Реакторы воды для получения НСЮ

Хорошо известными примерами использования ядерных реакторов для получения энергии являются первая атомная электростанция, пущенная в СССР в 1954 г., и первый атомный ледокол Ленин , спущенный на воду в 1957 г. Ядерные силовые установки используются для приведения в движение подводных лодок. Возможно, в будущем ядерная энергия будет использоваться также для полетов в атмосфере и космическом пространстве. [c.388]

Вертикальный парогенератор [65]. Парогенератор (рис. 58) предназначен для получения пара нижней ступени давления охлаждением циркулирующей через реактор воды. Пар верхней ступени давления производится непосредственно в кипящем реакторе, в парогенераторе осуществляется вторая ступень испарения. Через трубу 6 в него поступает вода продувки реактора. Парогенератор этой конструкции может быть использован и в обычной двухконтурной схеме. [c.50]

Краткое описание. Разработана схема ТЭС с паровыми котлами, имеющими двухкамерные топки первая - для сжигания угля с образованием восстановительной среды, вторая - для дожигания угля. В предтопке или реакторе предусматривается взаимодействие шлакового расплава с углеродом для образования расплава металлов, в специальном металлургическом блоке - восстановление металлических сплавов в водородном реакторе - образование водорода при взаимодействии расплавов металлов со щелочной водой. Полученный водород используется в энергоблоке для выработки электроэнергии, а продукты сгорания водорода - в газотурбинной установке. Главным недостатком этой схемы ТЭС является применение высокотемпературных металлических расплавов. [c.204]

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]

Ядерные химико-электрические ПЭ. Имеется две возможности получить электроэнергию 1) использование тепла ядерного реактора для регенерации топлива, прореагировавшего в топливном элементе (ТЭ), 2) использование ядерной энергии для образования химических реагентов (например, радиолизом воды — водорода и кислорода) и последних — для прямого получения электрического тока в ТЭ. [c.148]

Сколько UOj должно быть в реакторе, охлаждаемом водой под давлением, при потоке нейтронов 10 см-2 ддя получения удельной мощности (тепл.), равной 35 МВт/м- Предположим, что общий объем топлива равен 800 м . [c.208]

В термоядерных реакторах вместо дорогостоящих урана и плутония в качестве топлива используются тяжелые изотопы водорода — дейтерий и тритий. Дейтерий сравнительно дешевым способом может быть получен из воды. Тритий получается искусственным путем. [c.319]

В — при 400°С при пиролизе уксусной кислоты в присутствии двуокиси углерода и воды. И — реакторы из углеродистой стали для каталитического получения ацетона. [c.228]

На рис. 5.11 приведены также результаты работы [159] по исследованию скорости окисления графита во влажной среде без облучения (Ga = 420 см мин, выгорание 5%, содержание паров воды в гелии 460 vpm , образец шарообразной формы диаметром 2,54 см, масса 15 г). Скорости окисления, полученные в работе [159], были пересчитаны применительно к условиям эксперимента в канале реактора МР с учетом различий в удельной поверхности образцов, расходе газа, концентрации паров воды и степени потери массы. [c.221]

В связи с этим активность теплоносителя рассматривается как ориентир, по которому можно судить о скорости образования активности и об уровнях радиоактивной загрязненности станции именно с этих позиций. Ниже рассматриваются данные, полученные на кипящих реакторах и реакторах с водой под давлением. [c.303]

Статистика показывает, что на реакторы с водным теплоносителем падает около 80% мощностей всех АЭС мира, причем корпусные реакторы с водой под давлением преобладают над реакторами с кипящей водой. Такое распространение реакторов типа ВВЭР обусловлено их определенными преимуществами, особенно на данной стадии развития энергетики, когда ставится задача получения наибольшей глубины выгорания ядерного топлива. АЭС с реакторами ВВЭР играют основную роль и в развитии атомной энергетики СССР. [c.90]

Питательная вода при температуре 185° С поступает через три штуцера в корпусе реактора в раздающие коллекторы, откуда по опускным участкам она направляется вниз, а затем по винтовому змеевику трубного пакета наверх, где испаряется и полученный пар перегревается. Перегретый пар при давлении 31 ата и температуре 273° С выходит из парогенератора через три штуцера, установленных на корпусе реактора. [c.67]

В связи с возрастающими требованиями к надежности элементов оборудования ЯЭС и в первую очередь к активным зонам энергетических реакторов в СССР и за рубежом опубликован ряд работ, посвященных исследованию кризиса теплообмена при вынужденном течении воды в трубах. В 1976 г. были опубликованы табличные данные для расчета кризиса теплоотдачи при кипении воды в равномерно обогреваемых круглых трубах [51]. В таблицах приведены тщательно выверенные и согласованные экспериментальные данные о критических тепловых нагрузках и граничном паросодержании, полученные при кипении воды в технически гладких трубах диаметром 8 мм при относительной длине канала Ijd > 20, давлении от 3 до 20 МПа, массовой скорости от 0,5 до 5,0 кг/(м - с), недогреве от О до 75 К и шаге изменения относительной энтальпии 0,05. [c.78]

Регулирование pH воды первичного контура для предотвращения коррозии алюминиевых оболочек тепловыделяющих элементов (при повышении pH вследствие образования аммиака — продукта радиохимической реакции азота воздуха с водородом — продуктом радиолиза воды). Такое регулирование с получением pH до 5,5—6,5 успешно применялось при испытаниях опытного реактора кипящего типа в США. [c.235]

Графики распределения концентраций GOj и О2, характеризующие горение керосина в потоке воздуха при наличии керамической решетки, показывают, что ввод распыленной воды не оказывает заметного влияния на развитие и протекание процесса горения. Сравнение данных о распределении концентраций и СО по длине реактора, полученных при отсутствии керамической решетки и при наличии ее, показывает, что существенной разницы между этими графиками не наблюдается. Поскольку полнота горения и длина зоны горения не меняются, совмещение зоны испарения с зоной горения в общем реакционном объеме вполне возможно. Однако отсутствие керамической решетки привело к снижению температуры в зоне горения. Температура в сечении II в центре потока (Т а) изменялась от 1730 до 1800° К (при ав = 1Д1), а температура у стенки топки (Т б) колебалась в пределах 830—980° К, т. е. примерно в два раза ниже, чем в опытах с керамической решеткой. Таким образом, средняя температура в топке в сечении II Га = 1600° К, т. е. на 300° ниже средней температуры, полученной при наличии керамической решетки. [c.171]

Предварительный анализ полученных данных показал, что температура тепло-передающей стенки рубашки с изменением давления (при постоянном расходе воздуха и постоянном критерии Рейнольдса) в пределах 20—75 ати изменяется не столь существенно ( на 50°). Однако температура воздушной рубашки при указанных условиях заметно меняется от расхода топлива и расхода воды, впрыскиваемой в реактор. В тоже время температура воздуха на входе в реактор колебалась в пределах 450—670° К. [c.209]

В реактор, нагретый до температуры 80—85° С, закачивается смесь кислой и щелочной воды от промывки кубовых остатков, затем подается концентрированная аммиачная вода и, наконец, кислые смолы сульфатного, бензольно-нафталинового и бензольно-ректификационного цехов. После растворения смол реакция среды должна быть pH = 8,5-ч-8,8. Далее в реактор вводится смесь масел. Отношение масел к смолам 1,8 1. Полученная смесь диспергируется, проходя через диафрагму, установленную на обводной линии парового насоса. Готовая эмульсия перекачивается в хранилище и подается на смачивание угольной шихты, приготовленной для коксования. Количество эмульсии, добавляемой к шихте, при полной утилизации отходов составляет 0,52%, а выработка кокса увеличивается на 2,5%. [c.263]

В качестве примера практического использования полученных результатов рассмотрим расчет системы охлаждения ядерного реактора. Изменение плотности теплового потока на стенке q"d по длине канала х задано. Обычно q"o максимальна в середине канала и минимальна на входе и выходе. Когда в качестве теплоносителя используется жидкий металл, при расчете температуры стенки канала могут быть допущены существенные ошибки, если не использовать теоретического уравнения для температуры стенки (8-48), учитывающего изменение плотности теплового потока по длине канала. С другой стороны, если теплоносителем является газ или вода под давлением, то аксиальное изменение плотности теплового потока на стенке влияет на теплоотдачу очень слабо, и для расчета местной разности температур стенки и жидкости можно пользоваться числом Нуссельта для постоянной плотности теплового потока на стенке. (Естественно, что разность температур должна определяться по местной плотности теплового потока, даже если последняя изменяется по длине трубы.) [c.234]

Реактор для получения этиленбисдитиокарбамата аммония (снабжен мешалкой и рубащкой для обогрева) На входе в аппарат этилендиамин. .... сероуглерод. ..... аммиак......... эмульгатор. ...... вода........... 6,8 17,0 3.7 0,05 72,5 [c.256]

В настоящее время основу атомной энергетики стран СНГ составляют АЭС с реакторами, в которых тепло, выделяемое в результате деления ядер урана-235, отводится теплоносителем - водой. Теплоноситель находится под высоким давлением, что предотвращает его кипение, резко ухудшающее передачу тепла. Одновременно вода является замедлителем нейтронов, уменьшающим их энергию, что необходимо для протекания ядерной реакции деления урана. Поскольку вода является и замедлителем и теплоносителем, подобные реакторы носят название водо-водяных. Вода под давлением поступает в корпус реактора, прокачивается через активную зону, где находится ядерное топливо, и подогретая, через выходные патрубки и соединенные с ними трубопроводы подается в теплообменник, откуда полученная энергия поступает на турбину или к другому потребителю тепла. В реакторах типа ВВЭР (водоводяной энергетический реактор) вода заполняет корпус реактора (рис. 1.1), который воспринимает на себя ее давление, составляющее около 160 атм. [c.15]

Эксплуатация реакторов-размножителей на быстрых нейтронах сопряжена со значительными трудностями, связанными главным образом с исключительно высокой плотностью энерговыделения и с трудностью регулирования, возникающей в связи с тем, что регулирующие стержни слабо поглощают быстрые нейтроны. Высказывались мнения, что строительство промышленных энергетических установок на быстрых нейтронах вообще нереально. Сейчас, однако, доказано, что энергетика на быстрых нейтронах столь же реальна, как и на медленных. В США с 1962 г. эксплуатировался энергетический реактор на быстрых нейтронах Энрико Ферми с электрической мощностью 60 МВт. В te P первый экспериментальный реактор БР-2 на быстрых нейтронах был создан в 1956 г. в Обнинске. На Шевченковской АЭС с 1972 г. работает энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350. Его тепловая мощность 650 МВт, электрическая — до 120 МВт. Он используется для получения пресной воды из Каспийского моря и вырабатывает до 80000 тонн пресной воды в сутки. В Мелекесе работает реактор на быстрых нейтронах БОР-60 мощностью 60 МВт. На Белоярской АЭС сооружается реактор БН-бОО с электрической мощностью 600 МВт. Ведутся разработки быстрого реактора БН-1690, который в будущем должен стать основой серийных блоков АЭС. За рубежом работают два энергетических реактора на быстрых нейтронах, один в Англии, а другой — во Франции. [c.588]

Корпусный реактор ВВЭР с водным (некипящим) теплоносителем и замедф-телем предназначен для получения нагретой воды с давлением примерно до 16 МПа, температурой до 600 К. Давление теплоносителя воспринимают корпус 9 (рис. 9.9) и съемная крышка 1 корпуса. В верхней части корпуса находятся патрубки входа б и выхода 4 [c.344]

Столь низкие значения коэффициентов выноса необходимы для получения пара высокой чистоты из жидкости, сильно загрязненной малолетучими в данных условиях примесями, что нередко требуется в процессах опреснения морской воды или в испарителях низкогО давления, служащих для цолучеияя высокочистого дистиллята. В мощных котлоагрегатах высокого давления или кипящих реакторах атомных электростанций пар получают из воды высокой чистоты и можно допускать значения коэффициентов уноса порядка 10- —10- . [c.283]

Проектные решения, принимавшиеся для первой очереди строительства Ново-Воронежской АЭС, выбирались с некоторой осторожностью и с дополнительными запасами прочности, так как проектировщики не располагали еще достаточным опытом строительства крупных промышленных атомных электростанций. При сооружении первого блока станции предусматривалась экспериментальная проверка действия водо-водяного энергетического реактора большой мощности в эксплуатационных условиях. Применительно к полученным опытным данным и с учетом выявленных в ходе эксплуатации недостатков на строительстве второго блока той же АЭС сооружается более совершенный по конструкции и более мощный водо-водяной реактор. Сохранив для него те же размеры корпуса, какие были приняты для реактора первого блока, проектировщики увеличили давление циркулирующей в нем воды до 120 атм и довели число тепловыделяющих элементов до 127 в каждой кассете, предусмотрев получение полезной электрической мощности в 365 тыс. квт . [c.178]

Современные процессы основаны на том, что уголь или нафта подвергаются перегонке в присутствии либо воздуха, либо водяного пара и кислорода. При газификации угля на воздушном дутье образуется газ, обладающий относительно низкой теплотой сгорания, поэтому такой газ целесообразно использовать только на электростанциях, расположенных на месте его производства. (Один из недостатков воздушного дутья — наличие в воздухе азота, что приводит к образованию большого количества окислов азота.) В процессе с парокислородным дутьем (О2+Н2О) образуется газ несколько более высокого качества, который можно подвергать дальнейшей переработке для получения метана с высокой теплотой сгорания. Этот синтез-газ (иногда его называют также генераторным газом) содержит высокий процент окиси углерода СО и азота N2. Если в синтез-газе соотношение водорода н окиси углерода будет существенно отличаться от 3 I (что требуется для преобразования его в метан), понадобится дальнейшая переработка. Часть СО преобразуется в СО , прореагировав с водой в реакторе, где происходит конверсия водяного газа при этом высвобождается еще больше водорода, СО2 и примеси серы удаляются, а оставшийся газ, состоящий в основном из Н2, СО, СН4 и Н2О, проходит стадию каталитической метанизацин, на которой СО и Но, вступая в реакцию, образуют метан СН . Конверсия водяного газа и каталитическая -метанизацня являются экзотермическими реакциями с выделением большого количества теплоты. Необходимо обеспечить значительный п эффективный отвод этой теплоты, [c.116]

В — при 60—70°С в смеси едкого натра с нитробензолом, водой, нефтью, железным порошком. И — реакторы из чугуна для получения гидразобензола. [c.335]

Специфической особенностью утилизации тепловых ВЭР нефтехимического производства, образующихся в виде тепла продукционных потоков, является то, что затраты на охлаждение этих потоков относятся на основное производство независимо от того, используется это тепло или нет. Так, охлаждение пирогаза в производстве этилена, контактного газа в производстве мономеров для синтетических каучуков, парогазовой смеси реакторов прямой гидратации синтетического спирта и т. п. диктуется технологическими условиями. В большинстве случаев охлаждение этих потоков в котлах-утилизаторах с выработкой насыщенного пара давлением 0,5—1,5 МПа экономически более целесообразно, чем охлаждение их проточной или оборотной водой, даже без учета использования вырабатываемого при этом пара. Для таких производств затраты на получение утилизационного пара принимаются равными нулю, так как затраты на сооружение и обслуживание котлов-утилизаторов, выполняющих роль охладителей продуктовых потоков, относятся на основное производство. [c.294]

Выделяемое при первом же взрыве тепло вполне достаточно для того, чтобы образовался ионизированный слой раскаленного газа, или плазмы, которая распространяется по цилиндру вслед за ударной волной. В таком газе орбитальные электроны отделяются от своих исходных атомов, и присутствие этих свободных электронов делает ионизированный газ (то есть плазму) электропроводящим Ч Колеблясь вместе с ионизированным газом вдоль цилиндра, волна свободных электронов создает переменный электрический ток, и, таким образом, ядерная энергия в реакторе- бомбе непосредственно превращается в электрическую (без обременительного процесса кипячения воды, необходимого для получения пара и приведения в движение турбогенератора). Конечно, мы еще должны найти способ извлекать эуу электроэнергию из реактора- бомбы , прежде чем сможем использовать его на практике. В принципе для этого можно установить соответствующие катушки-токосниматели (как показано на рис. 21) переменный электрический ток, текущий внутри реактора, будет индуцировать электрический ток в таких катушках подобно тому, как первичная обмотка трансформатора индуцирует токи во вторичной обмотке. Однако на практике токоснимающие катушки очень сложно установить настолько близко к реактору, чтобы такая индуктивная связь была достаточно эффективной. Из этого затруднительного положения можно выйти, пропустив токоснимающие электроды сквозь стенки цилиндра, однако и в этом случае весьма трудно найти такой материал для электродов, который выдержал бы громадные рабочие температуры внутри реактора (около 3500° С у внутренней поверхности цилиндра и вдвое большая — в критической зоне). [c.70]

Пороговый характер выгорания графита по высоте колонны. (см. рис. 5.15), определенный на основании расчета по скорости окисления графита во влажной среде, подтверждается экспериментальными фактами, полученными при обследовании графитовой кладки. В процессе эксплуатации реактора в газовом потоке, проходящем через кладку, присутствуют пары воды. При температуре графита ниже порога зажигания реакции окисления графита в парах воды наблюдается монотонное снижение диаметра ячейки по высоте. В случае 7 обЛ> 800° с увеличение диаметра отверстия графитовых блоков в активной зоне реактора происходит скачками. Визуальные наблюдения позволили установить, что увеличение диаметра вызвано сильным обгора-нием, а не разрушением или выкрашиванием графита в этом районе кладки. [c.221]

Двукратное превышение расчетного давления над экспериментально полученным объясняется завышенным расходом истекающего из реактора теплоносителя, рассчитанного по гидравлической модели с использованием коэффициента расхода, равного 0,61, и плотности насыщенной жидкости. При этом допускалось, что имеет место полное разделение фаз и течет только вода. Давление в реакторе при истечении принималось постоянным. Кроме того, при сопоставлении расчетной модели было принято, что процесс истечения теплоносителя в оболочку (сухой колодец) квазистабилен, что вся масса пароводяной смеси и воздуха проходит через перепускной патрубок в камеру снижения давления и воды в сухом колодце не остается. Смесь при этом принималась однородной и находящейся в термодинамическом равновесии как в сухом колодце, так и в любой точке вдоль пути перепуска. [c.102]

Слаборастворимые окислы металлов или основания. Насыщенные растворы окислов продуктов коррозии составляют другую группу разбавленных растворов, особенно важных в технологии водного реактора. Равновесную концентрацию металлов при коррозии Ni — Сг — Fe сплава 600 определил Джонс [7]. Его результаты, обработанные Ченгом [8], приведены в табл. 3.3. Опыты проводились в электрополированном автоклаве из сплава инколой-600, который предварительно был выдержан в течение 1500 ч при 288° С с водой при начальных условиях, показанных в левой колонке табл. 3.3. Для получения данных при других температурах автоклав выдерживался до равновесия при заданной температуре в течение одного дня. Для того-чтобы определить влияние кратковременных изменений в химии воды после предварительной выдержки в течение 1500 ч при [c.41]

Реакторы с тяжеловодным замедлителем. Накопленный опыт различных реакторов, использующих тяжелую воду в качестве замедлителя, показывает, что радиолиз замедлителя легко контролируется [14, 23, 24]. Существенным требованием для получения низких скоростей радиолиза является поддержание высокой степени чистоты воды путем непрерывной деминерализации (удельная проводимость менее чем 1 мкмо). Системы, замедления с присоединенными газовыми объемами (защитный газ) представляют собой особую проблему. Гремучая смесь радиолитического газа может накапливаться в защитном газе. Чтобы избежать этого, защитный газ пропускается через катализатор, превращающий радиолитический газ обратно в DjO. Тогда скорость радиолиза фактически увеличивается до скорости переноса газа из замедлителя в защитный газ. Альтернативный метод добавления дейтерия в защитный газ для подавления радиолиза не применяется из-за экономических соображений. Использование водорода для этих целей технически осуществимо. Это будет вызывать, однако, деградацию тяжелой воды и может быть применено в долговременных [c.87]

Корпуса и трубы. Корпуса ядерных реакторов и компенсаторов объема изготавливаются из углеродистой стали (А-302В) с наплавкой из нержавеющей стали. Трубы реакторов PWR обычно изготавливаются из стали типа 316 SS для всей установки (полученные отливкой или прокаткой) или из углеродистой стали, плакированной нержавеющей сталью. Углеродистая сталь также обычно применяется для паропроводов в BWR. Трубопроводы питательной воды могут быть изготовлены как из нержавеющей, так и из углеродистой стали. [c.227]

АЭС других типов. Радиоактивная загрязненность небольших реакторов с водой под давлением с твэлами из нержавеющей стали, таких, как американские реакторы SM-1 и РМ-2, исследовались довольно подробно [22—24]. Полученная на них информация не всегда применима к большим энергетическим реакторам, но она содержит представляющие интерес общие закономерности. Характерным выводом этих экспериментов являются более высокие скорости коррозии и скорости накопления отложений в реакторах по сравнению с аналогичными данными, полученными на внереакторных испытаниях. На входе в сборку топливных элементов пластинчатого типа наблюдались отложения продуктов коррозии, склонные к отслоению. При запуске после коротких остановок происходил скачкообразный рост концентрации шлама в воде. Рост сопровождался увеличением удельной активности шлама, что свидетельствовало о смыве отложений из активной зоны. [c.302]

Несмотря на успехи в освоении натриевой технологии, строительство и получение первого опыта работы демонстрационных АЭС с быстрым реактором на натрии во Франции ( Феникс ), в СССР (БН-350) и в Англии (РРК) и принятие решения о строительстве во Франции коммерческой АЭС с натриевым бридером Суперфеникс мощностью 1200 МВт (эл.), считается, что на доработку важнейших проблем натриевой технологии потребуется еще около 10 лет [1.8]. Выявленные трудности в освоении парогенератора натрий—вода, и в частности временная остановка в конце 1976 г. демонстрационной АЭС Феникс во Франции из-за выхода из строя парогенераторов, свидетельствуют о сложности и ненадежности трехконтурной схемы преобразования тепла натриевых быстрых реакторов. [c.15]

Металлический натрий используется как катализатор, а также энергичный восстановитель в ряде химических процессов, для приготовления перекиси натрия, как источник искусственного освещения. В последнее время находит применение в качестве теплоносителя в атомных реакторах. Перекись натрия NajOj образуется при сгорании металлического натрия в избытке воздуха или кислорода. Чистая или содержащая различные добавки перекись натрия (техническое название оксилит) используется для получения кислорода при взаимодействии рре-ларата с водой. Перекись наРрия используется также для очистки воздуха от [c.370]

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]

Выну/кденная конвекция кипящей воды в вертикальных каналах широко используется для охлаждения ядерных реакторов и других высоконапряженных теплогенерирующих систем. Одним из наиболее важных факторов, ограничивающих теплонапряжен-ность таких систем, является критический тепловой поток. Критические условия характеризуются резким уменьшением теплоотдачи от нагретой поверхности, что может привести к повреждению этой поверхности. До недавнего времени большая часть экспериментальных исследовании, посвященных этой проблеме, была направлена на испытание секций с постоянным но длине тепловым потоком. Следовательно, большое количество имеющихся экспериментальных данных, строго говоря, не может быть непосредственно использована для расчета реакторов, так как распределение теплового потока в реакторах является неравномерным. Кроме того, немногочисленные данные, полученные для случая неравномерного теплового потока, показывают, что критический тепловой поток в подобных условиях может оказаться существенно ниже, чем для постоянного по длине теплового потока, при одинаковых гидродинамических условиях. Таким образом, проведенное экспериментальное и аналитическое исследование [1] было предпринято с целью определения влияния аксиальной неравномерности теплового потока на критический тепловой поток в пароводяных смесях. [c.213]

Гелий используется как теплопередающая среда в высокотемпературных реакторах, а в будущем он, возможно, будет применен в реакторах на быстрых нейтронах. Чистый гелий не реагирует с металлами, однако он может быть загрязнен воздухом, влагой или маслом, а в процессе работы газами, адсорбированными графитом активной зоны или отражателя, и влагой или водой в результате утечки из парогенератора. Примеси реагируют с нагретым графитом, образуя восстановительную атмосферу, в которой преобладает водород и моноокись углерода. Содержание примесей в контуре реактора Dragon , которое, вероятно, ниже, чем в промышленных реакторах, составляет 5-10 % Иг, 15-10 % СО, 5-10 % НгО и 5-10 % СН4. В этих условиях никель и кобальт практически не окисляются железо, молибден и вольфрам находятся почти в равновесии с их окислами в то же время такие металлы, как хром, ниобий и частично алюминий, быстро окисляются, рис. 11.10 [12]. При высокой температуре быстро науглероживаются молибден, хром, ниобий и титан, в то время как большинство других металлов не науглероживается (рис. 11.11). Поскольку концентрация окисляющих и науглероживающих газов мала, то их недостаточно для получения сплошной окисной пленки, которая могла бы полностью защитить металл от взаимодействия. Следовательно, существует возможность развития коррозии или науглероживания на отдельных участках, в частности, по границам зерен. [c.154]

Полученные формулы для Хпер можно использовать для исследования возможности появления пульсаций в некипящей воде докритического давления, например в реакторах ВВЭР. В последнем случае целесообразно [c.266]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...