Защита теплоносителя

Важно обратить внимание также на реакцию 0 (п, р)М в результате которой возникают ядра, испускающие нейтроны. Период полураспада ядер 4,14 сек. Энергия нейтронов около 0,9 Мэе. Наличие их обусловливает необходимость нейтронной защиты теплоносителей Н2О и ОгО. На рис. 10.3 показана зависимость микроскопического се.чения реакции от энергии. Величина сечения, усредненного [c.98]

Приступая к расчету защиты теплоносителя, следует выявить наиболее мощные источники. При этом необ.ходимо ориентироваться на режим длительной работы реактора на полной мощности. Важно учесть аварийные режимы работы, связанные с понижением эффективности фильтра и частичным выходом продуктов деления из-под оболочек твэлов. [c.100]

Расчет защиты теплоносителя состоит в предварительном выборе толщины и конфигурации защитных экранов и поверочном расчете с уточнением выбранных, параметров. Состав материалов защиты определяется видом проникающих излучений (у-кванты или нейтроны), экономическими и конструктивными соображениями. [c.101]

Для каждого помещения, по отношению к которому проектируется защита теплоносителя, обычно задается допустимая мощность дозы излучений. Ориентируясь на ряд точек в этом помещении, наиболее близко расположенных к оборудованию и трубопроводам первого контура, оценивают возможные вклады в мощность дозы излучения от всех участков контура без защиты. При этом можно воспользоваться формулами гл. VI. [c.101]

Рассчитывается активация теплоносителя и в тех местах, где трубопроводы и оборудование с теплоносителем приближаются к границам защиты реактора или выходят за ее пределы, проектируется защита теплоносителя. [c.295]

Основная часть, бетона (около 100 см) должна быть размещена до оборудования первого контура. Остальной бетон следует расположить за оборудованием. Он будет выполнять роль защиты теплоносителя. Окончательное решение по распределению бетона следует принимать после рассмотрения ослабления у-квантов. [c.311]

Активация и защита теплоносителя [c.316]

Выполним расчет защиты теплоносителя. [c.318]

Выбор для установок устойчивых к коррозии конструкционных материалов и защита теплоносителя от окисления — важнейшие инженерные проблемы при проектировании жидкометаллических систем. [c.24]

Защита теплоносителя воды от замерзания в трубках дополнительного воздухонагревателя обеспечивается открытием клапана 8 по сигналу датчика 7 при снижении температуры теплоносителя после воздухонагревателя ниже допустимой или по сигналу датчика б при [c.186]

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]

Основные характеристики запаздывающих нейтронов деления приведены в 8.1. Средняя энергия запаздывающих нейтронов не превышает 0,5 Мэе, что значительно ниже энергии мгновенных нейтронов. Почти все запаздывающие нейтроны испускаются в течение 1—2 мин после деления. Учитывая низкий выход их по отношению к выходу всех нейтронов деления (менее 1%), с точки зрения расчета защиты ядерного реактора запаздывающими нейтронами можно пренебречь почти во всех случаях, кроме интенсивного разноса продуктов деления по контуру теплоносителя, а также реакторов с циркулирующим топливом. [c.15]

Гамма-излучение продуктов активации. Во многих случаях при нейтронных реакциях остаточные ядра являются радиоактивными. При распаде (чаще всего р-распад) эти ядра испускают у-кванты, которые следует учитывать при расчете защиты. Обычно такие источники существенны при остановке реактора, а также при расчете защиты контура теплоносителя, в том числе п при работающем реакторе (см. гл. X). [c.32]

Совместное проектирование реактора, его защиты, контуров теплоносителя и вспомогательных систем на всех этапах. [c.74]

При раздельной компоновке вся защита подразделяется на первичную и вторичную. Первичная защита (или собственно защита реактора) снижает излучение из реактора до величины, сравнимой с интенсивностью излучения активированного теплоносителя. Вся система охлаждения реактора окружается вторичной защитой для уменьщения интенсивности излучения в [c.75]

Рассмотрев несколько вариантов конструкций первичной защиты, переходят к компоновке и расчету защиты контура теплоносителя. При этом следует попытаться выполнить компоновку оборудования так, чтобы оно само являлось частью защиты активной зоны. Те участки контура, активность теплоносителя в которых наибольшая, лучше расположить так, чтобы остальное оборудование служило им защитой. Возможно, что для этих участков будет необходима местная защита. [c.80]

Для АЭС с тепловыми реакторами и теплоносителем-водой боковая биологическая защита из бетона обычно является основным вертикальным конструктивным элементом здания, к которому примыкают различные помещения. Внутренняя часть боковой биологической защиты часто представляет собой стальной бак с водой, выполняющей одновременно роль опорной конструкции. Вместо водяного бака может быть использована засыпка из горных пород и минералов, удерживающих в своем составе при высокой температуре кристаллизационную воду, либо радиационно- и термостойкие бетоны. [c.81]

После оценки вклада в мощность дозы излучения различных участков контура теплоносителя выбирают два-три основных участка и по отношению к ним производят подбор материалов и толщин защиты. [c.103]

Расчет защиты от у-излучения теплоносителя может быть выполнен графически методом, изложенным в 7.8. Он основывается на использовании номограмм. С их помощью по удельному у-эквиваленту источника <Эф определяют толщину защиты в виде числа длин пробега id. Величину Qф для объемных самопоглощающих источников рассчитывают по формуле [c.104]

Во избежание чрезмерного перегрева ответственных конструкций внутри зашиты перед ними иногда размещают специальные экраны из материалов с высокой эффективностью ослабления потоков излучаемых частиц. В связи с тем, что экраны способствуют уменьшению тепловыделения в защищаемых ими конструкциях, они называются тепловыми экранами. Как правило, эти экраны лишь снижают уровень тепловыделения в экранируемой ими части защиты, но не снимают полностью необходимости отвода тепла от защиты. Инженерные расчеты, связанные с конструированием системы отвода тепла, здесь не рассматриваются, но следует отметить, что используемый в этих системах теплоноситель подвергается активации (см. гл. X). Результаты могут быть оценены с использованием методик, изложенных в гл. X. [c.107]

Анализ результатов расчета показывает, что мощность дозы за защитой по направлению / полностью определяется у-излучением из теплоносителя-Интенсивность захватного излучения оказалась равной 30 Мэв [см сек). Щп этом соверщенно не учитывалось экранирование захватного у-излучения парогенератором. [c.326]

Расчет защиты по направлениям вверх от ПГ и по оси ПГ в сторону приемной камеры показал, что определяющим является излучение из ПГ. Захватное у-излучение в этих направлениях не конкурирует с излучением из теплоносителя. Ориентируясь на мощность дозы излучения 1,4 мр/ч вместо принимаемой ранее 0,7 мр/ч, уменьшим толщину защиты по обоим направлениям до 155 см. При этом появляется небольшой участок над приемной камерой ПГ, где мощность дозы может оказаться около 2 мр/ч вследствие суммирования излучений от камеры ПГ и подходящего к ней трубопровода. Такое местное увеличение мощности дозы легко ликвидировать наложением на бетон стальной пластины толщиной 2 с.ч. Окончательное решение этого вопроса может быть отнесено к последующей стадии проектирования защиты, на которой проводится более тщательный расчетный анализ. [c.327]

В примере некоторые этапы расчета несколько упрощены. Так, например, весьма схематично решен вопрос, касающийся посещения помещений с ПГ после остановки реактора. При этом рассмотрена защита только от остаточного излучения из активной зоны реактора, хотя в реальных условиях основную роль может играть активационное излучение из теплоносителя, а иногда из материалов защиты. Этому вопросу в примере не уделяется внимание, поскольку он не является основным на первоначальной стадии проектирования защиты. В то же время активации теплоносителя посвящена гл. X. [c.329]

Составными частями любого реактора являются а) активная зона, обычно окруженная отражателем (см. гл. X, 4, п. 4) б) теплоноситель в) система регулирования г) радиационная защита [c.578]

Активность теплоносителя обусловливает необходимость сооружения защиты вокруг него. Как правило, наиболее мощным оказывается у-излучение радиоактивных ядер теплоносителя. Поэтому защита теплоносителя проектируется прежде всего как защита от у-источников. Вторым по мощности проникающим излучением является нейтронное излучение. Оно может быть результатом распада ядер N , образующихся вследствие реакции (п, p) N или распада некоторых короткоживущих продуктов деления. Во всех случаях энергия нейтронов относительно небольщая и необходимость в специальной защите от них возникает лишь в отдельных случаях. Роль защиты от нейтронов, как правило, выполняет защита от у-квантов. [c.87]

Предлагаемый расчет относится к реактору, работающему на полной мощности. При этом во внимание принимаются лишь доминирующие источники ионизирующего излучения мгновенные нейтроны деления, жесткие у-кванты, сопровождающие деление и распад продуктов деления, а также жесткие захватные у-кванты, возникающие в материалах внутриреакторных конструкций и защиты. Для таких теплоносителей, как вода и натрий,, важно учитывать собственное активационное у-излучение- В тех местах, где трубо-гфоводы и оборудование не экранированы защитой реактора, требуется сооружение дополнительной защиты — защиты теплоносителя. [c.294]

Рассчитывается выход за.хватного у-излучения из материалов защиты с его учетом, а также с учетом защиты теплоносителя корректируется защита ядерной установки в целом. [c.295]

В тех местах, где защита теплоносителя нс содержит композиций из легких и средних ядер, важно оценить выход реакции О (я, р) N , в результате которой образуются ядра N , испускающие нейтроны. В нашем случае предполагается выполнение защиты из сериентинитового бетона. При этом толщина его слоя, необходимая для ослабления у-излучення, существенно больше, чем это требуется для защиты от нейтронов. [c.316]

Если в качестве теплоносителя применяют жидкие металлы (натрий, калий), которые бурно реагируют с водой, то осуществляют два промежуточных контура. Последние умепынают опасность распростраиепня радиоактивного металла в случае аварии установки. На рис. 20-3 изображена схема трехконтурной атомной электростанции, где 1 — реактор 2 — первый промежуточный теплообмен-инк 3 — насос для перекачки теплоносителя 4 — парогенератор, НЛП второй теплообменник 5 — насос для данного контура 6 — турбогенератор 7 — конденсатор 8 — питательный насос 9 — биологическая защита. [c.320]

В томе II рассматриваются вопросы радиационной защиты применительно к конкретным источникам излучения и основным ядернотехническим установкам. Освещаются, в частности, такие вопросы, как защита активной зоны реактора и теплоносителя, тепловой расчет защиты, защита от у-излучения при переработке делящихся материалов, радиационная безопасность в производствах урана и радия, защита ускорителей и радиационная защита при космических полетах. [c.5]

С точки зрения расчета защиты реактора представляет интерес сравнить интенсивность потоков излучений, выходящих из активной зоны или отражателя различных типов реакторов. Эта интенсивность зависит от мощности реактора, его конструкции, назначения. Однако можно привести некоторые средние цифры. Так, в уран-графи-товом реакторе плотность потока нейтронов, падающих на защиту, достигает (1ч-2)-10 нейтрон/ (см сек), плотность потока энергии у-квантов 2-10 2 Мэв/ см сек)-, до 95% потока нейтронов составляют медленные и тепловые нейтроны. В водо-водяном реакторе плотность потока нейтронов, как правило, не превышает 1X ХЮ нейтрон/ см --сек), интенсивность потока энергии у-квантов 5-10 з Мэе/(см -сек), причем в спектре нейтронов примерно 50% быстрых и промежуточных. В реакторах на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов составляет до 5-10 —1-10 нейтрон/ см -сек), плотность потока энергии у-квантов - 10 3 Мэе/ см --сек). Максимум в спектре нейтронов, падающих на защиту, обычно соответствует нейтронам с энергией 50—100 кэв. Для примера на рис. 9. 1 приведен спектр нейтронов, выходящих из быстрого реактора Ферми с натриевым теплоносителем. Он существенно мягче спектра нейтронов в активной зоне этого реактора и мягче спектра нейтронов деления, подробно описанного в 9. 2. [c.9]

При проектировании защиты реактора необходимо учитывать, что существенное влияние на вес, стоимость и габариты всей защиты оказывает правильная компоновка элементов обо рудования контура теплоносителя, размещенных внутри поме щения, окруженного вторичной защитой (подробнее см. гл. X) Некоторое оборудование, являющееся слабым источником излу чения, можно использовать в качестве элементов защиты реак тора. При этом следует учитывать возможность ухудшения ре монтоспособности этого оборудования из-за активации излуче нием реактора и ограничения по радиационной и тепловой стой кости отдельных частей этого оборудования. [c.77]

Для АЭС с реакторами с газовым теплоносителем (типа АОСК) возможны два типа компоновки — с радиальным и вертикальным расположением теплообменников [1]. Реактор, парогенераторы и весь первый контур теплоносителя, как правило, заключается в корпус нз предварительно напряженного железобетона. Для возможности наблюдения и ремонта теплообменников, газодувок и высокотемпературных участков первого контура вокруг активной зоны размещена внутренняя защита, выполняемая обычно из графита и стали и обеспечивающая доступ [c.81]

Из реакторов на быстрых нейтронах наиболее освоены реакторы с натриевым теплоносителем. Высокая радиоактивность натриевого теплоносителя и его химическая активность требуют особых мер предосторожности при выборе материалов защиты реактора. Это исключает возможность использования в защите реактора такого высокоэффективного защитного материала, как вода, взаимодействий с которой может создать опасные ситуации [58]. Вопросы безопасности быстрых реакторов предъявляют особые требования к использованию в защите и других водородсодержащих материалов с точки зрения их попадания в активную зону реактора, что может привести к опасным колебаниям реактивности. Большие трудности возникают при организации эффективного теплосъема верхней защиты. [c.83]

Защита контура теплоносителя должна обеспечивать снижение уровней излучений до заданных допустимых значений во всех окружающих его помещениях. Эти помещения могут быть обслуживаемыми во время работы реактора и не обслуживаемыми. Для второй категории помещений расчет защиты производится только с учетом остаточного уизлучениЯ, к которому следует отнести долгоживущие продукты активации и продукты деления. При этом обычно имеют в виду радиоактивные ядра с периодами полураспада, измеряемыми часами и ббльщими [c.100]

В случае теплоносителя — обычной воды основной проблемой при работе реактора является защита от излучения самой воды. Наибольшим по удельной активности и интенсивности испускания проникающего излучения оказы-пается у-излучение ядер N . Эти ядра образуются в результате реакции О (я, p)N происходящей на быстрых нейтронах (энергия более 11,6 Л1эо). Радиоактивные ядра распадаются с периодом полураспада 7,35 сек (постоянная распада Л = 0,094 сек )- Каждый распад ядра сопровождается испусканием у-кваятов [c.316]

В Советском Союзе создана и другая не менее интересная конструкция малогабаритной АЭС мощностью 750 кет, получившая название АРБУС (атомная реакторная блочная установка). АРБУС — это первая атомная электростанция, в реакторе которой используется органический теплоноситель. Главным преимуществом органического теплоносителя является его неподверженность активации при воздействии излучения. Это существенно упрощает проблему биологической защиты первого контура. Кроме того, конструкция первого контура не требует специальных материалов типа нержавеющей стали и не должна выдерживать очень больших давлений. АРБУС состоит из 19 блоков, каждый из которых весит не более 20 г (общий вес станции 360 г), т. е. практически может быть доставлен в любое место. [c.407]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...