Экспериментальный реактор размножитель (EBR)

Рис. 7.15. Экспериментальный реактор-размножитель EDR-11

В 1951 г. в США был испытан экспериментальный реактор-размножитель EBR l тепловой мощностью 1,4 Мет, охлаждаемый жидким металлом. Активная зона реактора окружена внутренней и внешней зонами воспроизводства. Активная зона и внутренняя зона воспроизводства охлаждаются сплавом натрий—калий, внешняя зона воспроизводства — воздухом. Сплав натрий—калий первого контура поступает из реактора при температуре 316° С в первичный теплообменник, где он отдает тепло сплаву натрий— калий второго контура. Вторичный теплоноситель протекает через первичный теплообменник, парогенератор и резервуар. Циркуляция в первом и втором контурах принудительная и осуществляется с помощью электромагнитных насосов постоянного тока. [c.103]

Экспериментальный реактор размножитель (EBR), 407, 408 Эксперименты на быстром импульсном реакторе 411—413 [c.485]

В работах [78, 79] описывается импульсное вихретоковое оборудование, которым проконтролировано приблизительно 41 480 ж плакированных топливных элементов экспериментального реактора-размножителя ЕВР-П. Мультивибратор запускает два тиратрона, которые создают большие импульсы тока в проходном преобразователе дифференциального типа. Выходной сигнал от приемной катушки преобразователя усиливается, выпрямляется и анализируется. Изменение постоянной составляющей также усиливается и записывается. Увеличение сигнала приводит к срабатыванию сигнализационного реле, которое подключает громкоговоритель к звуковому генератору. Возбуждающая катушка находится в центре, а измерительные катушки расположены по ее сторонам. Для балансировки катушек применяется активно-емкостная компенсирующая цепь резисторы в то же время служат для демпфирования катушек для сокращения длительности затухающих колебаний при ударном возбуждении. Из приведенных в тех же работах диаграмм сигналов от двух дефектов видно, что величина сигналов превышает постоянно присутствующий шумовой фон, вызванный неоднородностью трубы. [c.412]

Более или менее ясны общие принципы термоядерного синтеза, но необходимые экспериментальные разработки чрезвычайно дороги и требуют международного сотрудничества. Поэтому прогресс в этой области замедлен, и, по-видимому, на первой стадии потребуется создание очень крупных централизованных электростанций. Как термоядерный синтез, так и быстрые реакторы-размножители открывают возможности практически неограниченного производства энергии. Коммерческое использование реакторов-размножителей ожидается в обозримом будущем, поэтому при разработке прогнозов они включались в сектор традиционной ядерной энергетики. Техническая возможность термоядерного синтеза в широких масштабах должна быть еще доказана, поэтому при прогнозировании он включался в сектор нетрадиционных источников энергии. Термоядерный синтез имеет ряд теоретических преимуществ по сравнению с реакторами-размножителями меньшую степень риска как в физическом, так и в политическом отношениях, меньший уровень радиоактивности при эксплуатации и в отходах, а также, при разумном проектировании с самого начала, меньшую степень воздействия на окружающую среду. [c.361]

В Англии с 1959 г. ведутся исследования экспериментального реактора-размножителя на быстрых нейтронах DFR в Даунри тепловой мощностью 60 МВт, электрической мощностью 20 МВт. В его активной зоне размещены кольцевые ТВЭЛ из уран-молиб-денового сплава в оболочке из ниобия. ТВЭЛ верхней и нижней торцовых зон воспроизводства выполнены из природного урана. Внешняя зона воспроизводства содержит 200 стержней природного урана длиной 2,44 м, диаметром 31,8 мм в оболочках из нержавеющей стали. [c.152]

Экспериментальный реактор-размножитель. Представляют интерес два примера измеренных передаточных функций, которые указывают на возможность появления неустойчивости реактора при достаточно высокой мощности. Первый пример связан с одним из первых быстрых реакторов— экспериментальным реактором-размножителем EBR-I. Определение передаточной функции в 1955 г. было одним из первых таких измерений на реакторе. Осцилляции мощности в определенных условиях наблюдались в активной зоне Mark II. Передаточная функция последовательно определялась в широком диапазоне условий с использованием метода осциллирующего стержня. [c.407]

Был описан опыт [74], накопленный при работе с импульсными вихретоковыми системами для контроля труб. Система, со-держаш,ая преобразователь с маской проходного типа, применялась для контроля плакирующих труб из нержавеющей стали типа 304. Эта установка отбраковывала трубы с дефектами, уменьшающими толщину стенки трубы более чем на 10%. Контролируемые трубы имели толщину стенки 0,23 мм, внутренний диаметр 3,96 мм и использовались для плакировки топливных элементов в экспериментальном реакторе-размножителе ЕВК-И. Скорость контроля составляла 3,7 м1мин, было проверено 18 600 м труб. Для контроля труб из нержавеющей стали типа 304 с толщиной стенки 0,5 мм также использовался накладной преобразователь с маской. В качестве 10%-ного эталонного дефекта была сделана риска на внутренней поверхности трубы, длина которой составляла 0,5 мм, а глубина 10% толщины стенки. Было обнаружено, что шумы и помехи не превышали 20% сигнала эталонной риски. [c.410]

Эксплуатация реакторов-размножителей на быстрых нейтронах сопряжена со значительными трудностями, связанными главным образом с исключительно высокой плотностью энерговыделения и с трудностью регулирования, возникающей в связи с тем, что регулирующие стержни слабо поглощают быстрые нейтроны. Высказывались мнения, что строительство промышленных энергетических установок на быстрых нейтронах вообще нереально. Сейчас, однако, доказано, что энергетика на быстрых нейтронах столь же реальна, как и на медленных. В США с 1962 г. эксплуатировался энергетический реактор на быстрых нейтронах Энрико Ферми с электрической мощностью 60 МВт. В te P первый экспериментальный реактор БР-2 на быстрых нейтронах был создан в 1956 г. в Обнинске. На Шевченковской АЭС с 1972 г. работает энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350. Его тепловая мощность 650 МВт, электрическая — до 120 МВт. Он используется для получения пресной воды из Каспийского моря и вырабатывает до 80000 тонн пресной воды в сутки. В Мелекесе работает реактор на быстрых нейтронах БОР-60 мощностью 60 МВт. На Белоярской АЭС сооружается реактор БН-бОО с электрической мощностью 600 МВт. Ведутся разработки быстрого реактора БН-1690, который в будущем должен стать основой серийных блоков АЭС. За рубежом работают два энергетических реактора на быстрых нейтронах, один в Англии, а другой — во Франции. [c.588]

Обширные исследования и разработки по программе создания реакторов-размножителей на быстрых нейтронах ведутся во Франции, США, Великобритании, ФРГ и Японии. Интересно отметить, что в США вслед за первыми исследовательскими реакторами еще в 1956 г. было начато, по-видимому, преждевременное строительство АЭС им. Энрико Ферми с реактором на быстрых нейтронах мощностью 60 МВт. В 1963 г. реактор был пущен, и его эксплуатация продолжалась по октябрь 1966 г., когда произошла авария с расплавлением тепловыделяющих элементов. Ликвидация аварии заняла почти четыре года. В конце концов там было принято решение этот реактор законсервировать. В настоящее время основные усилия в США направлены на реализацию проекта демонстрационной АЭС с БН с жидкометаллическим теплоносителем мощностью около 400 МВт, пуск которого намечен на 1983 г. В Великобритании в 1963 г. был пущен экспериментальный реактор в Дунрее мощностью 15 МВт, затем была введена в эксплуатацию АЭС с прототипным реактором мощностью 250 МВт. После накопления опыта предполагается построить АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 1300 МВт. [c.172]

Интересный новый тип быстрого реактора — газовый реактор с диссоциирующим газом в качестве теплоносителя — разрабатывается по общему координационному плану Академиями наук БССР, УССР, МССР. Однако для практической реализации проектов мощных энергетических быстрых реакторов-размножителей потребуется не только опыт эксплуатации экспериментальных реакторов, но и решение ряда сложнейших научных и инженерно-технических задач. Поэтому развертывание серийного строительства АЭС с мощными реакторами-бридерами предполагается только в следующем десятилетии [31. [c.4]

Теплообменный аппарат и парогенератор АЭС EBR-II (США). Экспериментальная энергетическая атомная установка с охлаждаемым натрием реактором-размножителем на быстрых нейтронах тепловой мощностью 62,5 Мет была введена в эксплуатацию в 1963 г. Установка выполнена по трехконтурной схеме и включает теплообменный аппарат и парогенератор, состоящий из восьми испарительных и четырех нароперегревательных секций. [c.120]

Указанные преимущества обусловливают высокие техникоэкономические пдказатели атомных электростанций с реакторами-размножителями или с реакторами-конверторами на расплавах солей. В США с 1965 г. эксплуатируется экспериментальный реактор такого типа и проектируется реактор мощностью порядка 1000 МВт. [c.19]

Первый экспериментальный энергетический быстрый Я. р, небольшой мощности (17 Мет) был введен в строй в США в 1962 г. Сооружен также энергетический быстрый я. р. Энрико Ферми и ведутся работы по o Boeiniro его проектной мощности (61 Мет). В СССР разработан быстрый реактор-размножитель БН-350 для атомной электростанции с электрич. мощностью 350 Мат с кпд 35% (тепловая мощность реактора 1000 Мет). Ведется разработка проекта быстрого энергетич реактора БН-1000 электрич. мощностью 10 кет. Применение топлива из монокарбида U и монокарбида Ри позволяет получить в БН-1000 коэфф. воспроизводства 1,75. Благодаря быстрым реакторам-размножителям производство электроэнергии на атомных электростанциях возможно за счет 1]зз8 (ц-торого в природе в 140 раз больше, чем [c.554]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...