Экспериментальный кипящий реактор

В [1] предложен подход к оценке массопереноса и отложения продуктов коррозии железа в первых контурах АЭС с кипящими реакторами, основанный на определенных модельных представлениях о механизме отложения продуктов коррозии и дающий удовлетворительное согласование с экспериментальными данными. Перенос радионуклидов, определяющих радиационное состояние первого контура АЭС с водным теплоносителем при остановленном реакторе, неразрывно связан с переносом продуктов коррозии [2]. Поэтому из подхода [I] можно получить зависимости для расчета констант осаждения радионуклидов продуктов коррозии (ПК). В модельных представлениях, лежащих в основе подхода [1], предполагается, что продукты коррозии железа (ПКЖ) в реакторной юде находятся в двух физикохимических формах растворенной и нерастворенной. Продукты коррозии обеих форм могут откладываться на поверхностях контура АЭС, но механизмы отложения неодинаковы и описываются различными формулами. [c.128]

Экспериментальный кипящий водяной реактор. Образование паровых пузырей в кипящих водяных реакторах является важным механизмом обратных связей, посредством которого мощность реактора влияет на реактивность. В ранних исследованиях таких реакторов [60] считалось, что они должны быть сконструированы так, чтобы образование паровых полостей уменьшало реактивность. Тем не менее опасались, что из-за наличия временного интервала, существующего между процессами генерации мощности и образованием пузырей, реактор может стать неустойчивым или иметь осцилляции мощности (см. разд. 9. 4. 7). [c.408]

Знание истинных паросодержаний весьма важно в атомной технике, так как этот параметр определяет протекание основных физических процессов в кипящих атомных реакторах. Применение радиоактивных излучений для проведения такого рода исследований позволило поставить экспериментальные работы, которые невозможно было осуществить при использовании других методов измерения. [c.6]

Опыты были проведены на установке, состоящей из реактора и холодильников со сборником конденсата. Реактор представляет собой цилиндр, в основаниях которого вмонтированы иллюминаторы из стекла для киносъемок и визуального наблюдения. Реактор снабжен двумя подогревателями для поддержания желаемого температурного режима. Конструкция реактора позволяла вести опыты как с вертикальным, так и с горизонтальным расположением рабочей трубки в объеме кипящей жидкости. Держатели экспериментальной трубки, являющиеся одновременно и токопроводами, и штуцер для вывода пара монтировались на крышке реактора. Один из токопроводов дренировался и сквозь него проходила термопара для измерения температуры воздуха внутри [c.129]

В последнее время экспериментально подтверждена возможность работы реактора на кипящей воде, что дает возможность упрощения энергетической схемы атомной электростанции. [c.395]

Эйлера уравнения, вариационная теория 239—246 Эйнштейна модель кристалла 271 Экспериментальный кипящий реактор (EBWR) 408, 409 [c.485]

Экспериментально проверенная в 1957 г. на Обнинской АЭС тепловая схема первого блока Белоярской станции определила существенное повышение параметров пара (см. табл. 5) и улучшение условий теплосъема, составив значительное событие в развитии атомной энергетики. Для строительства второго блока той же АЭС, начатого в 1964 г., принята еще более экономичная , более компактная и, как показали предварительно проведенные опыты, практически безопасная по радиоактивному загрязнению турбинного тракта одноконтурная схема тепловых коммуникаций с графито-водяным кипящим реактором электрической мощностью 200 тыс кет, без теплообменников. Такая же одноконтурная схема с кипящим реактором ВК-50 мощностью 50 тыс. кет осуществлена на Ульяновской АЭС, сооруженной к 1965 г. на территории Мелекесского научно-исследовательского института атомных реакторов. [c.177]

В докладе Бартона и др. [77] изложены результаты экспериментальной оценки прогнозированного максимального давления в защитной оболочке кипящего реактора, выполненные при проектировании АЭС Гумбольт-Бей . Целью эксперимента было определение последствий разрыва реакторного контура и исследование возможностей снижения давления в защитной оболочке с помощью специального устройства, осуществляющего сброс из нее пароводяной смеси через опускные трубы под слой воды в специальную емкость. [c.102]

Данные о радиолизе в кипящих водных реакторах корпусного типа с замкнутым циклом приведены в табл. 4.6. Вреден [33] обобщил опыты на экспериментальных легководных реакторах США до 1961 г. Хэммер и др. [17] сообщили об обширных исследованиях влияния большинства параметров, отмеченных выше, иа радиолиз в реакторе HBWR. Данные по промышленному реактору были получены от Редмана [36] в Дрездене, [c.93]

Вопрос о паросодержапии является ключевым вопросом гидравлики и теплообмена в рассматриваемой области. Помимо того что знание паросодержа-ния необходимо для расчета циркуляционных характеристик и кинетики активных зон кипящих реакторов, без него вряд ли возможно получить исчерпывающие рекомендации но коэффициентам теплоотдачи и гидравлического сопротивления, а также условиям возникновения кризиса теплообмена. До последнего времени вышеупомянутые величины изучались, как правило, без учета истинных па-росодержаний в потоке, что происходило, по-видимому, из-за отсутствия надежных расчетных зависимостей. Можно надеяться, что совместная постановка этих задач позволит по-новому взглянуть на систему определяющих критериев, получить единые но форме расчетные зависимости при наличии и отсутствии термодинамического равновесия фаз в потоке, разобраться с влиянием предыстории потока и помочь обобщению экспериментальных данных при неравномерном обогреве по длине канала и в нестационарных условиях. [c.80]

Радиоизотопные излучения применяются также для решения такой экспериментальной задачи, как исследование качества пара в кипящих реакторах, когда приходится считаться с возможным присутствием в пробе ряда радиоактивных изотопов, подлежащих раздельному определению. В иных случаях для измерения ядер-ного излучения, особенно при малой активности источника, в целях повышения точности полезно избавиться от влияния посторонних источников ядерного излучения (фона) или хотя бы уменьшить это влияние. В зависимости от задачи эксперимента применяют схему регистрации совпадений или антисовпадений. [c.32]

Измерения передаточной функции были проведены на экспериментальном кипящем водяном реакторе EBWR — гетерогенном реакторе с замедлителем и теплоносителем в виде обычной воды и с естественной циркуляцией. Некоторые результаты, полученные при рабочем давлении около АО атм, показаны на рис. 9.18. Имеются признаки резонанса при мощности, близкой к 20 Мвт и он очень заметен при мощности 50 Aie/n. Очень хорошее согласие с наблюдаемыми передаточными функциями было получено из расчетов, основанных на [c.408]

Для хромоникелевых коррозионно-стойких сталей типа 08Х18Н10Т, их сварных соединений и наплавок в одной рабочей среде значение коэффициента Со (см. табл. 2) увеличивают в 2 раза, а при контакте несплошностей в деталях из тех же сталей с обессоленной водной средой кипящих реакторов (водой, паром, пароводяной смесью) коэффициент Со увеличивают в 10 раз. Допускается использование экспериментально обоснованных диаграмм усталостного разрушения в рабочей среде заданных параметров с учетом механических факторов К и аК. [c.36]

Отметим, что для всех моделей эффект выделения газа одинаков, поскольку для представляющих интерес величин В и х член выделения газа g/B дает основной вклад. Хэммер и др. [17] не смогли получить надежные оценки выделения газа из проходящей через канал воды на всем его протяжении в кипящем тяжеловодном реакторе в Хальдене (HBWR) при 28 кГ/см . Приближенные измерения дали среднюю эффективность выделения около 41% от теоретического. Однако они считали на основе всех экспериментальных результатов, что общая эффективность выделения довольно близка к той, которую можно ожидать, предполагая равновесное распределение газа между паром и водой [см. уравнение (4.43)], Расчеты автора для того же реактора показывают, что эффективность конденсации была близкой к теоретической. [c.82]

Выну/кденная конвекция кипящей воды в вертикальных каналах широко используется для охлаждения ядерных реакторов и других высоконапряженных теплогенерирующих систем. Одним из наиболее важных факторов, ограничивающих теплонапряжен-ность таких систем, является критический тепловой поток. Критические условия характеризуются резким уменьшением теплоотдачи от нагретой поверхности, что может привести к повреждению этой поверхности. До недавнего времени большая часть экспериментальных исследовании, посвященных этой проблеме, была направлена на испытание секций с постоянным но длине тепловым потоком. Следовательно, большое количество имеющихся экспериментальных данных, строго говоря, не может быть непосредственно использована для расчета реакторов, так как распределение теплового потока в реакторах является неравномерным. Кроме того, немногочисленные данные, полученные для случая неравномерного теплового потока, показывают, что критический тепловой поток в подобных условиях может оказаться существенно ниже, чем для постоянного по длине теплового потока, при одинаковых гидродинамических условиях. Таким образом, проведенное экспериментальное и аналитическое исследование [1] было предпринято с целью определения влияния аксиальной неравномерности теплового потока на критический тепловой поток в пароводяных смесях. [c.213]

Гафнии нашел небольшое промышленное применение вследствие ограниченной доступности и высокой стоимости, что обусловлено трудностью его отделения от циркония. Однако за последние годы этот металл стал несколько более доступным, так как он является побочным продуктом производства реакторных сортов циркония. В связи с этим представляют интерес потенциальные возможности его применения в качестве материала для регулирующих стержней в ядерных реакторах с водяным охлаждением. Помимо того что гафний имеет большое поперечное сечение захвата тепловых нейтронов, 011 обладает превосходными механическими свойствами и высокой коррозионной стойкостью. Пруток иодидного гафния можно применять без оболочки для гомогенных регулирующих стержней. Одним из самых важных критериев, определяющих выбор материалов для регулирующих стержней, является их устойчивость к действию излучений. Гафний считается полностью изученным долгоживущим и сильно выгорающим поглощающим материалом с точки зрения повреждения под действием излучений. Регулирующие стержни из гафния успешно применяются во время работы активной зоны реактора подводной лодки Наутилус 114, 40]. Регулирующие стержни из этого материала применяются также в экспериментальном реакторе с кипящей водой 122] и в шиппингпортском реакторе. [c.198]

Электрохимические условия в вершине трещины существенно отличаются от условий на поверхности [239, 263]. Вследствие этого роль коррозионньгх процессов на стадии развития разрушения может оказаться значительной, а результаты воздействия коррозионной среды — неоднозначными. Так, исследования циклической трещиностойкости углеродистых и низколегированных сталей в феде номинальных параметров реакторов с кипящей водой [330], а также другие эксперименты позволили сделать вывод [263], что диаграммы усталостного роста трещины в коррозионной среде не являются инвариантными характеристиками трещиностойкости материала. Их параметры зависят от начальньи условий нагружения, геометрии образца, длительности нагружения. Однако экспериментально установлено [240], что коррозионную трещиностойкость материала в водных средах однозначно огфеделяют конкретные сочетания значений коэффициента интенсивности напряжений, водородного показателя среды и электрохимического потенциала в вершине трещины. [c.490]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...