Реакторы ядерные исследовательские

Реактивные снаряды 418, 421 Реакторы ядерные исследовательские (физические) 153, 154, 166—172, 189, 194, 195 [c.464]

Задача этих сборников — предоставить информацию о путях использования делящихся материалов в ядерных реакторах для исследовательских целей, а также в реакторах для получения энергии и радиоактивных изотопов. [c.5]

ПУЛЕВОЙ РЕАКТОР — ядерный реактор очень малой мощности (обычно не превышающей нескольких вт или десятков вт), предназначенный для исследовательских целей. Н. р. называют также реактором нулевой мощности. Н. р. не требует спец. системы охлаждения и отличается простотой конструкции и надежностью в эксплуатации. Благодаря сравнительно низкому уровню ядерного излучения, в т. ч. остаточного, II. р. дает возможность легкого доступа к активной зоне, а также позволяет производить перегрузку элементов без применения дистанционных методов. Н. р. применяются для модельных исследований по физике реакторов большой мощности (определение критич. размеров, пространственных и энергетич. распределений нейтронных потоков и т. п.), а такжо служат источниками нейтронов для ядерно-физич. экспериментов. [c.449]

Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. — М. Металлургия, 1973.— 408 с. [c.359]

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]

В большинстве случаев для нейтронной радиографии используют пучки нейтронов от исследовательских ядерных реакторов. Для этой цели удобны ядерные реакторы бассейнового типа (рис. 46). Кроме того, применяют специализированные малогабаритные ядерные реакторы, которые [c.341]

С этого времени изучение основ использования энергии атомного ядра получило огромное развитие. В СССР широко проводятся исследования в области строения атомного ядра и ядерных взаимодействий, изучения новых ядерных реакций и изыскания новых путей использования атомной энергии. В самостоятельные исследовательские области сформировались нейтронная физика ядерных реакторов и изотопная технология. [c.153]

Наряду с разработкой и освоением рациональной технологии производства ядерного топлива большое значение для развития атомной техники имеют конструкционные материалы, применяемые в производстве специального промышленного и исследовательского оборудования. Помимо обычных требований механической прочности, теплопроводности, жаростойкости, коррозионной, эрозионной стойкости и т. д. к ним предъявляются специфические, определяемые особенностями атомной техники требования радиационной стойкости, необходимой степени поглощения нейтронов в зависимости от производственного назначения материала и пр. С учетом этих требований выбирались и изучались различные марки стали для элементов конструкции атомных реакторов, искусственного графита для элементов систем замедления и отражения нейтронов.в активной зоне реакторов, алюминия для защитных оболочек твэлов, предотвращающих возникновение химической реакции между химически несовместимыми урановыми сердечниками твэлов и теплоносителем (например, водой), бетона для нужд противорадиационной защиты и т. д. Применительно к этим же требованиям отечественной промышленностью освоены в производстве новые конструкционные материалы, ранее получавшиеся лишь в крайне ограниченных количествах на лабораторных установках — тяжелая вода, бериллий, цирконий и его сплавы и др. [c.163]

Первую по времени появления группу реакторов составили так называемые исследовательские низкотемпературные реакторы, предназначенные для экспериментальных исследований в области ядерной физики и физики твердого тела, радиационной химии, биологии, медицины и материаловедения, для опытной проверки расчетных параметров вновь проектируемых крупных реакторов, производства изотопов и т. д. Начало строительству их было положено в 1942 г. итальянским физиком Э. Ферми, эмигрировавшим в США. Как уже указывалось, в 1946 г. вошел в эксплуатацию первый в Европе советский реактор, сооруженный в Москве под руководством И. В. Курчатова, с именем которого неразрывно связаны становление и развитие атомной науки и техники в нашей стране. [c.166]

Одновременно с сооружением исследовательских реакторов советскими учеными и инженерами были начаты работы, имеющие целью использование ядерной энергии для нужд промышленной энергетики. [c.173]

Мощными источниками ядерных излучений являются специальные ускорители и ядерные реакторы. В СССР ведется изготовление промышленных ускорителей заряженных частиц, поставляемых производственным предприятиям и исследовательским учреждениям. Так, например, в 1966 г. вошла в эксплуатацию одна из новых облучающих установок этого типа —бетатрон (циклический ускоритель электронов), разработанный Томским политехническим институтом,— с двумя ускорительными камерами, генерирующими два скрещивающихся электронных пучка. Соответственно расширяется строительство специализированных производственных реакторов, используемых для облучения различных материалов. Так, с 1959 г. в Институте физики Академии наук Грузинской ССР находится в эксплуатации реактор со специальным ин-дий-галлиевым теплообменным контуром для облучения материалов и для других целей. Специализированными производственными реакторами располагают и другие атомные центры Советского Союза. [c.189]

Наряду с постоянно поддерживаемыми и развиваемыми научными контактами последовательно расширяется международное сотрудничество СССР в различных областях атомной техники. С 1955 г., выполняя двусторонние правительственные соглашения, заключенные с социалистическими странами, с Францией, Великобританией, Италией, США, Индией, Индонезией, Афганистаном, Ираком, Объединенной Арабской Республикой и другими государствами. Советский Союз участвует в обмене информационными, консультативными и проектными материалами по проблемам народнохозяйственного использования атомной энергии. В соответствии с этими соглашениями советские промышленные предприятия поставляют многим зарубежным странам исследовательские ядерные реакторы и ускорители элементарных частиц, облучающие установки и радиоактивные изотопы — источники ядерных излучений. Советские специалисты участвуют в монтаже и наладке поставляемого оборудования. В советских высших учебных заведениях ведется подготовка национальных кадров инженеров-физиков широкого профиля для ряда государств. При непосредственной помощи СССР построены научно-исследовательские атомные центры в Болгарии, Румынии, Венгрии, Чехословакии, Польше, ГДР, КНР, КНДР, Югославии и Объединенной Арабской Республике. С участием СССР в 1966 г. завершено строительство и ввод в строй действующих энергетических предприятий ГДР атомной электростанции электрической мощностью 70 тыс. кет. При техническом содействии СССР осуществляется строительство первой атомной электростанции электрической мощностью 150 тыс. кет в Чехословакии. Заключены соглашения по сооружению аналогичных атомных электростанций в других странах (Болгарии, Венгрии и др.). [c.194]

За два десятилетия, отделяющие наше время от памятной даты 25 декабря 1 Э46 г., когда И. В. Курчатовым и его ближайшими сотрудниками был введен в действие первый советский ядерный реактор, атомная техника и атомная промышленность прошли большой и сложный путь развития. Самоотверженная работа ученых, инженеров и рабочих под руководством Коммунистической партии Советского Союза, согласованная и целенаправленная деятельность научно-исследовательских институтов, проектно-конструкторских организаций и промышленных предприятий страны, обусловившая разработку и изготовление уникального оборудования в рекордно короткие сроки, тщательная подготовка исследовательского и технического персонала — все это определило значительные успехи СССР в получении и использовании атомной энергии. [c.195]

В сфере фундаментальных исследований они отмечены высоким уровнем теоретических работ, расширением и совершенствованием крупной экспериментальной базы (от первого физического реактора мощностью в несколько десятков ватт до исследовательских реакторов мощностью 50—100 тыс. кет, в том числе с нейтронным потоком 3-10 нейтр/см -сек, и от первого ускорителя заряженных частиц на энергию 6 Мэе до крупнейшего в мире ускорителя на энергию 70 Гэв), развитием физики реакторов на быстрых нейтронах, синтезированием новых искусственных элементов и изучением их свойств, осуществлением энергетических установок с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую, введением в исследовательскую практику мощных термоядерных установок и т. д. [c.195]

Правила контроля сварных соединений и наплавки узлов и конструкций атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок.— М. Металлургия, 1974.— 70 с. [c.415]

Эксперименты, выполняемые с целью получить данные об изменении свойств материалов элементов конструкции активной зоны проектируемых и строящихся ядерных реакторов, обычно проводят в исследовательских реакторах. Естественно, условия облучения в этих экспериментах, как правило, не полностью соответствуют условиям эксплуатации. Следует также отметить, что при радиационных испытаниях воздействует комплекс факторов спектр, плотность потока и флюенс нейтронов, осколки деления, -кванты, температура, влияние окружающей среды и т. п., — их необходимо учитывать для объяснения экспериментальных результатов. В то же время само облучение и определение условий, в которых оно происходило, проводятся исследователями различным образом. Это обстоятельство затрудняет сопоставление данных, полученных разными авторами. В связи с этим целесообразно рассмотреть как конструктивные особенности внутриреакторных устройств для облучения образцов графита, так и методы определения и сопоставления условий облучения. [c.75]

Правила устройства и безопасности эксплуатации оборудования АЭС, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок предусматривают для определения пропускной способности предохранительного клапана возможность использовать его расходную характеристику или применить для расчета формулу [c.64]

Основные положения по сварке и наплавке узлов и конструкций атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок ОП 1513—72. —М. Металлургия, 1975. [c.301]

Правила устройства и безопасной эксплуатации оборудования атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. [c.301]

Когда национальная программа развития энергетики была представлена в конгрессе, ожидалось, что ее рассмотрение займет несколько месяцев, а ряд наиболее сложных позиций програм.мы будет существенно пересмотрен. Среди главных направлений программы были экономия энергии и увеличение роли угля использование тепловых или обычных ядерных реакторов в качестве последнего средства приостановка сооружения реакторов-размножителей при одновременном развитии исследовательской работы в этом направлении и в направлении термоядерного синтеза развитие исследований по возобновляемым источникам энергии, в особенности по солнечной и геотермальной энергии, которые будут являться основой энергетической политики в весьма отдаленной перспективе. В области энергопотребления был принят принцип применения политики цен для экономии энергии при разрешении повышения цен на нефть и нефтепродукты до мирового уровня. Подобная политика усиленно обосновывалась и в одной из работ 1979 г. [108]. [c.285]

Энергетические, опытные и исследовательские ядерные реакторы (по материалам иностранной печати за 1946—1957 гг.). М. Атомиздат, 1959. 322 с, [c.309]

Еще более мощными Н. и. являются исследовательские ядерные реакторы, испускающие 5 10 с на каждый МВт мощност реактора, Реактор как Н. и. обычно характеризуется не полным кол-вом испускаемых нейтронов, а макс, плотностью А их потока (яркость) внутри активной зоны или замедлителя реактора. В исследовательских реакторах N достигает 10 с 1 см . Хотя в реакции деления ядер ср. энергия образующихся нейтронов — 2 МэВ, в результате замедления нейтронов в конструкц. элементах и замедлителе спектр нейтронов обычно сильно обогащён тепловыми нейтронами (максимум в области 0,06 эВ). Ещё большая яркость 10 с 1 см (в импульсе длительностью 100 мкс) достигается в импульсных реакторах. [c.283]

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

В СССР, как и во многих других странах, во все возрастающем количестве ведется строительство атомных электростанций, вырабатывающих электрический ток и тепло для производственных и бытовых нужд. Атомные энергетические установки, заменяющие обычные паросиловые агрегаты и двигатели внутреннего сгорания, вводятся на морских транспортных судах и на кораблях военно-морского флота. Мощные источники ядерных излучений — ядерные реакторы и ускорители заряженных частиц — все шире используются в исследовательской практике и в промышленности для эффективного проведения технологических процессов. Широкое распространение получили радиоактивные изотопы, используемые как источники тепла в специальных генераторах электрического тока и как источники излучений в различных промышленных, исследовательских и медицинских приборах, аппаратах и установках. Не менее широко распространены стабильные изотопы ( тяжелая вода, изотопы урана, бора, азота, неона и многих других химических элементов), применяемые во многих областщ научных исследований, в промышленности и в медицинской практике. [c.161]

Высвобождение атомной (ядерной) энергии — ведение самоподдерживаю-щейся реакции деления ядер атомов тяжелых элементов — осуществляется в современной исследовательской и производственной практике с использованием специальных установок — ядерных реакторов. [c.166]

Исследовательский реактор ИРТ (рис. 46) тепловой мощностью 2000 кет с максимальным потоком медленных(тепловых) нейтронов 2,3 0 нейтр1см сек относится к группе простых, надежно действующих и недорогих бассейновых водо-водяных реакторов, работающих на обогащенном уране-235. Активная зона его содержит около 4 кг ядерного горючего, выполнена из графитовых блоков со стержневыми трубчатыми тепловыделяющими элементами, имеет графитовый отражатель и расположена на дне открытого алюминиевого бассейна глубиной 7,8 м, окруженного защитным бетонным с.лоем и заполненного водой, выполняющей двоякую функцию — замедлителя нейтронов и теплоносителя, отводящего тепло из реактора в теплообменник. Первый реактор этого типа сооружен в 1957 г. в Институте атомной энергии в Москве. Двумя годам и позднее такой же реактор введен в эксплуатацию в Институте физики Академии наук Грузинской ССР в Тбилиси в да.льнейшем они были построены во многих других исследовательских центрах СССР (в Риге, Минске, Киеве и др.) и за пределами нашей страны. [c.169]

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]

Арматура, предназначенная для АЭС, в зависимости от условий эксплуатации и возможности проведения ремонтных работ подразделяется на 1, 2 и 3-й классы. Арматура классов 2 и 3 в зависимости от рабочего давления подразделяется на группы. Класс и группа соответствуют категории и группе сварных соединений, указанных в Правилах контроля сварных соединенпй и наплавки узлов и конструкций атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок (ИК 1514—72) . [c.37]

Характерной чертой развития современного машиностроения являются глубокие качественные пзменения продукции этой отрасли. Они находят отражение в повышении единичной мощности (паровые турбины, генераторы, ядерные реакторы достигают мощности в один миллион и более киловатт в одном агрегате), увеличении рабочих скоростей, в повышении точности и качества обработки, снижении металлоемкости и ряде других показателей. Все это ведет к постоянному росту объемов и сложности конструкторских и исследовательских работ и, как следствие, к увеличению сроков разработки новых машин и удорожанию опытно-конструкторских разработок. [c.10]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...