Реактор период

При обсуждении вопросов развития реакторов на быстрых нейтронах на VII сессии МИРЭК было высказано мнение, что применение этих реакторов, период удвоения топлива для которых намного продолжительнее, чем удвоение потребности в горючем быстро развивающейся атомной энергетики в целом, не обещает заметного снижения суммарной [c.101]

Задача 1074. Для регулирования ядерного реактора нужно сообщить управляющему стержню массой 50 к колебательное движение вдоль горизонтальной прямой с амплитудой а = 30 см и периодом т=0,5 сек. Какова потребная максимальная мощность двигателя, приводящего в движение стержень [c.373]

После гашения цепной реакции деления тепловыделение в активной зоне продолжается за счет радиоактивного распада продуктов деления (остаточное тепловыделение). Поэтому необходимо охлаждать активную зону во все периоды эксплуатации реактора, в том числе и при возможных отказах систем циркуляции теплоносителя. Эта особенность АЭС учитывается введением дублирования систем питания ответственных агрегатов, их резервированием. [c.349]

Мы живем в начале четвертого периода, основными энергетическими проблемами которого являются воспроизводство ядерного топлива деления в реакторах на быстрых нейтронах, осуществление контролируемого термоядерного синтеза, все более широкое применение возобновляемых источников энергии и повышение энергетической эффективности всех типов энергетических установок и энергопотребляющих устройств. К проблемам, нока не имеющим научно-технических оснований для их решения в ближайшем будущем, относятся концентрация рассеянного тепла окружающей среды, массовый искусственный синтез молекул, подобных хлорофиллу, извлечение энергии деления не только из ядер, но и из пока неделимых нуклонов — нейтронов и протонов. [c.15]

Помимо конструктивного совершенствования и повышения мощности термоэлектрических генераторных установок с ядерными реакторами в Советском Союзе ведется разработка конструкций радиоизотопных генераторов. Для генерирования электрического тока в них используется тепло, образующееся при распаде радиоактивных изотопов кобальта, кюрия, полония и др. Они имеют небольшие габаритные размеры и надежно действуют в течение длительного времени без подзарядки (в зависимости от продолжительности периода полураспада соответствующих радиоактивных элементов) и по количеству энергии, вырабатываемой на 1 кг собственного веса, превосходят электрохимические батареи. [c.186]

Иными словами, главной функцией НТП в переходный период будет не столько удешевление энергии, сколько расширение энергетической базы общества, т. е. предотвращение сдерживания энергетикой темпов развития народного хозяйства. Поскольку же иных путей кардинального решения этой проблемы, по-видимому, не существует, актуальность основных направлений НТП в этот период становится безусловной. К ним относится прежде всего комплекс мероприятий по развитию ядерной энергетики — освоение реакторов на быстрых нейтронах, регенерация ядерного горючего и в последующем создание термоядерной энергетики. Важное направление научно-технического прогресса — демонтаж устаревшего оборудования и создание новых энергосберегающих технологий и оборудования, соответствующих изменившимся условиям развития энергетики. [c.75]

В соответствии со структурой энергетического баланса, показанной в табл. 6-3, один из возможных вариантов мирового потребления энергетических ресурсов в рассматриваемый период может быть представлен, с точки зрения автора, цифрами табл. 6-4. Представляет интерес сопоставление, сугубо ориентировочное, предполагаемого расхода энергетических ресурсов по уровню 2020—2030 гг. (табл. 6-5) с данными об их запасах в мире, приведенными в табл. 2-2. Запасы ядерного горючего выше указанных в таблице, так как приведенные цифры даны применительно к реакторам на тепловых нейтронах, в то время как использование реакторов на быстрых нейтронах уменьшает расход ядерного горючего в 30—50 раз не учитывают запасы исходного горючего для термоядерных реакций. [c.121]

Процесс распада радиоактивных материалов может быть представлен уравнением типа (1.7) NU)— = Л (0)е- , где NU) — число атомов в данный момент времени. Если в каком-либо ядерном реакторе за год работы образуется около 40 кг элемента s (изотоп цезия), сколько его накопится через 100 лет (ядерный распад характеризуется периодом полураспада То, т. е. временем, за которое половина вещества распадается [c.19]

Система вывода водорода была установлена 31 марта и работала до 13 апреля 1979 г. В течение этого периода температура реактора была понижена примерно с 290 до 120 С при одном включенном главном циркуляционном насосе. Радиоактивные вещества из вспомогательного здания были выведены, так как баки-сборники, находящиеся в нем, были переполнены, а ксенон и йод дегазированы. [c.189]

В каждом из трех случаев все радиоактивные вещества (твэлы, охлаждающаяся вода) должны быть извлечены и захоронены. Уровень радиации должен контролироваться как внутри, так и снаружи станции. Консервация обычно применяется на какой-то определенный период времени, с тем чтобы дать возможность радионуклидам, образовавшимся в корпусе реактора в результате нейтронной бомбардировки, распасться до более низкого уровня активности. После этого можно проводить демонтаж. Под захоронением в данном случае подразумевается постоянная изоляция корпуса реактора и строений от внешнего ми ра. Захоронение — процесс более долгий и должен позволить уменьшить радиоактивность до приемлемо низких уровней, и, как мы знаем, для этого может потребоваться достаточно много времени. [c.200]

Нейтроны — нестабильные частицы с периодом полураспада 636 с, поэтому они не могут существовать в природе в заметных количествах. Очень большие количества нейтронов образуются в ядерных реакторах и при ядерных взрывах. Нейтроны также применяются в терапии рака. [c.334]

Исходя из состояния разработок реакторов, можно заключить, что период практического использования реакторов на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем придется на вторую половину 80-х годов— начало 90-х годов. Что касается реакторов на быстрых нейтронах с газовым (гелиевым) охлаждением, то эти реакторы находятся в стадии исследований и разработок экспериментальных реакторов. [c.192]

Из этих данных видно, что запасы угля в мире почти в 13 раз больше, чем нефти и в 16 раз больше, чем газа. Запасы урана при его использовании в реакторах-размножителях в 200 раз превышают запасы всех минеральных источников энергии. Отсюда авторы приведенной выше оценки мировых запасов энергетических ресурсов делают вывод в переходный к более обильным й чистым источникам энергии период уголь должен играть ведущую роль в Энергетическом балансе мира. [c.5]

Строительство АЭС в странах СЭВ планируется на ближайший период с применением советских энергетических реакторов на тепловых нейтронах с водой под давлением единичной электрической мощностью 440 МВт. Типовой проект предусматривает компоновку АЭС мощностью 880 МВт с двумя блоками по 440 МВт. [c.40]

До сих пор в электроэнергетике ПНР основную роль играют ТЭС, работающие на угле. К концу текущего десятилетия в стране планируется строительство атомной электростанции мощностью 800 тыс. кВт. За период 1980— 1990 гг. общую мощность АЭС Польши намечено довести до 8 млн. кВт. К 1990 г. предполагается построить АЭС с реакторами на быстрых нейтронах мощностью 1000 МВт. К 2000 г. ПНР, видимо, будет располагать АЭС общей мощностью 20 ГВт. [c.99]

Величину АК=К—1 называют реактивностью реактора. Если /С>1, то реактивность положительна и мощность реактора увеличивается, если К<1, то реактивность отрицательна и мощность уменьшается. Если реактивность постоянная, то относительный прирост мощности АЛ//(Л/Дт) за некоторое время Дт не зависит от времени. Величину Т= ДЛ / (Л/Дт)] , обратную относительной скорости приращения мощности, называют периодом реактора. Период численно равен времени, за которое нейтронный поток в реакторе (при постоянной относительной скорости) увеличивается в е=2,718... раз. Значение периода зависит от внесенной реактивности. При этом существенную роль играют так называемые запаздывающие нейтроны, что было отмечено еще в 1940 г. выдающимися советскими учеными Я. Б. Зельдовичем и Ю. Б. Харитоном. При делении ядра непосредственно выделяются не все нейтроны небольшая их часть (0,7% для 0,4% для 239ри) выделяется при радиоактивных превращениях осколков разделившегося ядра. Долю запаздывающих нейтронов обозначают р. Наличие запаздывающих нейтронов приводит к тому, что при внесении относительно небольшой положительной реактивности (Д/С СР) относительная скорость прироста мощности мала (период велик) и реактором легко можно управлять. При внесении больших реактивностей Д/С>Р относительные скорости велики (период мал). В табл. 11.1 приведены значения периода при различных значениях ДК/р (для реактора типа ВВЭР). [c.123]

Нужно отметить, что внешний ко[(ец волны, образующей ревербератор, либо замыкается на внешний конец волны другого ревербератора (образуя пару), либо движется, упираясь в стенку реактора. Периоды колебаний Тр (и соответственно длины волн Хр) всех ревербераторов в одном опыте одинаковы и определяются длительностью периода рефракторности для возбуждения собственным импульсом, В описанных экспериментах [c.153]

Суммарная интенсивность источников уквантов qy r) в активной зоне складывается из интенсивности источников первичного и вторичного у-излучения. При этом некоторая часть q (г), обусловливаемая мгновенным уизлучением деления и у-излу-чением, возникающим при захвате и неупругом рассеянии нейтронов, пропорциональна мощности реактора в рассматриваемый момент времени. Остальная часть ее, обусловливаемая запаздывающим у-излучением продуктов деления и активационным у-излучением, зависит от мощности и режима работы реактора в предыдущий период. [c.33]

Материнские продукты деления имеют обычно относительномалый период полураспада и поэтому не успевают проникнуть в теплоноситель, за исключением случая, когда оболочка твэла разрушена так, что теплоноситель начинает контактировать с горючим. Следовательно, наиболее общим моментом является рассмотрение изменения концентрации дочерних продуктов деления в теплоносителе работающего реактора. [c.95]

Защита контура теплоносителя должна обеспечивать снижение уровней излучений до заданных допустимых значений во всех окружающих его помещениях. Эти помещения могут быть обслуживаемыми во время работы реактора и не обслуживаемыми. Для второй категории помещений расчет защиты производится только с учетом остаточного уизлучениЯ, к которому следует отнести долгоживущие продукты активации и продукты деления. При этом обычно имеют в виду радиоактивные ядра с периодами полураспада, измеряемыми часами и ббльщими [c.100]

Если продукты деления образовались в реакторе с небольшой удельной мощностью (несколько киловатт на килограмм) и в результате сравнительно небольшой кампании (7< 180 дней), то горючее доступно для переработки уже через несколько месяцев. Например, после четырехмесячной выдержки удельная активность смеси продуктов деления уменьшается примерно в 30 раз, а у-эквивалент —в 50 раз [1]. С точки зрения защиты большой срок выдержки необходим еще и для того, чтобы максимально распались летучие продукты деления — изотопы радиоактивного иода (в основном 1 с 7 )/2 = 8,05 дня) и ксенона (в основном Хе с 7)/2 = 5,29 дня). Кроме того, такая выдержка необходима для распада изотопа Ва , дочерний продукт которого Еа имеют наиболее проникающие у-кванты (период полураспада Ва 71/2=12,8 дня). На рис. 13.4 показано изменение эффективного спектра у-излучения смеси продуктов деления в реакторе на тепловых нейтронах [1] в зависимости от 7 и 7 Видно, что наиболее проникающая компонента с эффективной энергией 1 = 2,25 Мэе дает минимальный вклад при выдержке /= 1004-150 дней. Дальнейшее возрастание вклада жесткой компоненты происходит главным образом вследст- [c.190]

В случае теплоносителя — обычной воды основной проблемой при работе реактора является защита от излучения самой воды. Наибольшим по удельной активности и интенсивности испускания проникающего излучения оказы-пается у-излучение ядер N . Эти ядра образуются в результате реакции О (я, p)N происходящей на быстрых нейтронах (энергия более 11,6 Л1эо). Радиоактивные ядра распадаются с периодом полураспада 7,35 сек (постоянная распада Л = 0,094 сек )- Каждый распад ядра сопровождается испусканием у-кваятов [c.316]

Другие изотопы кюрия можно получить присоединением к 9бСт2 2 нейтронов в последовательных реакциях (и, y) при длительном облучении в реакторах. При этом благодаря тому, что изотопы кюрия с А> 242 имеют большие периоды полураспада, [c.418]

Кипящие ядерные реакторы находятся в эксппуатадии в течение 30 пет. За этот период повреждения реакторов указанного типа и реакторного оборудования были, в основном, связаны с коррозионным растрескиванием под напряжением (КРР) степей аустенитного класса в высокотемпературной кислородсодержащей воде. [c.40]

Укрупнение энергоблоков на АЭС дает еще больший э1<ономи-ческпй эффект, чем для ТЭС и ГЭС. Это объясняется спецификой структуры капиталовложений в АЭС и отсутствием собственных нужд , а также некоторым уменьшением удельного расхода урана на первую загрузку реактора. По зарубежным даннгям, повышение электрической мощности корпусных ВВЭР с 500 до 1000 МВт дает снижение удельных капиталовложений на 20— 30%. Не меньшие выгоды ожидаются от повышения мощности канальных графито-водяных реакторов. В СССР в период 1965— 1975 гг. осуществился переход от реакторов мощностью 350— 400 МВт к реакторам мощностью 1000 МВт [29]. [c.164]

Вошедшая в опытную эксплуатацию 14 августа 1964 г., Ромашка безотказно действовала на протяжении почти двухгодового периода, проработав 15 тыс. час вместо планировавшихся 1 тыс. час. Через пять месяцев после пуска Ромашки , 22 января 1965 г., аналогичный реактор-преобразователь типа 10А электрической мощностью 0,5 кет был введен в действие в США. Установленный на борту искусственного спутника Земли, выведенного на орбиту 3 апреля 1965 г., он предназначался для питания электроэнергией бортовой аппаратуры, но через 45 суток по неизвестным причинам прекратил работу. [c.186]

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором воднографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт. [c.196]

Рассмотренная стратегия поэтапной перестройки производственной структуры ЭК позволяет продолжить начатое в 50-е гг. качественное совершенствование топливо- и энергоснабжения основных категорий потребителей. Главным средством такого совершенствования станет наряду с углеводородным топливом также ядерная энергия. Сказанное иллюстрирует рис. 4.3. Из него видно, что расход энергоресурсов на нетопливные нужды и в качестве сырья, а также на мелкие тепловые установки будет по-прежнему обеспечиваться только органическим топливом, причем все в большей мере — газом. На технологических установках промышленности домини-руюш,ую роль также сохранит органическое топливо, но во 2-й фазе переходного периода может начаться использование высокотемпературных ядерных реакторов — в черной и цветной металлургии, химической промышленности и т. д. Прирост потребления технологическими энергоустановками органического топлива будет практически полностью обеспечиваться газом (отчасти мазутом), а уголь сохранится здесь в доменном производстве (кокс) и, вероятно, в цементной промышленности, но крайней мере в восточных районах страны. [c.80]

С тех пор развитие атомной энергетики пошло семимильными шагами. За чрезвычайно короткий (в историческом масштабе) период было построено более 200 тепловых ядерных реакторов (рис. 17) (на замедленных нейтронах) общей мощностью около 120 ООО МВт (6 % мирового производства электроэнергии). Стала осуществляться мечта великих фантастов завладеть чудесным [c.40]

Этот процесс представляет собой расщнрен-ное воспроизводство ядерного горючего. Изотоп плутония относительно стабилен и имеет период полураспада более 24 тыс. лет. Но поскольку плутоний также не встречается в природе, этот период тоже не так уж долог. 2зэрц даже в большей степени, чем подвержен тепловой нейтронной реакции деления, и на одно деление у него образуется в среднем большее число нейтронов. Эти свойства были открыты на самых начальных этапах исследований ядерного деления, и во время второй мировой войны предпринимались интенсивные усилия наладить с помощью реакторов получение плутония в количествах, измеряемых килограммами. Первая ядерная бомба была взорвана 16 июля 1945 г. в Нью-Мехико около г. Аламогордо. Она представляла собой устройство, созданное на принципе деления плутония. [c.40]

За время службы актипной зоны реактор потребляет приблизительно половину ядерно-го топлива. За это время он, конечно же, должен оставаться в критическом состоянии. И, как следствие, с самого начала он должен содержать значительно больше ядерного топлива, чем требуется для поддержания критичности. Поэтому, чтобы обеспечить стабильную работу реактора в начальный период, должны использоваться регулирующие механизмы, с помощью которых из активной зоны можно выводить нейтроны без производства теплоты. С этой целью среди твэлов размещаются регулирующие стержни из материалов, имеющих большие сечения поглощения нейтронов, которые постоянно выводятся из активной зоны в течение всей работы реактора. Выше приведены сечения поглощения разных материалов, в том числе материалов стержней регулирования и других материалов, обычно применяющихся в реакторе. В реакторах некоторых типов в дополнение к регулирующим стержням для обеспечения дополнительного регулирования непосредственно в воду-замедлитель добавляют растворы соединений бора. [c.169]

Очень важной характеристикой реакторов БН является время удвоения, т. е. время, в течение которого масса ядерного топлива, первоначально находившаяся в топливном цикле реактора-размножителя, увеличится в 2 раза. Очевидно, этот период времени должен быть по возможности значительно меньше, чем расчетный срок службы установки. Если реактор-размножитель с общей загрузкой топлива Д1г, кг, работающий при мощности Я, МВт, производит топливо в количестве т, кг/iMBt сутки, тогда время удвоения <2 таково, что- [c.178]

Ниже рассмотрены различные варианты хранения отработавшего топлива. Из рис. 7.23 видно, что после пятилетней выдержки на изотопы стронция и цезия приходится максимум выделения теплоты на рис. 7.24 показана динамика снижения относительной токсичносги актинидов (т.е. U, Ри, Np, Am, m и т.д.). Период полураспада актинидов значительно больше, но их количество, которое необходимо хранить, значительно меньше. В действительности актиниды могут быть снова использованы в реакторе с последующим их превращением в нуклиды, имеющие более короткий период полураспада, при этом снижение КПД реактора будет минимальным. Без сомнения, эти доводы будут приняты во внимание, когда будет приниматься решение о побочной регенерации. Опасность, которая может возник- [c.198]

В данной работе для определения содержания олова в стекле использовали метод нейтронно-активационного анализа, позволивший существенно повысить точность определения толщины снимаемого слоя стекломассы, а, следовательно, и точность определения параметров диффузии. Образцы стекломассы размером 1 X 1 X X 0,3 см с примесями олова в граничном слое облучали в изотопном канале реактора ВВР-М ИЯИ АН УССР в потоке тепловых нейтронов — 5 нейтронов см сек, в течение 100 ч. Активность радиоактивных изотопов олова в снимаемых слоях стекла достигала 10 се/с-. Для исключения примесного v-излучения Na , которое наблюдается при облучении стекла, образцы выдерживались в течение двух недель (период полураспада равен 14,9 ч). [c.210]

Развитие атомных электростанций на ближайший период будет характеризоваться укрупнением единичных мощностей реакторов и всего оборудования ядерных паропроизводительных установок, паровых турбин, турбогенераторов, трансформаторов, а также в целом электростанций. Это позволит снизить удельную стоимость строительства, ускорить темпы наращивания мощностей, улучщить технико-экономические показатели работы электростанций и условия их эксплуатации. [c.186]

Энергетический блок с реактором ВВЭР-440 в начальный период развития атомной энергетики был типовым для ряда отечественных и зарубежных электростанций. В этом реакторе в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана-235 и образующийся в процессе работы реактора плутоний. Основными конструктивными элементами реактора ВВЭР являются корпус высокого давления, внутри-корпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора. Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине . В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя — замедлителя воды, равное 125 атм. [c.164]

Промьппленное освоение реакторов на быстрых нейтронах прогнозируется на период 1985—1990 гг., а после 1995 г. на их долю будет приходиться (предположительно) более половины прироста мощностей электростанций. Впредь до освоения реакторов-размножителей стоит задача увеличения мощности ныне применяемых реакторов до 2000 МВт и сокращения сроков сооружения АЭС до шести лет. Некоторые ученые на Западе утверждают, что строительство реакторов-размножителей может быть отложено, как минимум, до конца текущего столетия [c.318]

Развитие АЭС в СССР в десятой пятилетке велось по пути применения реакторов двух типов корпусных с простой водой под давлением (ВВЭР) и канальных водо-графитовых (РБМК). Такое решение помимо накопления широкого опыта позволило привлечь к производству специального оборудования для АЭС большой круг машиностроительных предприятий, что было особенно важно в первоначальный период становления атомного машиностроения. В десятой пятилетке кроме опытной установки с реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением на Шевченковской АЭС мощностью 350 МВт была создана промышленная установка такого же типа мощностью 600 МВт, введенная в действие на Белоярской АЭС в 1980 г. [c.136]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...