Промежуточные реакторы

В тепловых реакторах основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов, в промежуточных реакторах— под действием нейтронов с промежуточной энергией (1 —1000 эв), а в быстрых — под действием быстрых нейтронов (Т > 10 000 эв). [c.387]

Активная зона тепловых п промежуточных реакторов состоит из горючего и замедлителя. Замедлителем кроме уже упомянутого графита может быть тяжелая и обычная вода (обычная вода не пригодна, если горючим является естественный уран), бериллий и его окись, а также некоторые органические вещества. [c.387]

Промежуточные реакторы 387 Пропускание 300, 303 Протон 18 —, керн 532 [c.718]

В зависимости от энергии нейтронов, вызывающих расщепление ядер в энергетических реакторах, последние, как уже говорилось выше, подразделяют на тепловые, промежуточные и быстрые. Промежуточные реакторы не получили широкого распространения. Быстрые реакторы, работающие на плутонии и обогащенном уране, в настоящее время с большим успехом используются как реакторы-размножители. Необходимое обеспечение быстрых реакторов сильными источниками нейтронов, дорогостоящим топливом и другие обстоятельства ограничивают их применимость в атомных электростанциях. Таким образом, наибольшее распространение в атомных [c.89]

Для успешной разработки все более совершенных Я. р. различных назначений необходимы т. п. исследовательские и испытательные Я. р. На этих реакторах ведутся различного рода физические и технические исследования (измеряются сечения различных процессов взаимодействия нейтронов с ядрами, испытываются новые виды тепловыделяющих элементов, изучается изменение свойств материалов при облучении их нейтронами). К этой категории Я. р. относится советский подо-водяной промежуточный реактор СМ-2. [c.554]

Локальные осцилляции тепловыделения, обусловленные действием ксенона-135, наблюдались на нескольких больших тепловых реакторах [32]. Реактор, в котором важны ксеноновые эффекты, должен быть тепловым, так как сечение поглощения ксенона-135 довольно мало для спектра нейтронов быстрых и промежуточных реакторов, и большим с размерами, много большими длины-миграции нейтронов, так как только в таких системах высшие пространственные гармоники могут быть возбуждены в достаточной степени. [c.437]

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]

Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах содержит значительное количество замедлителя нейтронов. Так, в уран-графитовом реакторе концентрация ядер углерода превышает концентрацию ядер в 6000—10 000 раз. В активной зоне реактора на промежуточных нейтронах содержится гораздо меньше замедлителя, а в быстром реакторе он вообще отсутствует. [c.9]

Расчет прострела нейтронов, первичных и вторичных у-квантов по ослабленным местам в защите (щели, каналы, пустоты, отверстия для приводов СУЗ, механизмов перегрузки, патрубков и т. д.) прострела нейтронов промежуточных энергий вдоль металлоконструкций. Пример расчета защиты водоводяного реактора по схеме, близкой к приведенной выше, приведен в Приложении I. [c.78]

Промежуточные и окончательные результаты расчетов интенсивности потоков у-квантов в помещении ПГ после остановки реактора [c.313]

В целях повышения коэффициента теплопередачи используются жидкометаллические теплоносители, которые пригодны в условиях высоких температур. Из жидкометаллических теплоносителей применяются натрий, калий, натрий — калий, свинец — висмут. Жидкие металлы наиболее пригодны для реакторов на быстрых и промежуточных нейтронах. [c.318]

Большие работы ведутся по освоению реакторов на быстрых нейтронах. Сооружаются реакторы на промежуточных нейтронах. Одновременно со строительством стационарных АЭС в СССР ведутся работы по созданию передвижных АЭС. [c.323]

В настоящее время имеется очень много разнообразных конструкций ядерных реакторов, работающих на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах. [c.387]

Реактором называется устройство, в котором поддерживается управляемая цепная реакция деления. R соответствии с типом цепной реакции различают реакторы на медленных, промежуточных и быстрых нейтронах. [c.578]

Главной частью реактора является активная зона, в которой протекает реакция и тем самым выделяется энергия. В тепловых реакторах и в реакторах на промежуточных нейтронах активная зона состоит из горючего, как правило, смешанного с неделящимся изотопом (обычно и из замедлите- [c.579]

Основой атомной энергетической установки (АЭУ) является ядерный реактор, в тепловыделяющих элементах которого происходит управляемая и регулируемая реакция деления ядер атомного топлива. Образующаяся в реакторе теплота отводится циркулирующим теплоносителем. АЭУ бывают одноконтурными, двухконтурны-ми или трехконтурными. При одноконтурной схеме теплота ядерной реакции передается непосредственно рабочему телу, которое направляется в обычную паросиловую или газотурбинную установку. Таким образом, при одноконтурной схеме ядерный реактор выполняет функцию камеры сгорания и парогенератора. При двухконтурной схеме промежуточный теплоноситель воспринимает теплоту в ядерном реакторе и отдает ее рабочему телу в парогенераторе. Трехконтурная схема предполагает наличие еще одного внутреннего контура между контуром первичного теплоносителя и контуром, в котором циркулирует рабочее тело. [c.216]

Принципиальная схема двухконтурной атомной энергетической установки с паровой турбиной (рис. 8.12) состоит из ядерного реактора /, где выделяется теплота, отводимая промежуточным теплоносителем, которым в зависимости от типа реактора может быть газ (гелий, двуокись углерода), органический теплоноситель, вода или жидкий металл (натрий). Циркуляция промежуточного теплоносителя в контуре реактора осуществляется насосом 3. В парогенераторе 2 промежуточный теплоноситель отдает теплоту рабочему телу — водяному пару, которое совершает цикл обычной паротурбинной установки. Водяной пар расширяется в паровой турбине 4, затем конденсируется в конденсаторе 5, а конденсат направляется насосом 6 обратно в парогенератор. [c.216]

Парогенератор АЭС — теплообменный аппарат рекуперативного типа — предназначен для производства пара. Нагрев теплоносителя, поступающего в парогенератор для передачи теплоты для получения пара, осуществляется в реакторе (при двухконтурной схеме АЭС) или в промежуточном теплообменнике (трехконтурная схема АЭС) от теплоносителя (жидкая или газообразная среда, используемая для осуществления процесса теплообмена) первого контура. В качестве теплоносителя используется вода, жидкие металлы или газ соответственно различают парогенераторы с водяным, жидкометаллическим или газовым теплоносителями. [c.246]

Первый контур АЭС с реактором БН-600 (см. рис. 9.10) расположен в корпусе реактора 1 (рис. 9.13) и включает активную зону 2, циркуляционный насос 5, теплообменник 4 первого контура. Все элементы первого контура расположены под уровнем натрия 3, отделенного от крышки корпуса слоем газа. Здесь применена интегральная компоновка, которая отличается от петлевой, когда насос и теплообменник первого контура расположены вне корпуса реактора. В реакторе БН-600 имеется три петли первого контура. Второй контур АЭС образован теплообменником 4, циркуляционным насосом б и парогенератором 7. Давление теплоносителя второго контура (натрия) несколько больше, чем первого, что препятствует утечке радиоактивного натрия из первого контура во второй. Теплоноситель второго контура передает теплоту активной зоны рабочему телу третьего контура — воде и водяному пару. В третьем контуре используется паротурбинная установка с промежуточным перегревом пара между частями высокого 8 и низкого 9 давления. Конденсатно-питательный тракт 10 имеет традиционную для таких установок схему. Применение трехконтурных [c.348]

И поэтому конструкторы предложили для таких реакторов использовать меньшее количество замедлителя, лишь ровно столько, чтобы замедлить нейтроны только до промежуточных энергий (скажем, несколько сот электрон-вольт). Однако этот интервал энергий как раз попадает в диапазон резонанса, для которого характерно максимальное поглош,ение нейтронов ядрами урана-238. Следовательно, для того чтобы в таком реакторе проходила самоноддерживающаяся цепная реакция, урановое топливо должно быть очень сильно обогащено ураном-235. Кроме того, было применено следующее интересное явление, заключающееся в том, что ядерное сечение расщепления ядер урана-235 нейтронами также имеет несколько пиков в диапазоне резонанса. Поэтому было предложено замедлять нейтроны в данном реакторе до таких энергий, значения которых группировались бы около одного из максимумов расщепления урана-235, избегая в то же время максимумов поглощения нейтронов ядрами урана-Й8 (рис. 28). Используя этот принцип, сконструировали несколько промежуточных реакторов, в одном из которых топливом, например, служил сильно обогащенный уран, замедлителем — металлический бериллий, а теплоносителем — жидкий натрий [c.85]

Промежуточные реакторы не получили широкого распространения. Во-первых, существует трудность с подгонкой энергий нейтронов до резонансных максимумов расщепления, во-вторых, ядра урана-235, расщепленные нейтронами промежуточных энергий, испускают в среднем меньше нейтронов, чем в случае их расщепления быстрыми или тепловыми нейтронами. Главное же заключается в том, что весьма дорогостоя- [c.85]

Улучшения коагуляции можно достичь также обработкой воды сульфатом алюминия или хлорным железом с предварительным выделением их гидроксидов. Сущность этого метода заключается в том, что оптимальная доза сернокислого алюминия и известкового молока вводится в промежуточный реактор, куда подается 1% обрабатываемой воды. В реакторе образуются первичные хлопья гидроксидов основных солей алюминия, которые обладают высокой сорбционной способностью и хорошо агломерируются в крупные агрегаты. Затем из реактора эта суспензия подается в поток обрабатываемой воды. [c.94]

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]

Если в качестве теплоносителя применяют жидкие металлы (натрий, калий), которые бурно реагируют с водой, то осуществляют два промежуточных контура. Последние умепынают опасность распростраиепня радиоактивного металла в случае аварии установки. На рис. 20-3 изображена схема трехконтурной атомной электростанции, где 1 — реактор 2 — первый промежуточный теплообмен-инк 3 — насос для перекачки теплоносителя 4 — парогенератор, НЛП второй теплообменник 5 — насос для данного контура 6 — турбогенератор 7 — конденсатор 8 — питательный насос 9 — биологическая защита. [c.320]

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]

С точки зрения расчета защиты реактора представляет интерес сравнить интенсивность потоков излучений, выходящих из активной зоны или отражателя различных типов реакторов. Эта интенсивность зависит от мощности реактора, его конструкции, назначения. Однако можно привести некоторые средние цифры. Так, в уран-графи-товом реакторе плотность потока нейтронов, падающих на защиту, достигает (1ч-2)-10 нейтрон/ (см сек), плотность потока энергии у-квантов 2-10 2 Мэв/ см сек)-, до 95% потока нейтронов составляют медленные и тепловые нейтроны. В водо-водяном реакторе плотность потока нейтронов, как правило, не превышает 1X ХЮ нейтрон/ см --сек), интенсивность потока энергии у-квантов 5-10 з Мэе/(см -сек), причем в спектре нейтронов примерно 50% быстрых и промежуточных. В реакторах на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов составляет до 5-10 —1-10 нейтрон/ см -сек), плотность потока энергии у-квантов - 10 3 Мэе/ см --сек). Максимум в спектре нейтронов, падающих на защиту, обычно соответствует нейтронам с энергией 50—100 кэв. Для примера на рис. 9. 1 приведен спектр нейтронов, выходящих из быстрого реактора Ферми с натриевым теплоносителем. Он существенно мягче спектра нейтронов в активной зоне этого реактора и мягче спектра нейтронов деления, подробно описанного в 9. 2. [c.9]

Радиальное направление. На рис. 1.1 оно обозначено как направлени I. После стального корпуса реактора накапливается много нейтронов промежуточных энергий (результат неупругого рассеяния нейтронов в железе). Они эффективно замедляются и поглощаются в воде. Причем энергия зах- [c.310]

Потоки нейтронов в современных реакторах имеют порядок 10 нейтрон/см -с при значительном разбросе по обе стороны от этой величины в реакторах разных типов. Нейтронный спектр зависит от типа реактора. В реакторах на медленных нейтронах форма этого спектра близка к максвелловскому распределению по скоростям с максимумом в области около 0,07 эВ и с немаксвелловским хвостом , простирающимся в область высоких энергий примерно до 10 МэВ. Примером может служить изображенный на рис. 9.6 спектр нейтронов советского исследовательского реактора ВВР. В реакторах на быстрых нейтройах энергетическое распределение нейтронов является промежуточным между тепловым спектром (рис. 9.6) и спектром нейтронов деления, изображенным на рис. 9.7. В этом случае из реактора вылетает большое число нейтронов с энергией порядка 1 МэВ. [c.487]

Трехконтурные схемы (рис. 9.36,6) применяется на АЭС с быстрыми реакторами, где в качестве теплоносителя применяется, как правило, жидкий натрий, активно реагирующий с водой. Для исключения в аварийных условиях контакта радиоактивного натрия с водой вводится промежуточный второй контур. Циркуляция теплоносителей радиоактивного жидкого натрия (пе рвый контур) и жидкого натрия второго контура обеспечивается соответственно ГЦН-1 и ГЦН-2. Давление в контурах поддерживается с помощью [c.291]

Рис. 8.37. Схемы ядерных энергетических установок а—в—соответственно одноконтурная, двухкоптурная, трехконтурная / — ядерпый реактор 2 — турбоагрегат 3 — генератор 4 — конденсационная установка 5 —конденсатный насос б — система регенеративного подогрева питательной воды 7 — питательный насос 5 — парогенератор 9 — и J0— циркуляционные насосы соответственно контура реактора и промежуточного контура

Под ВЭР понимается химически связанная теплота, физическая теплота и потенциальная энергия избыточного давления продукции, отходов, побочных и промежуточных продуктов, образующихся в технологических агрегатах (установках, процессах), которые не используются в самом агрегате, но могут быть частично или полностью использованы для энергоснабжения других агрегатов. Следует отметить, что энергетические отходы, используемые в самом агрегате-источнике ВЭР (регенерация теплоты), а также теплоты сгорания продуктов топливоперерабатывающих агрегатов, к ВЭР не относятся. Под агрегатами-источниками ВЭР понимают агрегаты, в которых образуется ВЭР промышленные печи, реакторы, холодильники, пароиспользующие установки и т. д. Использование ВЭР для удовлетворения потребностей в топливе, теплоте, электрической и механической энергии других агрегатов и процессов называется утилизацией ВЭР. [c.325]

Выделяющаяся в реакторе теплота может передаваться рабочему телу либо путем непосредственного его нагревания в активной зоне реактора, либо путем использования промед<уточного теплоносителя, который отводит теплоту от активной зоны реактора и затем в теплообменном аппарате (парогенераторе) передает ее рабочему телу теплосиловой установки. В первом случае схема установки называется одноконтурной, а во втором — двухконтурной. Бывают и трехконтурные схемы атомных электростанций, в которых имеется дополнительный промежуточный контур. [c.127]

На рис. 7.14, б изображена двухконтурная схема атомной электростанции, где используются два геплоносителя. В первичном контуре промежуточный теплоноситель нагревается в ядер ном реакторе и поступает в парогенератор ПГ, отдавая теплоту рабочему телу (воде) энергетического контура, после чего насосом Н2 возвращается в реактор. [c.128]

При высоких температурах газа в первом контуре целесообразнее использовать цикл с газоохлаждаемым реактором с перегревом пара и промежуточным перегревом пара (рис. 4.31, <3).. При закритических начальных параметрах пара КПД АПТУ может достигать [c.215]

Теплоносителем первого и второго контуров в трехконтурной АПТУ (см. рис. 4.30, б) с начальным и промежуточным перегревом (см. рис. 4.31, е) обычно является натрий. АПТУ по такому циклу наиболее применимы для АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. Теплоносителями третьего контура служат вода и пар. Теплообмен между теплоносителями контуров осуществляется последовательно в промежуточном (натрий — натрий) теплообменнике и в парогенераторе (натрий — вода). [c.215]

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]

Принципиальная схема такого комплекса представлена на рис. 13.7. Теплота, полученная в реакторе /, подводится через промежуточный контур с теплообменником 11 к газификатору 2 и котлу 1 о турбины 9. Газифицируют угол1з водяным паром, подаваемым из отбора турбины. Предварительный подогрев угля I и водяного пара происходит в регенераторе 3. После охлаждения и очистки продуктов газификации в системе 5 горючие газы (Н2, СО, СН4) направляются компрессором 4 к метана-тору 6 в месте потребления. Метани-рование может осуществляться при температуре, целесообразной для обеспечения нужд бытовых и технологических тепловых потребителей. Подог]ревают исходные продукты реакцией метанооб-разования в регенераторе 8. Полученный метан после охлаждения и очистки в системе 7 направляется к потребителям. [c.403]

I — ядерный реактор 2 — газификатор 3 и 8 — регенераторы 4 — компрессор 5 и 7 — системы очистки газов 6 — реактор-метанатор 9 —турбина /0-котел II — теплообменник промежуточного контура /2 — насос I — уголь [c.403]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...