. [c.14]

В отличие от сжигания органических топлив, в ядерном реакторе может быть получена сколько угодно высокая температура, границей которой являются теплостойкие свойства оболочки, а не стехиометрический состав топлива, как в обычных станциях. [c.190]

В литературе нет сведений о влиянии примесей на активационные свойства теплоносителей, работающих в ядерных реакторах. Многие примеси накапливаются в теплоносителе в процессе его работы до значительных концентраций и не считаться с их активационными свойствами нельзя. В первую очередь это относится к конструкционным материалам, накапливающимся в жидком металле-теплоносителе в растворенном виде и в форме твердых взвесей металлов и окислов, а также в холодных ловушках, где эти частицы задерживаются фильтром. Железо и никель, например, входящие в состав стали, являются наиболее ощутимыми примесями в жидких щелочных металлах. В ядерных реакторах возможны реакции типа Fe(a, рп), Fe d, п), q(p, п), Ре(р, у), Ni(rt, р) и др. с образованием [c.48]

На рис. 12-13 изображена схема МГД установки, работающей по замкнутому циклу. В этой установке, в отличие от установки открытого цикла, рабочее тело сохраняется в контуре неизменным. Это позволяет использовать в качестве рабочего тела любой газ, наиболее подходящий по своим физическим свойствам, а не только воздух и продукты сгорания — единственно возможное рабочее тело в установках открытого цикла. В качестве горячего источника тепла в замкнутом цикле может быть использован ядерный реактор. На рис. 12-13 изображена схема МГД установки с ядерным реактором. [c.422]

Рассмотрим охлаждение трубчатого элемента ядерного реактора некипящей жидкостью. Для простоты физические свойства жидкости будем считать неизменными по длине канала. [c.446]

Вскоре после пуска первых ядерных реакторов были построены реакторы огромной мощности, которые использовались для получения трансуранового элемента плутония, один из изотопов которого (94Pu ) но своим свойствам сходен с [c.386]

Атомные замкнутые ГТУ (АЗГТУ), как правило, проектируются одноконтурными и включают агрегаты, повы-щающие их экономичность промежуточные газоохладители, регенератор и т. д. Термодинамические циклы таких АЗГТУ в принципе не отличаются от соответствующих циклов замкнутых ГТУ на органическом топливе. В стационарных и транспортных АЗГТУ в качестве рабочего тела используется гелий. Целесообразность применения гелия следует из сопоставления термодинамических, технико-экономических и эксплуатационных свойств различных рабочих тел. Гелий обладает высокой теплопроводностью, скорость его в канале реактора может быть большой, он удовлетворяет ряду специфических требований, предъявляемых к рабочим телам ядерных реакторов. Однако его стоимость высока, и требуется тщательное уплотнение контура лопаточные машины, работающие на гелии, получаются более сложными и имеют боль-щую стоимость (ступеней приблизительно в 2 раза больще, чем в компрессорах и турбинах, работающих на воздухе). [c.215]

Радиоактивные излучения при ядерных реакциях весьма вредны для человеческого организма. Поэтому активный объем ядерного реактора ограждается толстыми (1,5—2 м) бетонными стенами 4. Воздух в помещении реактора может оказаться зараженным биологически вредными радиоактивными веществами. Для удаления этого воздуха на атомных электрических станциях устанавливают высокие вентиляционные трубы. Теплоноситель также приобретает радиоактивные свойства, поэтому для безопасности работы персонала на атомных электрических станциях должны быть применены особо надежные защитные и проти-воаварийные устройства. В этих же целях на а+омных электростанциях широко применяют автоматизацию и дистанционное управление процессами. Особое внимание обращается на безопасность персонала при выполнении ремонта. [c.466]

О применении органосиликатных материалов в качестве изоляции термоэлектродных проводов микротермопар сообщалось ранее [1]. При толщине слоя покрытия 15—25 мк органосиликатные материалы П-2, П-4 и другие позволяли изолировать термоэлектродные провода микротермопар для службы при температурах до 1000° С [2]. Такие покрытия обладали высокой механической прочностью, эластичностью и высокими электроизоляционными свойствами (см. таблицу). Отмечалось, что покрытия из органосиликатного материала П-4 целесообразно применять для проводов из хромоникелевых сплавов в комбинации с покрытиями из алунда. Комбинированное покрытие наносилось на термо-электродные провода микротермопар длиной 6- -10 м при малом (менее 1 мм) поперечном сечении защитного чехла для ядерных реакторов. Изготовленные микротермопары обладали хорошей стабильностью показаний в широком интервале температур в различных средах (воздух, азот, воздух и углерод, вода, жидкие металлы и другие). [c.275]

В этой главе дан краткий обзор применения композиционных материалов. Достижения многих конструкторов и фпрм-изгото-вителей свидетельствуют о возможности расширения пронавод-ства и применения композиционных материалов и в других отраслях промышленности, обсуждаемых в других главах. Ниже перечислены изделия, для которых использование уникальных свойств современных волокон может стать экономически выгодным лыжи, шесты для прыжков, весла гоночных каноэ, оптические приборы, контейнеры ядерных реакторов, промышленные центрифуги, зубчатые передачи, приводные ремни и изделия для криогенной техники. [c.489]

Расчет по исходным механическим свойствам материала (Ов, <7дл, сУ-ь Фдл, Е и др.) основан на иапользовании зависимостей, аппроксимирующих опытные данные для материалов одного класса. Подобно тому, как в нор.мах общества инженеров и механиков США (ASME) использована единая кривая малоцикловой усталости для материалов корпусов ядерных реакторов, аппроксимированная Лэпджером в виде [c.165]

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]

Параллельно под руководством И. В. Курчатова проводились исследования, в процессе которых открыты весьма интересные явления, имевшие важнейшее значение для работы реакторов и понимания действия излучения на вещество. При изучении физических свойств графита в условиях интенсивного нейтронного облучения были обнаружены значительные их изменения уменьшение теплопроводности и электропроводности,, изменение объема и механической прочности. Далее было установлено, что при отжиге облученного графита выделяется скрытая энергия, запасенная кристаллической решеткой. Эти исследования позволили выяснить природу радиационных нарушений в графите и решить ряд практических задач, возникших Т1ри проектировании и эксплуатации ядерных реакторов с графитовым замедлителем. [c.5]

Методы расчета гидродинамики и теплообмена, изложенные в гл. 1 и 2, справедливы, когда свойства теплоносителей изменяются в условиях работы рассматриваемого реактора, теплообменника или любого другого теплообменного оборудования ЯЭУ настолько несущественно, что этим изменением можно пренебречь. Условия охлаждения некоторых типов ядерных реакторов могут быть таковы, что теплофизические свойства сильно изменяются с температурой и давлением, и эту зависимость следует учитывать. К таким случаям относятся исполь, зование газов при высоких температурах использование воды и водяного параособенно при околокритической области (а также других кипящих теплоносителей при околокритических параметрах) использование газов, способных диссоциировать и рекомбинировать при рабочих температурах использование жидко стей с сильно изменяющейся вязкостью. [c.48]

В ядерных реакторах образуется значительное количество активности, представляющей потенциальную опасность для человека. Основная цель реакторной технологии заключается в том, чтобы обеспечить использование позитивных свойств процесса деления, несмотря на эту опасность. Замедлитель и теплоноситель реакторов с водой служат теми путями, по которым радиоактивность, образующаяся в активной зоне, попадает в окружающую среду. Следовательно, специальной задачей водо-подготовки в ядерном реакторе является разрешение разнооб- [c.107]

При проектировании топливных элементов из UO2 основное внимание уделяется выходу долгоживущих и стабильных газообразных продуктов деления. Накапливаясь в неповрежденных ТБЭлах, они создают давление под оболочкой. В процессе деления или под влиянием продуктов деления происходит изменение физических свойств горючего, что также приводит к росту напряжений в оболочке. Эти обстоятельства вызывают основные опасения проектанта и должны служить главной целью исследований работоспособности твэлов. Необходимо считаться с В03.М0ЖНЫМ перегревом твэлов, когда некоторые радиоактивные продукты деления, в особенности изотопы иода, могут попасть в теплоноситель. Таков круг основных вопросов, связанных с поведением твэлов в ядерном реакторе. [c.132]

Рассмотрены свойства различных классов поглощающих материалов, облученных в щироком диапазоне интегральных доз и температур. Сформулированы принципы создания радиационностойких композиций и даны границы их использования в качестве материалов стержней регулирования ядерных реакторов. [c.208]

Кадмий d ( admium). Белый металл с серебристым оттенком. Распространенность в земной коре 5.10 %. = = 321° С, = 765° С плотность 8,64. В природе чаще всего встречается вместе с цинковыми и медными рудами. При обычной температуре на воздухе не окисляется. Извлекается из отходов цинкового производства. Медленно растворяется в разбавленных соляной и серной кислотах с водой и щелочами не реагирует. При нагревании энергично реагирует с кислородом и серой. Гидрат окиси кадмия d(0H)2 обладает основными свойствами. Кадмий применяется для получения защитных покрытий (кадмирование), различных сплавов — подшипниковых, легкоплавких, припоев, анодных и др., в аккумуляторах. Металлический кадмий используется для изготовления регулирующих и аварийных стержней в ядерных реакторах. Сернистый кадмий идет на получение минеральных красок. [c.373]

Основные требования, предъявляемые к теплоносителям ядерных реакторов, — стойкость к облучению, низкий уровень энергии наведенной радиоактивности (отсутствие главным образом длительного у-излучения) и небольшие размеры сечения поглощения тепловых нейтронов. Этими необходимыми свойствами обладают почти все щелочные металлы. У лития помимо устойчивых естественных изотопов зЬ1 и з Li возможно обра- [c.47]

Натрий имеет более долго) ивущий изотоп nNa с довольно большой энергией излучения -квантов. Проведение всякого рода работ возле натриевой установ ки возможно лишь спустя 10—15 суток после остановки реактора. По радиоактивным свойствам калий близок к натрию. Наиболее долгоживущим является изотоп калия /дК с периодом полураспада 1,3-10 лет и большой энергией излучения у-квантов (1,46 Мэе) с захвато.м орбитальных электронов. Только малая концентрация его в техническом металле (0,0118%) оправдывает применение калия з качестве теплоносителя ядерных реакторов. Своеобразный карантин (10—15 суток) нео1б.ходим и при обслуживании реактора, в котором используется калий или сплав калия с натрием в качестве теплоносителей. Вероятно, это относится и работе с рубидием и цезием. Однако знания физических свойств этих химически весьма активных элементов и опыта работы с ними недостаточно, чтобы можно было дать какие-либо рекомендации. Сомнение вызывает возможность получения в реакторе радиоактивных изотопов s s s и 55 s с периодом полураспада 3,15 ч и 2,2 года соответственно. Большая химическая активность рубидия и цезия также является препятствием для их использования. [c.48]

Специфика применения неводяных рабочих тел в атомной энергетике заключается в том, что к рабочим телам и теплоносителям ядерных установок (для отвода тепла в ядерных реакторах) предъявляется ряд специфических требований. Эти требования касаются ядерных свойств (активация в нейтронном поле, радиационная стойкость, взаимодействие с нейтронами) и теплофизических характеристик, в частности, теплопередающих свойств. Если основные требования к теплоносителям второго контура двухконтурных атомных электростанций определяются главным образом термодинамическими условиями, то требования к теплоносителям первого контура связаны прежде всего с ядерными свойствами. [c.16]

С самого начала работ по созданию ядерных реакторов начались изыскания по применению неводяных теплоносителей для охлаждения активной зоны. Неводяные теплоносители позволяют получить более высокую температуру на выходе из реактора при низком давлении в контуре охлаждения, а также имеют в ряде случаев лучшие ядерные свойства по сравнению с водой и водяным паром. [c.16]

Из числа возможных неводяных теплоносителей ядерных реакторов заслуживают также внимания расплавленные соли. Расплавы солей позволяют создать гомогенную активную зону, в которой делящийся изотоп равномерно распределен в жидкости с высокой температуростойкостью и благоприятными теплопередающими свойствами. Требованиям таких реакторов удовлетворяют смеси солей фтористого лития, фтористого бериллия, фтористого урана и фтористого тория. Эти композиции допускают рабочие температуры до 700—750° С и высокое удельное энерговыделение загружаемого горючего при небольшой концентрации делящихся веществ в объеме активной зоны. [c.19]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...