Ядерпый реактор

В последнее десятилетие как в Советском Союзе, так и за рубежом проблеме создания высокотемпературных газоохлаждаемых ядерпых реакторов уделяется большое внимание. [c.63]

Таблица 2.2. Конструкционные материалы, используемые в качестве оболочек твэлов ядерпых реакторов

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

Теплоносители. Для активного теплообмена в ядерпых реакторах применяют металлические теплоносители, имеющие более высокую теплопроводность, чем вода или газы. В качестве теплоносителей следует применять металлы с низкой температурой плавления. В зависимости от принципа действия реактора в качестве теплоносителя мои>но применять висмут (и его сплавы) или натрий. [c.414]

Приведенные в таблице данные, крайне важные при проектировании ядерпых реакторов, объясняют, почему некоторые элементы применяются для этих целей. Как правило, конструкционные материалы, предназначаемые для ядерных реакторов, не должны сильно поглощать нейтроны, так как [c.43]

Преимущества атомных (правильнее было бы ядерпых ) электростанций по сравнению со всеми другими заключаются главным образом в независимости от источников топлива и отсутствии таких собственных нужд, как очистные сооружения, площади для сбора золы, шлака и т. д. Немаловажное значение имеет огромная единичная мощность атомных реакторов — [c.161]

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

Подкритические сборки (их часто называют также нейтронными раз-, множителями) по общему устройству близки к ядерпым реакторам. Однако в них самоподдерживающийся процесс [c.337]

Результаты экспериментов [57, 58] подтвердили техническую возможность осуществления процесса метапирования при уровне температур, достаточном для промышленного п коммунально-бытового теплоснабжения. Реально достижимая температура в метанаторных установках в настоящее время составляет около 650°С. В данной системе метан может многократно циркулировать в замкнутом цикле химических реакций и, по существу, является только агентом, переносящим тепло от ядерпого реактора к потребителям. Расстояние транспортировки в таких системах технически не ограничено и должно выбираться на основании технико-экономических расчетов. [c.130]

Материалы Комиссии по атомной энергии США. Ядерпые реакторы, т. П.— Техника ядерных реакторов. ИЛ, 1956. [c.91]

При проведении опытов предпочтение было отдано выделенному из смеси изомеров же/па-терфепилу со степенью чистоты до 95%, а не имеющемуся в продаже терфенилу, который предполагается использовать в ядерпых реакторах (он представляет собой смесь трех изомеров). При исследовании процесса охлаждения с помощью имеющегося в продаже терфенила неизбежны трудности, связанные с довольно заметным различием в давлении паров трех изомеров. Использовавшееся оборудование было спроектировано специально для проведения опытов с веществом, содержащим известное количество растворенного газа, при недогреве теплоносителя. [c.110]

Нейтроны образуются в ядерных реакциях обычно с анергией >1 МэВ. 3. н. является способом трансформации их в тепловые, к-рые используются в ядерной энергетике (см. Ядерпый реактор) при исследовапии кон-денсир. сред (см. Нейтронография) и др. [c.45]

За последние годы проявляется большой интерес к использованию металлического гафния в качестве материала для регулирую1дих стержней ядерпых реакторов. Это оказалось возможным в значительной степени потому, что он стал несколько более доступным металлом, так как является побочным продуктом, получаемым при производстве реакторных сортов металлического циркония. Высокое сечение захвата тепловых нейтронов, хорошая коррозионная стойкость и механическая прочность делают гафний ценным материалом для применения в органах регулирования ядерных реакторов с водяным охлаждением. [c.177]

Несмотря на то что поперечное сечение захвата тепловых нейтронов у тантала слишком велико, чтобы его можно было использовать для внутренних частей (или вблизи них) ядерпых реакторов большинства типов, он может быть использован в реакторах на быстрых нейтронах. Нацболыпип интерес, однако, представляет применение тантала в теплообменниках с жидкими металлами, например натрием или сплавами натрий — калий, при высоких температурах и в контейнерах для таких жидкометаллических систем, как сплав висмут—уран [24, 25]. [c.741]

Можно считать, что и другие углеводороды с малым молекулярным весом будут реагировать аналогично. Тяжелые углеводороды при подходящих температ> рах могут отдать часть своего водорода металлу, образуя гидрид. Так, декалин и тетралин образуют при 210 — 270° иИз 1751. Затем гидрид может прореагировать с углеводородом, образуя монокарбид урана и выделяя водород. Такой цикл реакции, начинающийся с разложения углеводорода, представляет интерес в связи с не пользованием многоядерных ароматических yj-леводородов (дифенил, трифенил) как охладителей для ядерпых реакторов. Предполагается, что повреждение оболочки не приводит к сильному коррозионному разрушению [13, ИЗ, 135]. [c.843]

Ингибитор коррозии нержавеющей стали в кипящей HNO3 с примесью ионов Сг " (продукты обработки тепловыделяющих элементов ядерпых реакторов) [994]. [c.76]

Ниже приводятся данные по изменению некоторых свойств пластических масс после облучения в ядерпом реакторе. Так, при интегральной плотности потока 10 нейтр/см полиметилметакрилат, политетрафторэтилен, производные целлюлозы (нитро- и этилцеллюлоза, ацетат, ацетобутират, пропионат), казеиновые пластмассы снижают предел прочности при растяжении и ударную вязкость вдвое также ведут себя фенопласты, ненаполненные при 10 нейтр/см . [c.458]

НЕЙТРОННЫЕ ИСТОЧНИКИ. Методы получения нейтронов можно объединить в 3 основные группы 1) посредством реакций (а, п) и (у, п) с использованием естеств. и искусств, радиоактивных изотопов 2) при помощи ускорителей заряженных частпц в реакциях 1а, п), (р, п), (d, п), (t, п), а такжо во вторичной реакции (у, и) 3) в ядерпых реакторах. Нейтроны получаются также при спонтанном долении тяжелых ядер и в космич. лучах, но оба эти способа практически не применяются. [c.393]

Физиче( 1 ая тео]ни1 ядерных ])еаь Торон, нер. с аигл., М., 1У И 2) Д о в и с и и Ь., Теория переноса нейтроиов, иер. с англ.. М., 1У0и с ) Тео[<ия и методы расчёта ядерпых реакторов, под ред. Г. И. Марчука, М., 19 2. [c.405]

В качестве источников излучения в Р. х. применяются ускорители (преимущественно электронные), рентгеповские установки, ядерные реакторы, искусственные радиоактивные изотопы и отработанные тепловыделяющие элементы ядерпых реакторов. Наиболее распространены источники из радиоактивного (-о " (Ю —10 г-экв, с макс. мощностью дозы неск. тыс. рентген сек) и электронные ускорители с током [c.265]

Из нержавеющих сталей 347 с присадкой гадолиния изготовляют упра вляющие стержни для ядерпых реакторов [3]. Вводить гадолииин в черные сплавы без сегрегации удается в количестве до 30 о. Сплавы титана с 20 гадолиния имеют гомогенную природу. Сплавы циркония с диспрозием, эрбием и самарием (циркаллои) изготовляют более нли менее обычньган способами горячей н холодной обработки давлением. Попытки легировать-эти сплавы европием оказались малоуспешными из-за его большой летучести. [c.611]

Схемы ядерпо-технологических комплексов. На базе ядерного реактора могут быть созданы энерготехнологические комплексы по производству, например, водорода, аммиака, синтез-газа, метанола, а также энергоснабжения предприятий. [c.400]

В реакторах одних типов теплоиоситель должен содержать в растворенном состоянии ядерпое топливо — уран, поэтому должен быть выбран металл с низкой температурой плавления (практически не выше 500 С), способный растворять уран. [c.414]

Кинетика реактора. Конструкцию ракетного ядерного реактора с точки зрения его ядерпо-физических свойств можно в основном определить на основе нейтронных расчетов в стационарных условиях его работы. Однако допустимые условия устойчивой работы реактора и переходные режимы во время пуска, остановки или изменения мощности реактора могут быть рассчитаны только при исследовании его кинетики. В случае ракетных ядерных реакторов иметь сведения о кинетических характеристиках реактора так же важно, как располагать данными о его критичности, так как рабочие значения плотности мощности так велики, что небольшие отклонения нейтронного баланса от проектных условий могут привести к полному разрушению такого реактора в течение долей секунды. Как правило, точное исследование переходного режима работы реального сложного реактора в конечном счете так же сложно, как и точный расчет его стационарного режима однако погрешности знания многих инженерных параметров в переходном процессе работы реактора (скорости нарастания температуры, скорости деформации конструкции и т. д.) так велики (в пределах 20%), что нет смысла проводить детальные исследования. В этом случае, как и при статических расчетах, много может быть сделано при помощи приближенных методов. [c.524]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...