Материалы активные

В сопротивлении материалов активные внешние силы, действующие на рассматриваемое тело (элемент конструкции), часто называют нагрузками. [c.123]

Энергетический спектр у-квантов в активной зоне формируется описанными выше источниками в результате распространения и ослабления у-квантов в материалах активной зоны. В большинстве случаев он зависит от пространственной координаты и может сильно различаться для разных точек внутри активной зоны в горючем, замедлителе или поглотителе. [c.33]

Поле у-квантов в защите реактора, обусловленного вторичным у-излучением из материалов активной зоны, может быть рассчитано по формулам, приведенным в 9.4. Ниже рассматривается в основном задача расчета ослабления вторичного у-излучения из материалов защиты. [c.61]

КОСТЬЮ против коррозии 5) теплопроводностью 6) стойкостью против облучения 7) совместимостью с материалами активной зоны и другими компонентами 8) эффективностью и экономичностью. [c.461]

Материалами, облучаемыми в активной зоне реактора, являются ядерное топливо, оболочки твэлов и другие конструкционные материалы, отложения продуктов коррозии на поверхностях активной зоны, а также взвешенные и растворенные примеси теплоносителя. Радиоактивные изотопы могут попадать в воду из оболочки твэлов и из отложений как ядра отдачи, выходить путем диффузии из топлива, проникая через дефекты в покрытии твэлов. В случае трития необходимо считаться с возможностью его диффузии через неповрежденную оболочку. Продукты коррозии оболочек твэлов и конструкционных материалов активной зоны имеют высокую удельную активность, и их выход в контур дает заметный вклад в радиоактивную загрязненность станции. Дополнительным источником радиоактивной загрязненности АЭС является массообмен между отложениями и продуктами коррозии, циркулирующими в теплоносителе. Далее дается подробное изложение процессов диффузии и вылета ядер отдачи. [c.130]

Эти процессы предназначены для того, чтобы свести к минимуму проблемы эксплуатации, связанные с наличием в теплоносителе радиоактивных примесей, которые состоят из продуктов деления, активированных продуктов коррозии конструкционных материалов и материалов активной зоны реактора и активированных примесей подпиточной воды. [c.197]

Конструкционные материалы активной зоны. Такие элементы, как контейнер зоны, поддерживающие и прижимные пластины, направляющие трубы регулирующих стержней, тепловые экраны, диффузорные кольца и струйные насосы (в BWR), обычно изготавливаются из аустенитной нержавеющей стали (типа 304) для высокотемпературных применений. Отдельные детали могут быть изготовлены из инконеля X, [c.227]

Ядра мишени могут входить в состав конструкционных материалов активной зоны либо присутствовать в отложениях на поверхностях активной зоны, являясь продуктами коррозии кон- [c.280]

К настоящему времени находится в длительной эксплуатации очень небольшое число высокоэнергетических водоохлаждаемых реакторов, поэтому по их опыту довольно трудно определить закономерности накопления долгоживущих изотопов. Эти реакторы настолько сильно отличаются по своему типу, размерам, конструкционным материалам активной зоны, параметрам водного режима и многим другим переменным, а существующая информация по каждому из реакторов настолько ограниченна, что в настоящее время не представляется возможным сделать хотя бы предположительные выводы. Идеальным было бы сравнение результатов многолетней эксплуатации нескольких однотипных атомных электростанций, имеющих лишь ограниченное число хорошо известных различий между собой. Среди существующих коммерческих реакторов такие оптимальные условия не встречаются. [c.314]

Изменение параметров в защитной оболочке в аварийных условиях находится в прямой зависимости от объема оболочки, количества высвободившейся энергии и способа ее поглощения. К источникам энергии, определяющим максимум давления в оболочке, относятся 1) энергия, аккумулированная в теплоносителе 2) теплота, аккумулированная в конструкционных материалах активной зоны и всего реакторного контура 3) остаточное тепловыделение в реакторе 4) теплота экзотермических реакций конструкционных материалов с теплоносителем. [c.116]

В табл. 2 сгруппированы все наиболее важные (из известных в настоящее время) явления радиационной повреждаемости материалов активных зон ядерных и термоядерных реакторов, расположенные в порядке убывания их значимости для проблемы промышленного освоения ядерных источников энергии. [c.11]

Высокотемпературное радиационное охрупчивание (ВТРО) является одним из факторов, ограничивающих работоспособность материалов активной зоны ядерных реакторов и проектируемых термоядерных установок. [c.95]

Экспериментальные данные свидетельствуют, что путем легирования штатных оболочечных материалов можно создать сплавы, устойчивые к распуханию в условиях электронного, ионного и реакторного облучения. Поскольку к материалам активной зоны, в частности оболочек твэлов, наряду с высокой размерной стабильностью под облучением предъявляется ряд других требований, определивших выбор аустенитных сталей в качестве основных конструкционных материалов активной зоны быстрых реакторов, в этом направлении наиболее интенсивно ведутся работы по созданию материалов, приемлемых для активной зоны быстрого или первой стенки термоядерного реакторов. [c.178]

Благодаря прозрачности внутренние дефекты стекла могут быть выявлены как визуально, так и под микроскопом. Необходимость в проверке качества стекла с помощью рентгеновских лучей, как это имеет место для непрозрачных материалов, отпадает. Во-вторых, стекло относится к материалам, активно изменяющим свои оптические свойства в напряженном состоянии. [c.350]

Перечень материалов, используемых в обычной электроэнергетике, сравнительно невелик. Для изготовления деталей и оборудования, испытывающих нагрузки, применяют стали, там, где необходимы проводники электрического тока, используют медь или алюминий, а в качестве изоляционных материалов выбирают органические соединения или керамику. Появление на энергетическом рынке атомных электростанций (АЭС) значительно расширило круг используемых материалов. В активной зоне реактора находятся делящиеся и воспроизводящие материалы, представляющие собой либо металлы (уран, плутоний и торий), либо их окислы или карбиды. В качестве конструкционных материалов активной зоны применяют магний и цирконий, в качестве замедлителя— графит. В системах управления и защиты реакторов используют такие материалы, как бор, гафний и редкоземельные металлы, в качестве теплоносителей ядерных энергетических установок могут быть использованы, например, углекислый газ, гелий, натрий. [c.6]

Однако тепловые нейтроны более легко захватываются конструкционными материалами, чем быстрые, поэтому необходима тщательная разработка и выбор материалов, которые должны свести к минимуму захват нейтронов. Для материалов активной зоны предпочтительно использовать такие элементы, как графит, бериллий, магний, цирконий и алюминий, которые имеют небольшое сечение поглощения нейтронов, в то время как железо и легированные стали менее пригодны для этой цели. [c.15]

Возможность коррозионного разрушения накладывает серьезные ограничения на выбор материалов активной зоны, температуры теплоносителя и длительность эксплуатации установки в целом. Так как все коррозионные реакции контролируются термически активируемым процессом, например диффузией, скорость, коррозии экспоненциально увеличивается с температурой до тех пор, пока энергия активации является константой, а тип химических реакций не изменяется. Это обычно налагает довольно существенное ограничение на рабочую температуру. [c.29]

НА КОНСТРУКЦИОННЫЕ МАТЕРИАЛЫ АКТИВНОЙ ЗОНЫ [c.93]

Кроме воздействия на пластические свойства и предел ползучести скопления вакансий, возникающих при облучении быстрыми нейтронами, могут вызывать довольно значительное увеличение объема [5] при образовании вакансионных пор, которые можно наблюдать с помощью электронного микроскопа. На рис. 8.2 показано увеличение объема, которое наблюдалось в аустенитной стали 316 и сплавах типа PE Q. Этот эффект можно воспроизвести в ускорителях, и если допустить, что эффекты от обоих видов облучения одинаковы, то при эквивалентном числе смещений на 1 атом можно сделать выводы о распухании материалов активно зоны реакторов на быстрых нейтронах. На рис. 8.3 показана зависимость увеличения объема от температуры для образцов, облученных в ускорителях. Холоднодеформированный материал менее склонен к распуханию, чем отожженный, вероятно, вследствие ограничивающего действия закрепленных дислокаций на переме- [c.95]

Аустенитные стали как материалы активной зоны [c.115]

Рис. 10.12 показывает ползучесть типичных материалов активной зоны и иллюстрирует преимущества нимоник РЕ[6. Температурная зависимость радиационной ползучести не очень заметна между 300 и 500° С. Ползучесть оказывает значительное влияние на поведение топлива под облучением, потому что может [c.123]

Материалы активной зоны реактора [c.252]

Особенности Р.-р. определяются взаимодействием быстрых нейтронов с материалами активной зоны. Сечения деления для быстрых нейтронов существенно ниже (на 2 порядка), чем для тепловых. В результате критическая масса значительно больше, чем для тепловых реакторов (в тех же размерах). Чтобы снизить уд. затраты на ядерное горючее, замороженное в критич. массе, необходимы высокие плотности тепловыделения ( - 1000 кВт/л). Для столь интенсивного отвода тепла из реактора в качестве теплоносителя применяется жидкий Na (вода исключается, т. к. является замедлителем нейтронов). Недостаток Na — высокая хим. активность при взаимодействии с водой или кислородом воздуха, что может негативно проявляться при аварийных ситуациях. [c.298]

Для ЭТИХ целей было содДано изделие на базе вихревой трубы под заводским индексом 5421 А с воздушным эжекторным охлаждением камеры энергоразделения (рис. 5.28). Обечайка эжектора и корпус глушителя, размещенного на патрубке отвода охлажденного потока, на внутренних поверхностях были покрыты шумопоглашающим материалом. Активное сопло эжектора работало на подогретом потоке вихревой трубы. Установка эжектора в зависимости от режима работы трубы позволяла повышать эф- [c.264]

На рис. 5.2 приведена семантическая модель расчетного проек--гиррвания СГ с принудительным охлаждением. Эта модель является основой для разработки алгоритмов и программ оптимального проектирования авиационных СГ [8]. Исподные данные включают требования и данные ТЗ, справочные данные о магнитных, электрических и изоляционных материалах активной части, требования и данные стандартов и отраслевых нормалей, ограничения техноло- [c.119]

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]

К источникам вторичных у-кваитов в материалах активной зоны и защиты относятся 1) захватное у-излучение, образующееся в результате реакции (п, у) 2) у-излучение, возникающее при неупругом рассеянии быстрых нейтронов 3) у-излучение, сопровождающее нейтронные реакции с образованием заряженных частиц 4) активационное у-излучение 5) тормозное у-из-лучение 6) у-кванты, возникающие при аннигиляции позитронов. [c.27]

Y-квaнтoв гомогенной смесью материалов активной зоны В — фактор накопления. [c.60]

Энергия Е радиоизотопных источников излучения определяется свойствами используемого радиоактивного изотопа и сопутствующих примесей. МЭД излучения зависит от суммарной активности изотопа, расположенного в объеме активной части источника. Повышение МЭД возможно в результате соответствующего увеличения размеров активной части. Следует отметить, что в некоторых случаях это нежелательно, так как получаемый выигрыш в производительности контроля не компенсируется проигрышем в виде ухудшения выявляе, тн дефектов и увеличения нерезкости изображения. Кроме того, для низкоэнергетических источников (например, °Тт) увеличение размеров активной части приводит к изменению энергетического спектра из-за самопоглощения его низкоэнергетических составляющих материалом активной части источника. [c.17]

Широкое развитие ядерной энергетики в ближайшие десятилетия, по-видимому, возможно лишь на основе реакторов на быстрых нейтронах, которые позволяют вовлечь в топливный цикл все запасы ядерного горючего и организовать расширенное воспроизводство делящихся изотопов урана [1]. Для обеспечения времен удвоения ядерного горючего (5—7 лет) в быстрых реакторах [1, 2], соответствующих необходимым темпам развития всей энергетики (8—10 лет) [3], требуется увеличение по сравнению с достигнутым в 2—3 раза удельной энергонапряженности активной зоны, максимальное увеличение концентрации ядерного горючего и минимальное смягчение спектра нейтронов в теплоносителе и конструкционных материалах активной зоны [4—6]. [c.3]

Пусконаладочные режимы. Они проводятся после окончания строительства и монтажа блока перед сдачей его в нормальную эксплуатацию. Пусконаладочные работы, но в уменьшенном объеме, могут проводиться также после ремонтов и реконструкции блока. Особенно значительный объем работ в пусконаладочных режимах проводится на головных энергоблоках серии. Задачей системы управления в этих режимах является в основном сбор информации о правильности функционирования всех технологических систем. На головных блоках для этого иногда устанавливаются дополнительные средства контроля, позволяющие глубже проанализировать работу технологического оборудования. Особенное внимание уделяется физическому пуску, когда в реактор загружается топливо и начинается цепная реакция. При этом нейтронный поток очень мал и мощность, выделяемая при делении топлива, исчисляется долями ватта. Однако достаточно дополнительно загрузить в реактор одну тепловыделяющую сборку или незначительно переместить регулирующие органы, чтобы вызвать разгон реактора с малым периодом. Поэтому при физическом пуске больщое внимание уделяется контролю нейтронного потока. При самом первом пуске данного реактора, когда начальный нейтронный фон в реакторе мал, применяется специальная аппаратура первого пуска, датчики которой максимально приближаются к активной зоне или вносятся внутрь ее. При повторных пусках реактора задача контроля упрощается, так как в реакторе все время присутствуют нейтроны, образующиеся за счет реакции выделяющихся из накопившихся продуктов деления у-квантов с ядрами материалов активной зоны. При физическом пуске наряду с контролем включена аварийная защита, осуществляющая введение отрицательной реактивности при уменьшении периода ниже заданного значения (обычно 10—20 с). [c.137]

Высокая пересыщенность дефектами материалов активной зоны быстрого реактора способствует интенсификации всех явлений, в основе которых лежит перенос вещества. Последнее может вызвать серьезные изменения в коррозионной стойкости материалов, в их совместимости и т. д. Экспериментально установлено, что изменение свойств сплавов в этих условиях может быть обусловлено изменением устойчивости отдельных фаз. [c.10]

Практический интерес к явлению радиационного распухания обусловлен опасностью последствий радиационного распухания конструкционных материалов активной зоны быстрых реактороа и материалов первой стенки термоядерных реакторов во-первых,, может уменьшиться проходное сечение каналов с теплоносителем, что изменит тепловой режим работы реактора во-вторых, может произойти заклинивание пакетов с твэлами с вытекающими отсюда серьезными последствиями в-третьих, развитие пористости может-значительно ухудшить механические и физические свойства конструкционных материалов и ускорить процесс разгерметизации оболочек твэлов. [c.113]

Общая коррозия. Размеры и уровень общей коррозии конструкционных материалов активной зоны реактора и всех участков первого контура (в двух контурных электростанциях), а также всего пароводяного тракта одноконтурных атомных электростанций должны обеспечивать содержание продуктов коррозии (сухой остаток) в воде, при заданной продувке, на уровень 0,4 мг1л в кипящем реакторе и 1,0 мг1л в некипящем. Добавление в реактор воды высокой чистоты необходимо в данном случае для предупреждения накипи и радиоактивности. [c.285]

Циркониевые сплавы нашли применение в качестве материалов активной зоны водо-водяных реакторов благодаря малому сечению захвата нейтронов, хорошим механическим свойствам и коррозионной стойкости в воде и паре при температуре до 300° С. [c.109]

Механические свойства и размерная стабильность оболочек тепловыделяющих элементов реакторов на б,ыстрых нейтронах и других материалов активной зоны сильно изменяются под воздействием потока быстрых нейтронов, которые могут вызвать объемные изменения, уменьшение сопротивления деформации, привести к размерным изменениям. [c.120]

Все перечисленные в табл. 1 и 2 тугоплавкие окислы металлов могут быть использованы в высокотемпературных ядерных реакторах в качестве материалов активной зоны, отражателя нейтронов и тепловой изоляции. Этим окислам металлов дрисуща высокая огнеупорность. [c.65]

Прнменеше ускорителей. Кроме научного У. имеют и практич. применение. Так, линейные У. используются для создания нейтронных генераторов для радиац. испытания материалов, активно обсуждаются электроядерные методы наработки ядерного горючего и ускорения тяжёлых малозарядных ионов для управляемого инерционного термоядерного синтеза. В Лома-Линде (США) заканчивается сооружение специализир. комплекса с протонным синхротроном для лучевой терапии. Аналогичный проект рассматривается в России. [c.253]

На всех ядрах, в т. ч. делящихся, а также на накапливающихся осколках происходит реакция радиационного захвата, при к-рой поглощается нейтрон и испускаются у-кванты. Сечення радиац. захвата ст, тепловых нейтронов нек-рымн ядрами представлены в табл. 4. Радиац. захват нейтронов в неделящихся материалах активной зоны приводит к образованию р-радиоакт. изотопов. При поглощении нейтронов ядрами после двух последовательных р-распадов образуются ядра т. е. имеет место вос- [c.680]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...