Защита активной зоны ядерного реактора

ЗАЩИТА АКТИВНОЙ ЗОНЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА [c.7]

Защиту от ионизирующих излучений активной зоны ядерного реактора и системы первого контура [c.353]

При работе ядерного реактора радиационная обстановка в помещениях, расположенных в непосредственной близости от него, определяется проникающим излучением активной зоны, конструкций реактора и защиты, а также активностью теплоносителя. При остановке реактора радиационная обстановка в реакторном зале обусловлена остаточным у-излучением продуктов деления ядерного горючего, излучением активированных конструкций реактора и защиты. Во всех других помещениях, где расположены коммуникации или элементы оборудования технологического контура, омываемые теплоносителем, радиационная обстановка после остановки реактора определяется отложениями радиоактивных продуктов коррозии и примесей в теплоносителе, а иногда и продуктами деления ядерного горючего. [c.7]

При этом неточность представления (рг) формулой (11.20) в интервале г 0,5—30 см не превышает 8%. Решая задачу по определению энерговыделения в защите ядерного реактора, следует иметь в виду, что в первых слоях защиты наибольший вклад в энерговыделение дают у-кванты, излучаемые из реактора. В последующих слоях возрастает роль вторичных у-квантов, возникающих непосредственно в самой защите в результате поглощения нейтронов. В работе [4] приведены результаты расчета плотности захвата нейтронов (сопровождающегося испусканием у-квантов) в стальных пластинах различной толщины, расположенных в воде на расстоянии 60 см от поверхности активной зоны реактора. Результаты этих расчетов представлены на рис. 11.6. Из рисунка видно, что величина плотности [c.119]

Наряду с разработкой и освоением рациональной технологии производства ядерного топлива большое значение для развития атомной техники имеют конструкционные материалы, применяемые в производстве специального промышленного и исследовательского оборудования. Помимо обычных требований механической прочности, теплопроводности, жаростойкости, коррозионной, эрозионной стойкости и т. д. к ним предъявляются специфические, определяемые особенностями атомной техники требования радиационной стойкости, необходимой степени поглощения нейтронов в зависимости от производственного назначения материала и пр. С учетом этих требований выбирались и изучались различные марки стали для элементов конструкции атомных реакторов, искусственного графита для элементов систем замедления и отражения нейтронов.в активной зоне реакторов, алюминия для защитных оболочек твэлов, предотвращающих возникновение химической реакции между химически несовместимыми урановыми сердечниками твэлов и теплоносителем (например, водой), бетона для нужд противорадиационной защиты и т. д. Применительно к этим же требованиям отечественной промышленностью освоены в производстве новые конструкционные материалы, ранее получавшиеся лишь в крайне ограниченных количествах на лабораторных установках — тяжелая вода, бериллий, цирконий и его сплавы и др. [c.163]

Перечень материалов, используемых в обычной электроэнергетике, сравнительно невелик. Для изготовления деталей и оборудования, испытывающих нагрузки, применяют стали, там, где необходимы проводники электрического тока, используют медь или алюминий, а в качестве изоляционных материалов выбирают органические соединения или керамику. Появление на энергетическом рынке атомных электростанций (АЭС) значительно расширило круг используемых материалов. В активной зоне реактора находятся делящиеся и воспроизводящие материалы, представляющие собой либо металлы (уран, плутоний и торий), либо их окислы или карбиды. В качестве конструкционных материалов активной зоны применяют магний и цирконий, в качестве замедлителя— графит. В системах управления и защиты реакторов используют такие материалы, как бор, гафний и редкоземельные металлы, в качестве теплоносителей ядерных энергетических установок могут быть использованы, например, углекислый газ, гелий, натрий. [c.6]

Материалы для активной зоны реактора и конструкций защиты должны в дополнение к необходимому комплексу физических свойств обладать специфическими ядерными свойствами ядерное горючее должно быть способным к делению воспроизводящие материалы должны превращаться в делящиеся материалы оболочки твэлов и конструкций активной зоны должны иметь малое, а материалы, используемые в СУЗ, большое сечение поглощения нейтронов материалы, используемые в качестве замедлителя, должны сочетать малую относительную атомную массу с очень малым сечением поглощения нейтронов. [c.7]

Для поддержания реактора в критическом режиме избыточное число нейтронов, образующихся при каждом акте деления, должно быть удалено из цепной реакции. Часть нейтронов теряется вследствие утечки из активной зоны, часть —поглощается конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, а также продуктами деления урана, в частности ксеноном Хе. Определенная часть нейтронов поглощается находящимся в тепловыделяющих элементах изотопом урана в результате чего образуется вторичное ядер-ное горючее — плутоний 2з Pu. Оставшиеся избыточные нейтроны поглощаются стержнями управления и защиты, а также вводимой в теплоноситель некоторых типов реакторов борной кислотой, используемой для их регулирования. С учетом этого общая реактивность реактора является алгебраической суммой ряда составляющих, определяемых каждым из этих процессов. Влияя на эти составляющие (например, путем перемещения регулировочных стержней, изменения концентрации борной кислоты и пр.), можно увеличить реактивность до некоторого максимального в данный момент значения. В этом смысле говорят о запасе реактивности. Для поддержания реактора в критическом состоянии по мере выгорания ядерного горючего в процессе рабочей кампании реактора постепенно выдвигают из активной зоны регулировочные стержни и уменьшают концентрацию борной кислоты в теплоносителе. При этом запас реактивности уменьшается. [c.152]

В активной зоне реактора (рис. 69) размещают топливо в виде тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ), замедлитель (если реактор на тепловых нейтронах) и отражатель (удерживающий нейтроны в активной зоне) через нее прокачивают подвижный теплоноситель по системе трубопроводов, а вокруг нее размещают биологическую защиту от действия нейтронов и -у-лучей на обслуживающий персонал предусматривается наличие в активной зоне стержней-регуляторов из материалов, поглощающих нейтроны, благодаря которым обеспечиваются постоянство интенсивности реакции деления атомов ядерного горючего и аварийная остановка реактора. [c.229]

Цепная реакция деления ядерного топлива протекает благодаря избыточным нейтронам. Под воздействием нейтронов в облучаемых конструкционных материалах реактора (оболочки твэлов, детали ТВС, внутриреакторные устройства, корпус), а также в теплоносителе и материалах биологической защиты, в газовой атмосфере, заполняющей пространство между реактором и его биологической защитой, многие химически стабильные (нерадиоактивные) элементы превращаются в радиоактивные. Возникает так называемая наведенная радиоактивность, усложняющая эксплуатацию, требующая применения защитных устройств и средств дистанционного обслуживания. Радиационное воздействие быстрых нейтронов вызывает в конструкционных материалах реактора, и прежде всего его активной зоны, существенные радиа ционные повреждения (охрупчивание, распухание, повышенную ползучесть). [c.87]

Принципиальная схема реактора показана на фиг. 216. Ядерная реакция происходит в активной зоне реактора, имеющей массу выше критической и окруженную отражателем, а также защитой, которая предохраняет человека от т-лучей и нейтронов. Тепло, выделяющееся при ядерной реакции, отводится каким-либо тепло-носителем, циркулирующим через активную зону. [c.421]

Для уменьшения утечки нейтронов активную зону снабжают отражателем 4- Отражатель не поглощает нейтроны, а отражает их, возвращая в активную зону. Уменьшение утечки нейтронов в окружающую среду позволяет снизить критическую массу, а следовательно, более эффективно вести процесс горения ядерного топлива. Отвод тепла от реактора осуществляется с помощью теплоносителя 6, который прокачивается через активную зону, охлаждая ТВЭЛы. Размер активной зоны реактора невелик, но в то же время для отвода большого количества тепловой энергии требуется большая поверхность охлаждения. Это достигается расположением в активной зоне многочисленных каналов, в которые и погружены тепловыделяющие элементы. Корпус реактора для защиты персонала и оборудования от ядерных излучений окружен слоем бетона — биологической защитой 5. [c.525]

Защита от излучения. Грубые оценки полной дозы облучения носовой части летательного аппарата во время полета на активном участке могут быть сделаны в результате интегрирования уравнений (15.26) и (15.27), описывающих изменение мощности доз прямого излучения, с учетом величин коэффициентов поглощения выбранного рабочего тела и переменной во времени толщины слоя рабочего тела. Анализ структуры снаряда с ядерной реакторной установкой в 5000 Мет показывает, что полная интегральная доза облучения зоны, расположенной в передней части снаряда на расстоянии 100 футов от реактора, составляет около 10 фэр или рад, если в расчетах учитываются обычные величины поглощения радиации конструкцией реактора, материалом насосной установки и остатком рабочего тела. [c.543]

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]

В реакторе ВВЭР-440 в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана и образующийся в процессе работы плутоний. Основными конструктивными элементами реактора являются корпус, внутрикорпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора (СУЗ). Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине. В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя-замедлителя, равное 125 кгс/см . [c.172]

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]

Защитные системы безопасности — системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядер-ного топлива, оболочек тепловыделяющих элементов, первого контура и аварий, вызванных нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора, а также нарушением теплоотвода от твэлов, К защитным системам относятся системы аварийной защиты реактора и системы аварийного охлаждения. [c.106]

ТВС ядерных реакторов гетерогенного типа классифицируют по функциональному признаку (испарительные, пароперегре-вательные, зоны воспроизводства и др.) по назначению [рабочие, рабочие с размещением элементов системы управления и защиты (СУЗ), измерительные, экспериментальные], по конструкции (кассетного, канального типа, с кожухом, без кожуха, с интенсификаторами теплообмена, с дистанционирующими элементами по длине активной зоны и без них, с дроссельными устройствами и без них), по геометрической форме (сечение в плане) (шестигранные, квадратные, круглые, многогранные и др.), по форме твэла (с гладкостержневыми, профильными, кольцевыми, пластинчатыми, шаровыми, блочными твэла-ми), по наличию поглощающего материала и твердого замедлителя, по размещению топлива (с профилированием по содержанию делящегося материала по длине твэла и по сечению сборки и без профилирования). [c.85]

Накопление радиоактивных продуктов деления в твэлах, чрезвычайно высокая их радиоактивность и связанное с этим весьма долговременное остаточное тепловыделение в активной зоне реактора после его остановки (рис. 4.3) вместе с высокой наведенной радиоактивностью материалов и теплоносителя — все это предъявляет особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС, ее основного оборудования, а также систем контроля, управления и защиты, систем гарантированного обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Эти требования не имеют аналогии в теплоэнергетике, работающей на органическом топливе. Их удовлетворение в основном и вызывает увеличение в 1,5—2,5 раза удельных капитальных вложений в АЭС по сравнению с удельными капитальными вложениями в ТЭС. Такое увеличение связано с усложнением инженерных решений, с оснащением АЭС специальными дорогостоящими устройствами, оборудованием, приборами и специальными материалами, не имеющими применения в обычной энергетике. К специфическим устройствам и совружениям АЭС относятся система аварийного охлаждения и защиты реактора (САОЗ), защита от ионизирующего излучения, бассейны для охлаждения и выдержки отработавшего топлива, выгруженного из реактора, специальные машины для дистанционной загрузки и перегрузки топлива, система специальной вентиляции и фильтрации радиоактивных газов, специальная очистка теплоносителя первого контура от радиоактивных продуктов деления, устройства для дезактивации обору- [c.94]

В надежном обеспечении ядерной и радиационной безопасности важнейшую роль играет структура активной зоны (а. з.) реактора, характеризующаяся отрицательным коэффициентом реактивности при отклонении параметров теплогидравлических процессов от нормативных, например при недопустимом повышении температуры теплоносителя, при его вскипании, резком изменении плотности и т. п. Отрицательный температурный и паровой коэффициенты реактивности имеет активная зона ВВЭР. Он позволяет предотвратить саморазгон мощности реактора при аварийных ситуациях и нарушениях нормальной работы автоматической системы аварийной защиты. [c.95]

Конструкция активной зоны выполняется разборной, с фиксированным размещением ТВС. Любая ТВС может быть установлена в активную зону, извлечена из нее и заменена новой. Состав топливной загрузки и конструкция активной зоны должны обеспечивать заданные требования к эксплуатации реактора по тепловой мощности, удельной энергонапряженности, кампании топлива, способу перегрузки, достижимой глубине выгорания, обеспечению надежного теплоотвода при всех режимах работы, регулированию н поддержанию равномерности нейтронного потока по радиусу и высоте зоны. Активная зона вместе с системой управления и защиты (СУЗ) реактора должна удовлетворять требованиям ядерной и радиационной безопасности, аварийной защиты, требованиям по прочности, коррозионной стойкости, размерной стабильности твэ-лов и т. п., т. е. удовлетворять всем требованиям к надежности ра-296 [c.296]

На современном этапе развития ЯЭ происходит перераспределение интересов к различным ядер-ным энергетическим установкам (ЯЭУ), прежде всего из-за влияния фактора безопасности. Исследования показали, что концепция внутренней безопасности ядерных реакторов легче реализуется для блоков средней и малой мощности вследствие, в частности, возможности снижения энергонапряженности активной зоны. Одновременно для этих энергоблоков легче реализовать принцип модульности конструкции, упростить системы управления, защиты и безопасности. У них мало количество запасенной теплоты и радионуклидов Оценки показывают, что и по экономическим показателям АЭС малой и средней мощности могут конкурировать с традиционными крупными АЭС [14]. [c.130]

В затраты на ядерное топливо в реакторах на быстрых нейтронах (БН) включаются затраты на тепловыделяющие сборки активной зоны и зоны воспроизводства, на органы системы управления и защиты (СУЗ) и фотонейтронные источники (ФНИ). [c.441]

В СССР построены и исследовательские реакторы на быстрых нейтронах. Первьи из них БР-1 обладает максимальной мощностью 50 вт. На рис. 25 показан общий вид п поперечный разрез реактора. Характерно, что активная зона цилиндрической формы имеет высоту и диаметр всего 13 см. В нее помещены стерженьки плутония, заключенные в тонкую стальную оболочку. Экран реактора выполнен из обедненного урана. Биологическая защита — бетонная стена толщиной 1 м. Управление реакцией осуществляется при помощи компенсирующего цилиндра и стержней. При работе реактора выгорает плутоний-239 и в меньшей степени — уран-235 из экрана. Вновь образуется плутоний-239. Коэффициент воспроизводства ядерного горючего для реактора БР-1 равен 2,4-2,5. [c.100]

Блок реактора-генератора [42] включает в себя реактор с управляй щими барабанами и нейтронную защиту. Встроенные термоэмиссионны элементы образуют цилиндрическую активную зону, окруженную управ ляющими барабанами. Отработанное тепло удаляется из реактора с по мощью теплоносителя (эвтектический сплав натрия с калием), циркули рующего в первичном замкнутом контуре с помощью электромагнитны насосов. Теплоноситель первичного контура в специальном теплообмен нике отдает тепло тепловым 1рубкам, образующим излучающую поверх ность холодильника-излучателя. По периферии реактора размещаются трубчатые резервуары для сбора и хранения газообразных продукто деления, образующихся в активной зоне реактора при его эксплуатации. Принципиальной проблемой для ЭРД с ядерным источником энер пш является проблема обеспечения радиационной безопасности в процес се его эксплуатации, а также проблема совместимости ядерного реактор с другими системами двигательной установки, научной и служебно аппаратурой. [c.200]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...