Элемент тепловыделяющий в ядерном

Можно привести многочисленные примеры подобных процессов. Ограничимся упоминанием о том, что при течении электрического тока в проводнике выделяется теплота. Теплота выделяется и в объемах тепловыделяющих элементов, и в замедлителе ядерного реактора. Кроме того, при протекании некоторых химических реакций в объеме рассматриваемого тела выделяется (поглощается) теплота. [c.51]

Основой атомной энергетической установки (АЭУ) является ядерный реактор, в тепловыделяющих элементах которого происходит управляемая и регулируемая реакция деления ядер атомного топлива. Образующаяся в реакторе теплота отводится циркулирующим теплоносителем. АЭУ бывают одноконтурными, двухконтурны-ми или трехконтурными. При одноконтурной схеме теплота ядерной реакции передается непосредственно рабочему телу, которое направляется в обычную паросиловую или газотурбинную установку. Таким образом, при одноконтурной схеме ядерный реактор выполняет функцию камеры сгорания и парогенератора. При двухконтурной схеме промежуточный теплоноситель воспринимает теплоту в ядерном реакторе и отдает ее рабочему телу в парогенераторе. Трехконтурная схема предполагает наличие еще одного внутреннего контура между контуром первичного теплоносителя и контуром, в котором циркулирует рабочее тело. [c.216]

Гигантские ядерные реакторы, применявшиеся в первых атомных электростанциях, были прямыми потомками реактора Ферми в них использовались тот же тип ядерного топлива (природный уран) и тот же замедлитель (графит). Однако в отличие от атомного котла назначение этих реакторов было вполне мирным в качестве атомных печей они заменили в тепловых электростанциях обычные печи, работающие на угле или нефти. На рис. 24 схематически (в разрезе) представлен один из таких реакторов, в котором тепло от тепловыделяющих элементов — урановых стержней диаметром около 25 мм —отводится с помощью циркулирующего газа. Нагретый в реакторе до высоких температур газ поступает в теплообменники, где отдает свою тепловую энергию, а затем вновь возвращается в реактор. В качестве теплоносителя используется сжатый углекислый газ, поскольку он вполне безопасен, дешев, не слишком поглощает нейтроны и эффективен как теплоноситель. Чтобы предохранить неядерные части реакторной установки от радиоактивного заражения и исключить возможное химическое воздействие на урановое топливо со стороны горячего газа, тепловыделяющий элемент заключался в прочную оболочку, имеющую ребристую поверхность для более эффективной передачи тепла углекислому газу . [c.80]

Важное значение имеет использование сферических частиц из тугоплавких соединений для создания тепловыделяющих элементов в ядерной энергетике [32]. [c.57]

В некоторых случаях, например в ядерно-энергетических установках с водоохлаждаемыми реакторами, наличие водорода в воде является полезным (применяется искусственное поддерживание концентрации На в воде —5—10 мг/л) для связывания растворенного кислорода и подавления диссоциации воды под действием радиации. Наличие в воде азота на упомянутых установках является вредным, так как под действием радиации вступает во взаимодействие с водородом, образуя аммиак (повышение pH, опасное для алюминиевых оболочек тепловыделяющих элементов увеличение нагрузки ионитных фильтров, очищающих первичный теплоноситель— воду), или с кислородом, образуя азотную кислоту, понижающую pH воды. [c.371]

Термоионные генераторы в ядерных установках могут размещаться непосредственно в тепловыделяющих элементах на внешней поверхности активной зоны и даже вне активной зоны (например, в теплообменниках). [c.106]

Величина снимаемых тепловых элементов зависит также и от рационального конструктивного решения самих тепловыделяющих элементов и активной зоны реактора. Одна из перспективных конструкций тепловыделяющих элементов высокотемпературного ядерно го реактора, работающего на тепловых нейтронах, уже упомянута выше. Тепловыделяющие и одновременно замедляющие элементы выполняются в виде шаров, образующих при засыпке в активную зону реактора слой шаровой насадки. Шаровая насадка имеет сильно развитую поверхность теплообмена и боль-щие коэффициенты теплоотдачи. Отвод тепла от активной зоны реактора можно осуществить, пропуская сквозь слой шаровой насадки теплоноситель со скоростью, достаточной для поддержания безопасной рабочей температуры шаров. В качестве теплоносителя можно применить газ (парогазовую смесь), находящийся под высоким давлением. [c.68]

Керамика из оксида урана UO2 имеет высокую температуру плавления — 2760 °С, очень высокую плотность 10,96 г/см , обладает радиоактивностью. Она применяется для тепловыделяющих элементов в ядерных энергетических установках. [c.254]

Высокая химич. и структурная стабильность UO2, а также возможность достижения более высоких рабочих темп-р тепловыделяющих элементов ядерных реакторов при применении UO (по сравнению с металлическим ураном) послужили причиной широкого использования UO2 в ядерной технике. [c.365]

Для обеспечения цепной (самоподдерживающейся) реакции необходимо применять в ядерных реакторах в качестве горючего обогащенный уран, а также вводить в активную зону реактора замедлитель нейтронов (обычная или тяжелая вода, графит). Упрощенная схема ядерного реактора изображена на рис. 2-5. Ядерное горючее в нем размещено в тепловыделяющих элементах (твэлах) 1. Они окружены отражателем 5 для того, чтобы нейтроны не покинули реактор. Выделяющееся при распаде тепло передается циркулирующей в трубках (каналах) 3 и 4 жидкости, являющейся теплоносителем. Такой тип реактора (рис. 2-5,а) называют канальным. Теплоносителем в нем служит вода, замедлителем — графит. [c.9]

Необходимость в решении таких задач возникает при исследовании самых разнообразных вопросов, например при моделировании тепловых процессов в активной зоне ядерного реактора, при рассмотрении теплоотдачи тепловыделяющих элементов реакторов, в вопросах теплообмена трубопровода с грунтом, массопереноса, сопровождающегося химическими превращениями, через цилиндрическую пористую среду и т. д. [c.412]

Масс-спектрометрический метод — один из наиболее чувствительных методов контроля герметичности — применяют для испытаний собранных гидравлических, газовых, топливных систем и их элементов, агрегатов и отсеков изделий авиационной и судостроительной промышленности, емкостей и тепловыделяющих элементов в ядерном реакторостроении, емкостей и систем в химическом машиностроении и других изделий машиностроения. [c.261]

В области неоднородной бигармонической проблемы имеют значение исследования различных двоякопериодических задач термоупругости, связанных с расчетами тепловыделяющих элементов в ядерных реакторах. [c.8]

Дифференциальные уравнения для процессов теплоотдачи. В ядерной энергетике приходится встречаться с разнообразными условиями протекания конвективного теплообмена. Из этого многообразия можно выделить два типа процессов теплоотдачи, которые встречаются наиболее часто и в то же время являются сравнительно простыми. Первый из них связан с определением плотности теплового потока др на поверхности нагрева, если задана температура этой поверхности tp а также условия отвода тепла путем теплоотдачи. С таким процессом теплоотдачи наиболее часто встречаются при проектировании теплообменных аппаратов, в которых тепло от более нагретой жидкости передается к менее нагретой через разделяющую их стенку. Второй тип процессов теплоотдачи связан с определением температуры tp поверхности твердого тела, если заданы плотность теплового потока др на этой поверхности и условия отвода тепла от нее. Такие процессы встречаются главным образом при расчетах охлаждения тепловыделяющих элементов энергетических ядерных реакторов. [c.237]

Тепловыделяющие элементы ). Из рассмотрения кривых на рис. 15.8 видно, что для получения высоких характеристик рабочего тела требуется нагрев газа в активной зоне реактора до высоких температур. Так как газ нагревается расщепляющимся горючим, то очевидно, что тепловыделяющие материалы должны работать при температурах выше максимальной температуры газа в системе. Для эффективного использования твердых тепловыделяющих элементов в ядерном реакторе теплообменного типа, схема которого приведена на рис. 15.10, рабочая температура должна поддерживаться близкой к точке плавления лучших температуростойких материалов. [c.514]

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора выполнен из смеси карбида урана и графита в виде цилиндрического стержня диаметром rf = 12 мм. [c.28]

Анализ течения жидкого или газообразного теплоносителя на основе уравнений Навье—Стокса проводится при проектировании ядерных реакторов. Кроме того, особо важная роль при проектировании ядерных установок отводится расчету тепловыделяющей системы, математической моделью (ММ) которой является нестационарное уравнение теплопроводности. В этом случае в уравнении (1.6) дополнительно появляется член, описывающий изменение искомого температурного поля во времени. При анализе тепловых процессов в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), например в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, уравнение теплопроводности удобнее записывать в сферических координатах в виде [c.10]

Температура реактора tp определяется предельно допустимой температурой ядерного горючего и представляет собой среднее значение температуры в центре тепловыделяющих элементов реактора. Средняя разность температур теплоносителя и рабочего тела е зависит главным образом от рабочего тела термодинамического цикла. [c.592]

Ядерное топливо (делящиеся и воспроизводящие нуклиды) помещают в ядерный реактор обычно в оболочке из материала, слабо поглощающего нейтроны. Соответетвующая конструкция получила название тепловыделяющего элемента (твэла). [c.340]

Применение ядерного топлива кроме производства электроэнергии возможно и целесообразно также для централизованного теплоснабжения, что позволит дополнительно ограничить расходование органического топлива в стране. При современной схеме работы энергетических ядерных реакторов по открытому топливному циклу без извлечения из отработавших тепловыделяющих элементов содержащихся в них делящихся веществ и повторного использования этих веществ каждая единица массы природного урана, направленная для теплоснабжения, замещает относительно больщее количество органического топлива, чем при использовании ее для производства электроэнергии. Это определяется соотношением коэффициентов полезного действия соответствующих установок на органическом и ядерном топливе и повышает значение данной проблемы. [c.149]

Ядериое топливо. Я. г. в чистом виде в ядерном реакторе использоваться не может из-за низкой темп-ры плавления, хим. активности, коррозионной неустойчивости, высокого уд. энерговыделения и др, причин. Вещество, содержащее делящиеся нуклиды и размещаемое в виде сердечников тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) в активной зоне реактора, наз. ядерным топливом. Оно представ- [c.664]

В настоящее время предложены и применяются в ядерных энергетических реакторах тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) самой различной геометрии. Так, в работе [1] авторами приводится описание круглых и пластинчатых ТВЭЛов, сребренных продольными ребрами, которые так же, как и тело ТВЭЛа, заполнены активным материалом. Такие элементы имеют преимущества по сравнению с неоребренными не только ввиду развитой поверхности теплосъема, но и по целому ряду технологических соображений. [c.106]

Актиноиды. р-Фазы (кубические объемпоцентрированные) иттрия и тория образуют непрерывный ряд твердых растворов фазы, устойчивые при комнатной температуре, образуют твердые растворы в широкой области [6J. С ураном иттрий не смешивается ни в расплавленном, ни в твердом состоянии [11]. Шейнгарц [171 предложил диспергировать уран в иттрии и использовать такой материал в качестве тепловыделяющих элементов в ядерных реакторах, что облегчило бы проблему радиационных повреждений. Еще раньше упоминалось об использовании иттриевых контейнеров для жидких сплавов урана. [c.259]

По понятным причинам не предполагается, что плутоннн когда-либо приобретет значе[[ие как конструкционный материал, поэтому о его прочностных свойствах имеется очень мало данных. Вполне очевидно, что применение твердого нелегированного металлического плутония в виде тепловыделяющего элемента в ядерном реакторе невозможно из-за наличия шести аллотропических модификаций и больших изменений объема при пресра-ш ен[[ЯХ [30, 72, 102, 184]. [c.538]

Применение. Ниобий — один из основных компонентов при легировании жаропрочных сталей и сплавов. Сплавы ниобия применяют в химическом машиностроении, в радиоэлектронике вместо дорогого тантала (экраны, катоды мощных генераторных ламп, аноды некоторых типов ламп, трубки, сетки с максимальной рабочей температурой 2100° Сит. д.), в ядерных реакторах, в качестве материала оболочек тепловыделяющих элементов и емкостей для расплавленных металлов, в авиации (лопатки газовых турбин авиадвигателей). Относительно новая область применения ниобия — в качестве основы сверхпроводящих материалов, так как у ниобия максимальная среди металлов температура перехода в сверхпроводящее состояние (8,9 К). Так, у сплавов системы Nb—Zr критическое магнитное поле достигает 80 кГс, плотность критического тока (4—6)-10 А/см и температура перехода-в сверхпроводящее состояние 11 К. Высокими сверхпроводящими свойствами (18,1 К) отличается соединение NbsSn, на базе которого уже созданы сверхпроводящие магниты на 100, 1ЭД кгс и выше. [c.551]

Широкое распространение получили атомные энергетические установки (АЭУ) с водо-водяными двухконтурными реакторами (ВВЭР), а также с графито-водными, тяжеловодными и графито-газовыми реакторами, В первом контуре ВВЭР водный теплоноситель переносит тепло от тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), в которых протекает ядерная реакция, к парогенераторам. В отечественных ВВЭР в первом контуре поддерживается смешанный калий-аммиачный режим при борном регулировании. Состав теплоносителя при этом режиме калий — [c.208]

Новые области применения тугоплавких металлов не ограничиваются сверхзвуковой авиацией и ракетной техникой. Ванадий и ниобий благодаря малому поперечному сечению захвата тепловых нейтронов успешно применяются в ядерной энергетике. Из ванадия изготовляют тонкостенные трубы для атомных реакторов его применяют для тепловыделяющих элементов, так как он не сплавляется с ураном и имеет хорошую теплопроводность и достаточную коррозионную стойкость. Ниобий применяют для изготовления оболочек тепловыделяющихся элементов. Ниобий не взаимодействует с расплавленными натрием и висмутом, которые часто применяют в качестве теплоносителя, и не образует с ураном хрупких соединений. [c.480]

Ядерное топливо, в том числе и свежее, является источником радиоактивных излучений, поэтому при работах с ним необходимо соблюдать требования [28.1], [28.2], [28,3] и [28.4]. В свежем (необлу-ченном) топливе источником радиоактивных излучений являются тепловыделяющие элементы (твэлы), в которых содержится радиоактивное делящееся вещество — уран, обогащенный изотопом урана-235. Твэлы в ТВС заключены в герметичную оболочку. Естественная радиоактивность урана не велика, и по радиотоксичностй он относится к группе В. Однако свежий уран является альфа-излучателем, т. е. при попадании его внутрь- организма возникает особая опасность. [c.347]

Специальные сплавы на основе магния широко используют в ядерной технике в качестве материала оболочек тепловыделяющих урановых элементов в газоохлаждающих реакторах. [c.125]

В связи с расчетами тепловыделяющих элементов в ядерных реакторах С. Л. Соболев и Г. В. Мухина [4.33] (см. также книгу [7.4]) рассмотрели следующую задачу. В неограниченном упругом пространстве с двоякопериодической системой (правильной треугольной или квадратной) одинаковых цилиндрических полостей круглого поперечного сечения равномерно распределены тепловые источники постоянной интенсивности. Теплоотвод осуществляется через поверхности полостей наружу, причем температура поверхности постоянная и одинакова для всех каналов. Авторы решают задачу приближенно методом Ритца. Двоякопериодическая функция напряжений аппроксимируется тригонометрическими полиномами таким образом, чтобы для случаев правильной треугольной и квадратной решеток выполнялись условия геометрической и силовой симметрии. [c.240]

Современные энергетические реакторы используют ядерное топливо в виде оксида урана. Оксид урана, обогащенный делящимися изотопами, готовится из урановой руды и отработавшего топлива на специальных радиохимических заводах, где из них изготовляют тепловыделяюпще элементы. Как уже отмечалось, тепловыделяющие элементы выполнены в виде герметичной тонкостенной металлической оболочки (чаще всего из нержавеющей стали или сплавов на основе циркония), заполненной ядерным топливом, которое прессуется в форме таблеток или стержней (прутков) круглого сечения. Применяются также ТВЭЛы кольцевой, пластинчатой, шаровидной и другой формы. [c.527]

Множество химических реакций между нагретым водородом и углеродом затрудняет использование графита в качестве конструкционного материала тепловыделяющих элементов, так как никто не будет использовать в ядерном ракетном двигателе реактор, части которого подвержены коррозии и эрозии с большой скоростью. Одним из решений этой пробле мы является покрытие всех открытых поверхностей графита внутри активной зоны реактора защитной пленкой. В качестве такого покрытия можно применить один из устойчивых тугоплавких карбидов металла. Другим возможным решением является использование рабочего тела, не реаги рующего с графитом. Такие рабочие тела могут быть образованы добавкой к основной составляющей веществ, реагирующих с водородом, например [c.518]

В радиационной химии изучаются реакции под действием электронов, -у-квантов, нейтронов, осколков деления. В качестве источников излучения применяются ускорители (обычно электронные), рентгеновские трубки, ядерные реакторы, радиоактивные изотопы, отработанные тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. Наиболее распространены мощные источники из у-актив-ного кобальта атСо и электронные ускорители с током до 10 мА и энергиями до 20 МэВ. [c.663]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...