Реакторы энергетические

Реакторы энергетические 127 Режимы движения жидкости 196, 208 [c.255]

В комбинированных установках с реакторами ВГР гелий сначала охлаждается от 1000° С до 800° С в технологических теплообменниках, в которых происходит химический процесс, а затем используется в энергетической установке. Возможность получения в подобных установках дешевых восстановительных газов позволит осуществить коренное усовершенствование металлургического производства, т. е. получить губчатое железо из руды методом прямого восстановления [5]. При еще более высоких температурах гелия в реакторах ВГР возможно сочетание их с магнитогидродинамическим (МГД) преобразованием тепловой энергии непосредственно в электрическую. [c.6]

Критерий энергетической оценки Е для реакторов с шаровыми твэлами определяется четырьмя независимыми друг от друга сомножителями первый из них характеризуется только параметрами шаровой укладки (диаметр шарового твэла, объемная пористость активной зоны т) второй отражает физические свойства газового теплоносителя (теплопроводность X, удельная теплоемкость Ср, газовая постоянная R и динамическая вязкость ji) третий определяется параметрами газового теплоносителя (средним давлением в активной зоне р, нагревом газа в зоне ДГг, средней абсолютной температурой 7 pi i четвертый — средней объемной плотностью теплового потока qv и геометрией активной зоны. [c.92]

Если влияние абсолютного давления общепризнано и не требует доказательства, то влияние нагрева газа в реакторе на затраты энергии обычно не рассматривается. На самом Деле, повышение температуры газа на выходе из активной зоны хотя и увеличивает средний уровень абсолютной температуры, но оказывается весьма благоприятным. Так-, при одинаковой температуре газа на входе в реактор на уровне 550 К повышение средней температуры газа на выходе из активной зоны с 1000 до 1200 К увеличивает значение третьего комплекса в 1,82 раза (при сохранении одинакового значения давления)-. Влияние на критерий энергетической оценки четвертого сомножителя не требует особых пояснений, так как очевидно, что уплощение активной зоны приводит к увеличению значения Е, а увеличение объемной плотности теплового потока активной зоны к существенному ухудшению критерия Е. [c.93]

Форд А., Проекты ядерных энергетических реакторов, Госэнергоиздат, 1957. [c.415]

Монография содержит ценный теоретический и экспериментальный материал, предназначенный для широкого круга научно-технических работников, занимающихся проблемами многофазных систем, исследования которых проводятся особенно интенсивно в связи с разработками энергетических ядерных реакторов, МГД-установок на жидких металлах, вакуумных установок, ракетно-космических систем. [c.4]

Энергетический спектр нейтронов в реакторе зависит от пространственной координаты, т. е. он неодинаков в разных компонентах активной зоны и, в частности, зависит от расстояния до центра активной зоны, близости к отражателю, регулирующим органам и т. д. Пространственно-энергетическое распределение нейтронов в реакторе определяется уравнением переноса, решение которого в общем случае — очень сложная задача (см, гл. IV). [c.16]

Рис. 9.3. Энергетический спектр нейтронов в активной зоне уран-графитового реактора 0 1

Другим подходом к анализу поля быстрых нейтронов в защите реактора (как и нейтронов других энергий) является использование метода граничных источников (называемого иногда методом эквивалентных поверхностных источников). В достаточно высоком приближении решается задача расчета реактора или задача с любым заданным распределением внутренних источников в активной зоне, в то.м чис.т1е и неравномерным. В результате определяется энергетическое и угловое распределение нейтронов, выходящих из активной зоны. Это [c.53]

Для строгого решения задач проектирования корпуса реактора и его защиты необходимы кривые энергетической зависимости радиационной эффективности нейтронов в абсолютных единицах по отношению к изменению конкретных физико-механических свойств материала. Эти кривые, например, по отношению к изменению температуры хладноломкости при различных температурах облучения [50], изменению ползучести [51], те- [c.71]

Принципы проектирования защиты реактора, естественно, зависят от типа реактора и его назначения. Они, например, могут сильно различаться для энергетического и исследовательского реакторов [1]. Поэтому для конкретности далее мы будем отдавать предпочтение анализу проектирования защиты энергетических реакторов, хотя часть принципов является общей для реакторов любого назначения. Частично вопрос о требованиях. [c.73]

Особенности защиты энергетических реакторов различных типов [c.81]

Работа ядерной энергетической установки связана с переносом тепла от твэлов к устройствам, воспринимающим тепло. Среда, осуществляющая перенос тепла, называется теплоносителем. В качестве теплоносителя широко применяют обычную воду и двуокись углерода. Большое место в будущем отводится реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Для охлаждения реакторов используют также тяжелую воду, органические теплоносители, а иногда гелий. [c.86]

В действительности соотнощение между мощностью реактора и плотностью потока нейтронов более сложное оно включает в себя энергетическую зависимость, конкретную структуру активной зоны, степень выгорания одного и накопления другого ядерного горючего и т. д. [c.175]

В результате облучения в промышленных или энергетических реакторах переходит [см. схему (13.1)] в другой важнейший элемент — который идет для изготовления или твэлов, или взрывных устройств. [c.205]

Энергетический спектр нейтронов перед корпусом реактора [c.304]

Это очень большая проблема. Американский физик Р. Пост пишет Если бы современные энергетические нужды США покрывать за счет энергии реакторов деления, то каждый год пришлось бы размещать такое количество радиоактивных продуктов, которое эквивалентно количеству продуктов, получаемых при взрыве 200 ООО стандартных атомных бомб (1 ст. бомба st 20 тыс. тонн тротила). К 2000 г. годовые радиоактивные отбросы станут эквивалентны радиоактивным отходам от взрыва 8 млн. стандартных атомных бомб. [c.324]

По характеру использования ядерные реакторы делятся на энергетические (для получения энергии), исследовательские (для исследований по ядерной и нейтронной физике и испытания материалов) и воспроизводящие (для получения ядерного горючего). В воспроизводящих реакторах на каждое разделившееся ядро образуется больше одного нового делящегося ядра. Образование новых делящихся ядер происходит либо из входящего в состав естественного урана [реакция (43. 15), либо из специально вводимого в реактор реакция (43. 16)]. [c.387]

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]

Что касается типа атомного реактора для ядерных энергетических установок, то необходимо иметь в виду следующее. Пароводяные атомные реакторы в настоящее время могут обеспечить получение насыщенного или незначительно перегретого пара поэтому в них должны применяться паровые турбины насыщенного пара. Перспективными являются также атомные реакторы не с водяным, а с газовым охлаждением. Такие реакторы могут обеспечить получение перегретого пара высоких температур (особенно при применении гелия) и, следовательно, для силовой части установки можно использовать обычное технологическое оборудование. [c.593]

Защита реактора и гидравлика первого контура в проектах LIBRA аналогичны по решениям проекту HIBALL. В варианте LIBRA-SP [12 рассматривается струйная защита первой стенки реактора. Энергетические характеристики этой схемы КПД драйвера — 0,30 и усиление в мишени — 80. [c.98]

Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) лодочных реакторов представляют собой металлические пластины из уран-цирконие-вого сплава Ч Для предотвращения проникновения продуктов коррозии в теплоноситель на ТВЭЛ наносят покрытие из сплава Циркалой-2, содержащего, кроме циркония, до 1,4% олова и 0,18% других примесей (хрома, никеля, железа, углерода). ТВЭЛ реакторов энергетических установок типов 8-3 6 и 5-4 0 выполнены из тонких листов металлического урана, свернутых в спиралеобразные трубки. Такая форма элементов, по мнению американских специалистов, способствует интенсификации теплообмена в активной зоне. [c.203]

Такие слои можно наносить на наружные иоверхности деталей (наиример, валы, валки прокатного оборудования, рельсовые крестовины и др.) или внутренние иоверхности — обычно цилиндрических изделий (корпуса химических и энергетических реакторов, оборудование хнмепсских производств и др.). [c.396]

Вода, являясь теплоносителем, одновременно выполняет также роль замедлителя нейтронов. Для поддержания цепной реакции нужны замедленные (тепловые) нейтроны, скорость которых не превышает 2 км/с. Именно двоякая роль воды в реакторе подобного типа определила его название — водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР). Такой реактор называют также реактором на тепловых (медленных) нейтронах. [c.190]

Особенность этих-реакторов — бесканальная активная зона, образованная графитовой кладкой, и коническая конфигурация нижнего отражателя — пода с одним центральным каналом выгрузки шаровых твэлов, заполняющих собственно активную зону. И опытный, и промышленный прототипы энергетического реактора выполнены по одной топливной схеме с многократной перегрузкой шаровых твэлов, вызванной существенной неравномерностью скоростей прохождения активной зоны шаровыми твэлами при наличии только одной выгрузки. В настоящее время этот существенный недостаток конструкции подробно обсуждается специалистами [18]. Предложены мероприятия, связанные с усложнением конструкции, но позволяющие обеспечить более равномерное продвижение всех шаровых твэлов и осуществить принцип одноразового прохождения активной зоны. Как указывалось выше, это даст возможность получить большие объемную плотность теплового потока и глубину выгорания и более высокую температуру гелия на выходе из реактора. [c.17]

Разработанная методика совоставления й выбора конструктивных вариантов активной зоны реакторов ВГР позволяет оптимизировать геометрические размеры шаровых твадбв для заданных параметров активной зоны и газового теплоносителя, а также оценивать влияние последних на критерий энергетической оценки Е. В работе приводятся результаты оптимизационных расчетов параметров шаровых твэлов реакторов ВГР при различной средней объемной плотности теплового потока, на основе которых могут быть сделаны рекомендации и выбран конструктивный вариант твэла и реактора. [c.107]

Для примерной оценки перспектив использования газографитовых теплоносителей в 1959—1960 гг. автором совместно с сотрудниками в ОТИЛ были проведены сравнительные расчеты -схем английских атомных энергетических установок типа Хантерстон и Хинкли-Пойнт, а также высокотемпературной атомной установки, описанной в [Л. 329]. Во всех случаях имелась в виду замена газового теплоносителя газографитовым теплоносителем, движущимся в виде графитационного слоя либо газографитовой взвеси. Обнаружено, что использование гравитационно опускающегося графитового слоя может разгрузить реактор от избыточного давления, заметно повысить мощность высокотемпературного реактора (при тех же габаритах) и пр. [c.396]

Но и это не решит полностью все энергетические проблемы. Если ядерная энергетика снимает с повестки дня борьбу с загрязнением атмосферы продуктами сгорания, то вместе с тем она создает новые проблемы удаление радиоактивных отходов, обеспечение безаварийной работы реакторов, опасность так называемого теплового загрязнения. В этом свете чрезвычайно актуальной становится задача, связанная с ишользованием постоянно действующих источников энергии, одним из которых является солнечное излучение. [c.6]

По составу ядерного горючего различают урановые, плутониевые и тбриевые реакторы, по назначению — энергетические, исследовательские и реакторы-размножители. Энергетические [c.9]

Энергетический спектр нейтронов в активной зоне реактора отличается от энергетического спектра нейтронов деления, определяемого формулами (9.1) — (9. 6). Быстрые нейтроны, обра- [c.15]

Данные по интенсивности источников запаздывающего уиз-лучения qy y, Т, t) при работе реакторов на постоянной мощности (Л д = onst) приведены, в частности, в работах [15—17]. На рис. 9.7 показаны групповые значения этой интенсивности t) = dEyQyiEy, Т, i) для 12 энергетических [c.27]

Нейтронное и у-излучения из активной зоны реактора создают мощный поток энергии, В больших энергетических реакторах интенсивность излучения достигает 10 МэвЦсм -сек). Это приводит к тому, что мощность энерговыделения в конструкциях, находящихся в непосредственной близости от активной зоны, достиггает 100 бт/слг и более [45]. Для корпусов водо-водяных и газоохлаждаемых реакторов, которые рассчитаны на значительное давление, энерговыделение, связанное с поглощением излучений, может привести к дополнительным температурным напряжениям, которые необходимо учитывать в расчетах прочности. Кроме того, интенсивное нейтронное облучение вызывает структурные нарушения материала корпуса, которые, накапливаясь, приводят к изменению его прочностных характеристик-Существенными факторами для реакторов многих типов являются также коррозия материала корпуса и усталость этого материала от переменной нагрузки. [c.66]

В настоящее время имеются два основных типа энергетических реакторов корпусные (Ново-Воронежская АЭС) и канальные (Белоярская АЭС имени И. В. Курчатова). Верхняя защита реакторов этих типов может существенно различаться. В корпусных реакторах защитой являются вода или паро-водяная смесь, стальные экраны и крыщка корпуса. В реакторах канального типа в качестве материалов защиты обычно используют графит, чугун, бетон, железную руду, серпентинит, песок и т. д. Как правило, защита верхнего перекрытия реактора канального типа делается разборной. У реакторов того и другого типов верхняя защита обычно ослаблена конструкциями СУЗ и нерегулярностями (каналами и т. д.), вследствие чего проектирование и расчет ее обычно вызывают затруднения. [c.81]

Наибольшее значение, особенно для энергетических реакторов с большой удельной мощностью и продолжительностью кампании, имеет Сз . Кроме стабильных изотопов большим сечением захвата обладают некоторые радиоактивные продукты деления, особенно Хе з (T /2=9,l8 ч), имеющий максимальное сечение поглощения тепловых нейтронов (аа = 2,7-10 барн). Поглощение нейтронов стабильными или долгоживущими изотопами называют защлаковыванием, а поглощение относительно короткоживущими радиоактивными ядрами — отравлением. Более подробно эти вопросы рассмотрены в работе [8]. [c.174]

Некоторые (например, транспортные) реакторы работают ограниченное время и затем с тем же составом ядерного горючего продолжают свою работу. У энергетических водо-водяных реакторов (типа ВВЭР) частичная (примерно 1/3) перегрузка ядерного горючего происходит при остановленном реакторе. Кроме того, в различные кампании может изменяться мощность реактора. Поэтому представляет практический интерес рассмотреть изменение активности продуктов деления для подобных случаев (рис. 13.2). При кампании и выдержке 4 актив- [c.179]

Для твэлов энергетических реакторов обычно требуется уран с определенным обогащением изотопом или искусственными компонентами первичного ядерного горючего Рн - и игзз также имеющими большое сечение захвата и деления нейтронами. [c.205]

Плотность потока нейтронов с энергией более О,,5 Мэе перед корпусом реактора 4,7-10 нейтрон (см сек). Средняя энергия нейтронов в этом потоке не превышает 1,5 Мэе. Соответственно этому плотность энергетического-потока не превосходит 7 10 МэвЦсм сек). Длина замедления нейтронов в стали примерно 15 см. Отсюда легко оценить плотность энерговыделення 7-1б >/15 = 4,7-10 МэвЦсм -сек). [c.307]

Моделирование и последующий анализ возникновения и дальнейшего распространения отказов технологического оборудования различной степени иерархической организации наиболее логично проводить с использованием фрактальных деревьев, построенных по типу "дерева неполадок" [32]. Типичное "дерево" для реактора синтеза ттоказано на рисунке 2.25. При этом обеспечивается сохранение информации о технологических материальных или энергетических потоках и организационно- пространственной структуре комплексов нефтезаводского оборудования. [c.137]

Гораздо труднее получить управляемый цепной процесс синтеза. Трудности связаны с тем, что для получения в управляемом процессе синтеза достаточно большого энергетического выигрыша (например, 100 вт1см ) надо нагреть до очень высокой температуры ( 10 °) концентрированную i ( 10 ча-стиц1см ) плазму и затем поддерживать ее в таком состоянии в течение длительного времени внутри заданного объема термоядерного реактора. Необходимая длительность существования высокотемпературной плотной плазмы определяется вероятностью взаимодействия дейтонов при данной температуре и плотности. [c.481]

В последние двадцать лет началось практическое использование новых энергетических ресурсов, а именно энергии, освобождаемой при превращениях атомных ядер. Сейчас за счет ядерных ресурсов покрывается менее 1 % мирового потребления энергии. Однако целесообразность и преимущества этого нового источника энергии настолько очевидны, что позволяют с увренностью предсказать быстрый рост ядерной энергетики при этом будут использованы ядерные реакторы различных типов, в первую очередь на медленных нейтронах. Более отдаленной представляется перспектива использования энергии термоядерного синтеза легких элементов, которая полностью снимет угрозу исчерпания энергетических ресурсов. [c.514]

Термический к. п. д. цикла и эффективный к. п. д. установки. Воспользовавшись формулой (18.21), нетрудно найти значение термического к. п. д. ядерной энергетической установки. Термический к. п. д. теплосиловой части установки представляет собой отношение произведенной полезной внешней работы Т к количеству теплоты (2, выделившейся в реакторе (в предположении, что все процессы термодинамического цикла, за исключением процесса подвода теплоты, обратимы). При оптимальной температуре рабочего тела Тподи Т согласно уравнениям (18.20) и (18.21) значение [c.593]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...