Реактор ядерный — Схема

Реактор ядерный — Схема 1 кн. 313 Режим бегущей волны 1 кн. 195 Реверберационный метод — Аппаратура [c.322]

Тепловыделяющие элементы ). Из рассмотрения кривых на рис. 15.8 видно, что для получения высоких характеристик рабочего тела требуется нагрев газа в активной зоне реактора до высоких температур. Так как газ нагревается расщепляющимся горючим, то очевидно, что тепловыделяющие материалы должны работать при температурах выше максимальной температуры газа в системе. Для эффективного использования твердых тепловыделяющих элементов в ядерном реакторе теплообменного типа, схема которого приведена на рис. 15.10, рабочая температура должна поддерживаться близкой к точке плавления лучших температуростойких материалов. [c.514]

Рис. 12-4. Схема атомного реактора с гравитационным слоем ядерного горючего [Л. 296].

Рис. 6.14. Схема устройства термопары вольфрам-рений, предназначенной для работы в ядерных реакторах при высоких температурах [29].

На рис. 131 приведена схема измерений при помощи метода дифракции медленных нейтронов от кристалла Р— Рис. 131. ядерный реактор, из которого [c.342]

Схема опыта изображена на рис. 168. Тепловые нейтроны Пкт , выходящие из канала ядерного реактора, попадали на небольшой образец О, изготовленный из [c.394]

Схема ядерной энергетической установки. Процесс преобразования энергии в ядерной энергетической установке (рис. 18.34) состоит в следующем в ядерном реакторе 1 в результате деления ядер расщепляющихся элементов (атомного горючего) выделяется количество теплоты Q при некоторой температуре 1р. Из реактора эта теплота отводится потоком теплоносителя в парогенератор 2 и передается там рабочему телу термодинамического цикла. Этот цикл аналогичен циклу обычной паросиловой установки (то обстоятельство, что пар образуется в парогенераторе, а не в паровом котле с огневым нагревом, не является существенным). Теоретический цикл паросиловой ядерной энергетической установки изображен на рис. 18.35, а линия аЬ представляет собой линию охлаждения первичного теплоносителя при передаче теплоты [c.591]

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]

Одноконтурная схема атомной электростанции показана на рис. 7.14, а. Вода, проходя через ядерный реактор ЯР, нагревается н испаряется. Образовавшийся пар поступает в паровую турбину ПТ, а затем в конденсатор К, где конденсируется за счет отвода [c.127]

Газотурбинная установка (ГТУ) открытого цикла, одна из схем которой показана на рис. 4.1, в общем случае состоит из компрессора (или компрессоров) I, сжимающего рабочее тело — воздух или газ — и потребляющего мощность нагревателя — камеры (или камер) сгорания 6, в которую насосом 3 подается органическое топливо, либо воздушного котла (в ГТУ замкнутого цикла на органическом топливе), либо ядерного реактора (в атомных замкнутых ГТУ) газовой турбины (или турбин) 4, в которой расширяется газ, производя работу [c.178]

Схема установки с ядерным реактором для комбинированной выработки тепловой и электрической энер ии [c.389]

Принципиальная схема нефтеперерабатывающего комплекса с ядерным реактором [c.402]

Принципиальная схема теплоаккумулирующей части такой системы (рис. 13.9) включает паровую каталитическую конверсию метана, осуществляемую за счет подвода теплоты высокотемпературного ядерного реактора с гелиевым теплоносителем производство технологического пара, необходимого для осуществления процесса конверсии предварительный подогрев газовой и парогазовой смеси, поступающих на конверсию охлаждение полученного газа и конденсацию избытка водяного пара. [c.404]

На рис. 36-1 показана принципиальная схема ядерного реактора работающего на медленных нейтронах. Стержни 1 из расщепляющегося вещества (ядерного топлива) окружены для уменьшения скорости движения нейтронов замедлителем 2. В качестве замедлителя применяют природную или тяжелую воду для этой цели могут быть использованы легкие металлы (бериллий), графит, углеводороды. [c.465]

Рис. 36-1. Принципиальная схема ядерного реактора, работающего на медленных нейтронах

Схема одноконтурной АГТУ подобна изображенной на рис. 6.11, только нагреватель, работающий на органическом топливе, заменен ядерным реактором. На рис. 6.13 дана упрощенная схема двухконтурной замкнутой АГТУ, в которой рабочее тело получает теплоту не в самом реакторе, а в теплообменнике от промежуточного теплоносителя. [c.204]

Рис. 47. Схема малогабаритного ядерного реактора типа ИИН-ЗМ

В ходе ее проектирования и строительства возникало множество трудностей. Известные в то время ядерные реакторы действовали при низких температурах теплоносителя (50—100°С) и были непригодны для энергетических целей. Для осуществления приемлемого термодинамического цикла необходимо было повысить нагрев тепловыделяющих элементов (твэлов) и теплоносителя до 250—300° С. Это вызвало в свою очередь коренные изменения в реакторной технологии, необходимость конструирования специальных энергетических реакторов, разработку технически целесообразных и экономически перспективных схем использования тепла, получаемого в активной зоне реакторных установок, выбор и испытание новых конструкционных материалов. Помимо этого многообразного комплекса впервые ставившихся и решавшихся проблем серьезное внимание ученых и проектировщиков привлекла проблема обеспечения радиационной безопасности [c.173]

КОМПЛЕКСНЫЕ СХЕМЫ ЭНЕРГОСНАБЖЕНИЯ НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ С ДАЛЬНИМ ТРАНСПОРТОМ ТЕПЛОТЫ [c.128]

ЦёСсУ на базе ядерных реакторов, процессы и схемы на базе МГД генераторов, совмещенные химико-металлургические процессы и т. п.). [c.196]

Первой в мире АЭС с ядерны> перегревом острого иара являетсг Белоярская атомная станция, на которой применены два типа схем ке полностью двухконтурная и одноконтурная [Л. 83]. В не полностью двухконтурной схеме этой АЭС (рис. 9-7) насыщенный пар производится в парогенераторе за счет тепла первого контура. После парогенератора насыщенный пар под давлением =110 KZ j Afi направляется в пароперегревательный канал, который расположен в паровой части реактора. Ядерный перегрев позволяет получить перегретый пар, который направляется в обычную турбину К-100-90 с начальными параметрами / о = 90 KZ j M и / = 500 С, т. е. турбину без выносного сепаратора и промежуточного перегрева пара. При этом влажность в конце процесса расширения пара в ЦНД не превышает 9%. В результате эксплуатации АЭС с ядерным аере- [c.202]

В ФРГ под руководством профессора Фёрстера в Центре ядерных исследований в Юлихе в 1970 г. была выполнена работа по определению перспектив развития реакторов-размножителей БГР. Были рассмотрены варианты с окисным и карбидным топливом, со стержневыми твэлами с удержанием продуктов деления и вентилируемыми, микротвэлами и определены параметры гелиевого теплоносителя в случае двухконтурной и одноконтурной схем [23] (табл. 1.8). [c.33]

В свою очередь каждую из приведенных групп будем различать по важнейшей характеристике дисперсных потоков — концентрации твердого компонента а) теплообменники типа газовзвесь , б) теплообменники типа флюидный поток , падающий слой , в) теплообменники типа движущийся плотный слой . Естественно, что характеристики теплообменников также зависят от взаимонаправления потоков (прямоточные, противоточные, перекрестные, многоходовые схемы), от особенностей твердого компонента (двухкомпонентные, многофазные и многокомпонентные среды мо-нодисперсные и полидисперсные частицы и т. п.), от назначения теплообменника (низкотемпературные и высокотемпературные воздухоподогреватели, регенераторы ГТУ, пароперегреватели, системы теплоотвода в ядерных реакторах и т. п.), от конструктивных особенностей (с тормозящими элементами, с вибрацией, в циклонных аппаратах) и пр. [c.359]

Проработка подобных схем, проведенная в ОТИЛ, указывает на достижимость компактности установки и возможность генерации пара сверхвысоких параметров, обеспечивающих простую компоновку с современными паротурбогенераторами (типа СКК-300). Обзор разработки ядерных реакторов с диспергированным горючим различных типов содержится в отчете Аргонской Национальной лаборатории [Л. 388]. [c.395]

На рис. 20-6 изображен цикл бельгийской АЭС с огневым иаро-перегревом, за счет которого получена дополнительная пл. 12371. Но применение огневого нароиерегрева не решает центральной задачи — использования самого ядерного горючего. Кроме того, применение двух видов источников теплоты на АЭС вызывает известные неудобства в эксплуатации. Более перспективным является перегрев пара в самом реакторе. Тепловая схема такой установки с водяным теплоносителем разработана для Белоярской АЭС. Водяной пар при давлении 90 бар перегревается в самом реакторе до 500° С, что дает возможность получить высокий к. и. д. (до г [c.322]

Схему образования продуктов деления в ядерном реакторе лучше всего показать на примере захвата тепловых нейтронов яяоом и расщепления последнего [c.171]

Предположим, что имеется задание на разработку защиты реактора водо-водяного типа с корпусом под давлением тепловой мощностью 50 Мет. Схема расположения оборудования показана на рис. 1.1—1.3. Схема ядерной [c.295]

В принципе можно было пытаться решить эту задачу двумя путями искать 94Pu2 в природе или выделять его в качестве продукта, образующегося по схемам (47. 1) и (48.2) в ядерных реакторах. [c.416]

Взаимодействие антинейтрино из ядерного реактора, вблизи которого была расположена установка, с одним из протонов ядер мншени по схеме (83.5) приводит к образованию нейтрона и позитрона. Позитрон вскоре после образования аннигилирует, образуя два Y-кванта (с энергией аннигиляции), которые регистрируются детекторами Д и Д2, включенными в схему совпадений. Нейтрон в результате последовательных столкновений с протонами замедляется, диффундирует и захватывается кадмием, давая несколько Y-квантов (с общей энергией до 10 Мэе), которые также регистрируются детекторами Д1 и Дг- [c.642]

Теоретическая оценка давала для этой реакции сечение о еор 6-10 см (для антинейтрино, вылетающих из реактора), что примерно на 20 порядков ниже сечений, обычно измеряемых в ядерной физике. Эти 20 порядков были выиграны за счет следующих факторов. Во-первых, в качестве источника был использован мощный реактор, дававший поток антинейтрино, равный примерно lOi ча-стиц/см -с. Во-вторых, для регистрации был использован-жидкий сцинтиллятор с колоссальным объемом 5000 литров. В-третьих, вся установка была помещена глубоко под землей и отделена мощной защитой от реактора. В результате фон от космических лучей и от других (не антинейтринных) излучений из реактора был столь низким, что можно было регистрировать очень редкие события. В опыте был использован жидкий сцинтиллятор с высоким содержанием водорода и обогащенный кадмием. На ядрах водорода шла реакция (9.22). Возникающий в этой реакции позитрон аннигилировал с электроном вещества на два Кванта (см. гл. VII, 6), дававших первую вспышку. Нейтрон за несколько микросекунд замедлялся до надтепловых скоростей, после чего захватывался кадмием (см. гл. XI, 3, п. 4). Получившееся ядро, возбужденное при захвате на 9,1 МэВ, испускало каскад 7-квантов, которые давали вторую вспышку. Эти пары вспышек регистрировались схемой запаздывающих совпадений (см. ниже 6, п. 3), что позволяло уверенно отделять нужные события от фоновых излучений. Регистрировались примерно 3 события в час, и проведение всего опыта заняло около полугода. В результате для экспериментального сечения было получено значение сТэксп = = (11 4)- 1(И см , хорошо согласующееся с теоретическим. Это — самое маленькое сечение, измеренное человеком. [c.502]

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

В качестве примера, демонстрирующего особенности использования программного комплекса, остановимся на задаче моделирования динамики системы автоматического регулирования ядер-ной паропроизводящей установки (ЯППУ) малой мощности с реактором интегрального типа. В процессе проектирования системы автоматического регулирования исследовались проблемы расчетного обоснования ядерной безопасности ЯППУ в переходных режимах и в проектных аварийных ситуациях (обесточивание, стоп-вода , стоп-пар , отключение главного циркуляционного насоса и секций парогенератора и др.). Структурная схема моделируемой системы (см. рис. 11 на вклейке) скомпонована с помощью элементов каталога Реакторные блоки , а субмодели Кинетика нейтронов , Система управления , Теплофизические параметры АЗ и т.д., представляющие собой сложные многоуровневые структуры, набраны из каталогов общетехнической библиотеки типовых блоков. Общее число элементов в схеме - более 370, функциональных переменньгх - около 3000. На этом же рисунке размещены окна визуализации поведения физических параметров системы автоматического регулирования в процесее моделирования. [c.77]

Атомная энергетика исчисляет свою историю с июня 1954 г., когда в СССР в г. Обнинске была введена в строй первая в мире АЭС мощностью 5 МВт. Основным элементом АЭС является ядерный реактор — источник энергии. Теплоноситель реактора (насыщенный, перегретый пар или гелий) достаточно высоких параметров можно иепользо-вать непосредственно в качестве рабочего тела паро- или газотурбинной установки (одноконтурная схема АЭС). В реакторе е водой под давлением, гелием с умеренной температурой или натрием теплота теплоносителя передается рабочему телу паротурбинной установки в специальных теплообменных аппаратах, что приводит к двухконтурным или трехконтурным схемам АЭС. [c.340]

Схема установки высокотемпературной теплофикации с ядерным реактором I и МГД-генератором 2 показана на рис. 12.10. Для повышения эффективности установки в схеме предусмотрен теплообменник, обеепечивающий регенерацию теплоты газов, уходящих из котла. [c.389]

Для экономии теплоты требуется ео-вершенствование экеплуатации потребителей теплоты, предполагающее улучшение теплоизоляции, ликвидацию неплотностей, приводящих к потерям пара и воды, внедрение схем, обеспечивающих максимальный возврат конденсата. Кроме того, значительный эффек-т достигается путем повыщения степени регенерации теплоты в технологических процессах, применения комбинированных процессов, разработки технологических процессов с использованием теплоты от ядерных реакторов, разработки систем для использования вторичных энергоресурсов. [c.390]

Схема установки высокотемпературной теплофикации с ядерным реактором и МГД-генерятором [c.390]

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]

Энергия высокотемпературного ядерного реактора может быть эффективно использована в нефтехимической промышленности для проведения таких энергоемких процессов, как крекинг, пиролиз, гидроочистка, конверсия. Так, в нефтеперерабатывающем комплексе с ядерным реактором (рис. 13.6) под действием высокопотенциальной теплоты в реакторе 8 паровой конверсии при 1073 К происходит паровая конверсия тяжелых нефтяных остатков. В технологическом аппарате 2 в интервале температур до 825 К осуществляются процессы цервичной и вторичной переработки нефти с образованием сырья для нефтехимической промышленности, моторных топлив и тяжелых нефтяных остатков. Эта схема позволяет эффективно реализовать ряд технологических процессов с одновременным получением электроэнергии, топлива, водорода и других ценных продуктов. [c.402]

Теплота атомного реактора может быть использована для проведения эндотермического процесса диссоциации карбонатов при температуре 1173 К (в соответствии с реакцией СаСОз = СаО -н -I- СО2 — 173,5 кДж/моль) при получении строительных материалов. На рис. 13.8 приведена принципиальная схема низкотемпературной диссоциации карбонатов в аппарате 2 в специальных средах (Н2, Н2О) с использованием теплоты высокотемпературного ядерно-го реактора 7 с гелиевым охлаждением. Теплота реактора может применяться также для создания атомных источников теплоснабжения. [c.403]

В отличие от ранее построенных атомных электростанций на ней впервые в мировой реакторной практике был осуществлен цикл с ядерным перегревом пара. Две группы технологических каналов ее графито-водяного кипящего реактора по конструктивному исполнению блиэки к технологическим каналам реактора Обнинской АЭС, но количество их увеличено и каждый снабжен шестью тепловыделяющими элементами из уранового сплава, обогащенного до 1,3% ураном-235. По трубкам этих элементов в каналах испаряющей группы под давлением 150 атм циркулирует вода первичного контура двухконтурной коммуникационной схемы, нагреваемая до температуры кипения. Образующаяся паро-водяная смесь поступает в сепаратор, в котором происходит разделение пара и воды. Затем пар направляется в змеевики парогенератора и, отдавая тепло воде вторичного контура, конденсируется. На выходе из змеевиков конденсат смешивается с водой, отводимой из сепаратора, проходит через водоподогреватель вторичного контура и, наконец, вновь подается циркуляционными насосами в испаряющие каналы реактора. Пар, получаемый в парогенераторе, проходит через реактор по каналам пароперегревательной группы, нагреваясь до температуры 500° С, и затем поступает в турбину. [c.177]

В начале 60-х годов Институтом атомной энергии имени И. В. Курчатова совместно с другими научно-исследовательскими институтами была разработана первая энергетическая установка с ядерным реактором и прямым получением электроэнергии. В этой установке, получившей название Ромашка (рис. 55), впервые осуществлена оригинальная и простая конструктив-наьс схема, предусматривающая обт-единение в одном агрегате высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах и термоэлектрического генератора электрической мощностью 0,5 кет. В активной зоне реактора, окруженной бериллиевым отражателем, помещены тепловыделяющие элементы (пластины из дикарбида уранаиСг с 90%-ным обогащением по урану-235) общим [c.185]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...