Элемент тепловыделяющий в ядерном реакторе

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]

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 замедлителе ядерного реактора. При протекании некоторых химических реакций в объеме рассматриваемого тела выделяется (поглощается) теплота. [c.60]

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]

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

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]

В ходе ее проектирования и строительства возникало множество трудностей. Известные в то время ядерные реакторы действовали при низких температурах теплоносителя (50—100°С) и были непригодны для энергетических целей. Для осуществления приемлемого термодинамического цикла необходимо было повысить нагрев тепловыделяющих элементов (твэлов) и теплоносителя до 250—300° С. Это вызвало в свою очередь коренные изменения в реакторной технологии, необходимость конструирования специальных энергетических реакторов, разработку технически целесообразных и экономически перспективных схем использования тепла, получаемого в активной зоне реакторных установок, выбор и испытание новых конструкционных материалов. Помимо этого многообразного комплекса впервые ставившихся и решавшихся проблем серьезное внимание ученых и проектировщиков привлекла проблема обеспечения радиационной безопасности [c.173]

В корпусе реактора размещаются активная зона, механизмы управления тепловыделяющими элементами и устройствами перегрузки ядерного горючего. [c.172]

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]

В статье [190] изучается поведение тонкой цилиндрической оболочки, нагруженной внутренним давлением и подверженной действию переменного температурного поля, характеризуемого перепадом по ее толщине. Задача поставлена применительно к расчету оболочки топливного (тепловыделяющего) элемента (ТВЭЛ) ядерного реактора на быстрых нейтронах, для которого имитируются условия повторных выходов на режим и выключе-яий. Внутреннее давление от газообразных продуктов распада [c.205]

Математическая модель для исследования переходных процессов в подканалах сборки тепловыделяющих элементов ядерного реактора. — Теплопередача, Сер. С, 1973, т. 95, № 2, с. 67—73. [c.285]

Металлический бериллий можно применять и в качестве конструкционного материала для реактора, но при этом необходимо провести р д противокоррозионных мероприятий. Ввиду недостаточной коррозионной стойкости этого металла в чистом виде для изготовления тепловыделяющих элементов, отражателей и замедлителей в высокотемпературных ядерных реакторах используется окись бериллия ВеО. Изделия из окиси бериллия обладают необходимыми ядерными свойствами, термостойкостью и коррозионной стойкостью, но они так же хрупки, как и другие керамические материалы. [c.14]

Тепловыделяющие элементы современных ядерных реакторов способны выдерживать достаточно высокие температуры это позволяет отводить тепло из реактора на сравнительно высоком температурном уровне, что имеет существенное значение для повышения к. п.д. ядерной энергетической установки. Использование воды в качестве теплоносителя при высоких температурах становится затруднительным, так как это сопряжено с необходимостью значительного повышения давления. Поэтому в высокотемпературных реакторах целесообразно для отвода тепла применять жидкие металлы, которые могут циркулировать в условиях высокой температуры при сравнительно малых давлениях. Кроме того, некоторые из этих теплоносителей (например, натрий) обладают меньшим по сравнению с водой сечением захвата нейтронов, что является немаловажным обстоятельством. Однако жидкие металлы имеют и специфические недостатки, затрудняющие их использование в качестве теплоносителя в реакторах. Подвергаясь облучению нейтронами, они становятся радиоактивными, что создает определенные затруднения при обслуживании контура, отводящего тепло от реактора. [c.37]

Тепловыделяющие элементы современных ядерных реакторов способны выдерживать достаточно высокие температуры это позволяет отводить тепло из реактора на сравнительно высоком температурном уровне, что имеет существенное значение для повышения к. п. д. ядерной энергетической установки. Поэтому в высокотемпературных реакторах целесообразно для отвода тепла применять жидкие металлы. Помимо указанных выше преимуществ, некоторые из этих теплоносителей (например, натрий) обладают меньшим по сравнению с водой сечением захвата нейтронов [5, 7, 11]. [c.52]

Решение приведено в зависимости от безразмерного интервала корреляции V. Такое решение может быть использовано для расчета тепловыделяющих элементов ядерного реактора. [c.17]

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]

Тепловыделяющий элемент ядерного реактора (твэл) — основной конструктивный элемент ядерного реактора, содержащий ядерное топливо и предназначенный для размещения ядерного топлива в активной зоне, генерации тепловой энергии и передачи ее теплоносителю. [c.531]

Рис. 56. Термоионные пре-образователи в сочетании с тепловыделяющими элементами ядерного реактора

В полом цилиндрическом отражателе из металлического бериллия размещено 11 графитовых кассет с пластинчатыми тепловыделяющими элементами из бикарбида урана. Температура в центре активной зоны. реактора 1770° С, температура внешней поверхности реактора 1000° С. К этой поверхности прилегают горячие концы кремний-германиевых термоэлементов, воспринимающих тепло от ядерного реактора посредством теплопроводности. Несколько тысяч кремний-германиевых столбиков создают силу тока на нагрузке 88 А. Электрическая мощность реактора-преобразователя 500 Вт. [c.111]

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]

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]

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]

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]

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]

Радиационная стойкость смазочных масел и гидравлических жидкостей. Практические аспекты влияния излучения высокой энергии на смазочные масла и гидравлические жидкости относятся главным образом к ядерным реакторам. В стационарном энергетическом реакторе, в ядер-ных силовых установках таких транспортных средств, как подводные и надводные суда, можно обеспечить оптимальную защиту, поэтому применительно к смазочным материалам или жидкостям проблема радиационной стойкости возникает только в тех случаях, когда они находятся вблизи активной зоны. Такие условия имеют место в циркуляционных насосах теплоносителя, загрузочных, разгрузочных и обслуживающих механизмах реактора, механизмах управления регулирующими стержнями и в оборудовании для обнаружения неисправных тепловыделяющих элементов. Требования к смазке для этих систем были рассмотрены Фревингом и Скарлетом [10], а также Хаусманом и Бузером [14]. Механизмы второго контура (насосы, турбины и генераторы) в большинстве случаев располагаются таким образом, что доза облучения уменьшается на 3—6 порядков (табл. 3.3). [c.126]

Механизм зарождения и роста газовых пузырьков в металлах раскрыт не полностью, хотя для его объяснения было предложено много теорий. Наиболее часто распухание объясняют зарождением на дислокациях пузырьков и их дальнейшим ростом посредством диффузионного механизма. Отражатели нейтронов, изготовленные из бериллия и используемые в некоторых ядерных реакторах, согласно Клайборну [19], нуждаются в замене каждые шесть месяцев. Возможно, что распухание может ограничить использование бериллия в качестве замедлителя или в качестве материала оболочки тепловыделяющих элементов. Эллз и Эванс [28] вводили небольшое количество гелия в бериллий бомбардировкой а-части-цами и облучали эти образцы при температуре до 740° С. Небольшое распухание было отмечено для образцов, облученных при 605° С сильное — во время облучения при 740° С. Однако распухания не происходило во время облучения при температуре 600° С и ниже. [c.267]

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]

Опыт эксплуатации оборудования первого и второго контуров АЭС типа ВВЭР и одноконтурной АЭС с реактором типа РБМК показал, что приемлемая радиационная и эксплуатационная обстановка обеспечивается в случае, если скорость коррозии конструкционных материалов, взаимодействующих с теплоносителем, не превышает 0,02—0,05 мм/год. Однако даже при сравнительно малых скоростях коррозии (Ю" —10 мм/год), которые совершенно не опасны для прочностных характеристик материалов, существенным является вопрос накопления продуктов коррозии в теплоносителе, их растворимости, радиоактивности условий переноса и отложения на теплопередающих поверхностях оборудования и оболочках тепловыделяющих элементов ядерного реактора. [c.54]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...