Циклы атомных энергетических установок

Циклы атомных энергетических установок [c.323]

Ядерный реактор, выполняющий роль источника теплоты, не вносит никаких изменений в термодинамический цикл, совершаемый рабочим телом, и термический КПД атомных энергетических установок подсчитывается по обычным формулам, рассмотренным выше. Одна- [c.216]

Конструктивные особенности атомных энергетических установок, их тепловые схемы и термодинамические циклы определяются типом атомного реактора, применяемым топливом и теплоносителем, а также системой изоляции помещения с повышенным уровнем радиации. В качестве атомного топлива обычно используются уран и плутоний, теплоносителем могут служить вода, газы (гелий, азот, углекислый [c.323]

Ратников Е. Ф. Эффективность и перспективы применения парогазового цикла для атомных энергетических установок. — В кн. Новые циклы и схемы в теплоэнергетике. Свердловск, УФ АН СССР, 1970, с. 26—30. [c.236]

Следует при этом заметить, что в ряде случаев максимальная тепловая экономичность цикла не является определяюш,им или единственным критерием при выборе его рабочего тела. Так, при выборе оптимального цикла и тепловой схемы атомных энергетических установок решающее значение имеют характеристики топливного цикла и специфические требования к рабочим телам и теплоносителям, связанные с их поведением в активной зоне в первом, а иногда и во втором контуре ядерпой установки. [c.20]

ТЦО улучшает вязкость зоны термического влияния при электрошлаковой сварке крзчшогаба-ритных плит из стали 10ГН2МФА атомных энергетических установок. Практическое совмещение ТЦО с электрошлаковой сваркой достаточно просто. Оно осуществляется синхронно с прохождением водоохлаждаемого формирующего ползуна перемещением индуктора, питаемого от стабилизированного источника питания повышенной частоты. После электрошлаковой сварки ударная вязкость КСи металла зоны термического влияния при 20 °С составила 26 Дж/см , а после 5 циклов ТЦО она возросла до 158 Дж/см . [c.603]

В настоящее время в связи с дефицитом органических видов топлива ядерная энергетика играет важную роль в народном хозяйстве страны. Ядерный реактор является источником теплоты, энергетическое применение которой во многом сходно с исполызование.м теплоты, выделяющейся при сгорании органического топлива в топках парогенераторов или в камерах сгорания газотурбинных установок. Поэтому термодинамические циклы атомных электростанций подобны циклам обычных тепловых электростанций, ра-б,этающих на органическом топливе. [c.127]

Другим важным вопросом обеспечения прочности и ресурса атомных реакторов, не получавшим отражения в традиционных расчетах энергетических установок по уравнениям (2.1) —(2.3), являлся анализ сопротивления деформациям и разрушению при циклическом нагружении [2,5-7,16]. Как следует из данных гл. 1, в процессе эксплуатации атомных реакторов число циклов нагружения на основных режимах изменяется в достаточно широких пределах - от (2- 5) 10 при гидроиспытаниях до (1 2) Ю при программных изменениях мощности и до 10 —10 с учетом вибро-нагруженности. Систематические исследования прочности в этом диапазоне числа циклов были начаты применительно к энергетическим установкам в середине 50-х годов, а в середине 60-х годов были сформулированы основные (преимущественно деформационные) критерии разрушения и свойства диаграмм циклического деформирования [17,18 и др.]. По опытным данным, полученным на лабораторных образцах, было показано, что при числе циклов до 10 циклические пластические деформации оказываются сопоставимыми (в диапазоне числа циклов 10 —10 ) или существенно большими (в диапазоне числа циклов 10 -5 10 ), чем циклические упругие деформации. При этом в зависимости от типа металлов и условий нагружения (с заданными амплитудами деформаций или напряжений) пластические деформации по мере увеличения числа циклов могут возрастать (циклически разупрочняющиеся металлы), уменьшаться (циклически упрочняющиеся металлы) или оставаться постоянными (циклически стабильные металлы). Указанные особенности поведения металлов при циклическом упругопластическом деформировании обусловливают нестационар-ность местных напряжений и деформащ1Й в зонах концентрации при стационарных режимах внешних нагрузок. Для малоцикловой области уравнения кривых усталости и сами кривые усталости при числах циклов 10 —Ю представлялись не в амплитудах напряжений (как для обычной многоцикловой усталости при числах циклов 10 —10 ), а в амплитудах упругопластических деформаций. [c.40]

Применительно к проблеме создания газотурбинных энергетических установок на неводяных рабочих телах можно рассматривать лишь замкнутые газотурбинные циклы. Такие циклы имеют перспективы широкого использования в атомных установках как в одноконтурных с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами, так и в двухконтурных с другими перспективными [c.26]

На следующем этапе атомной энергетики, сначала 90-х годов, базовыми станут АЭС с реакторами на быстрых нейтронах, которые вытеснят АЭС с реакторами на тепловых нейтронах в полупико-вую область графиков нагрузки [16 гл. VII]. В начальный период строительства АЭС с реакторами на быстрых нейтронах будет целесообразно применять параметры пара, обычные для электростанций органического топлива. В дальнейшем могут найти применение высокотемпературные реакторы. В принципе они открывают возможность применения паротурбинного цикла сверхвысоких параметров. Однако рациональность такого решения не очевидна, поскольку в качестве теплоносителя первого контура не может быть применена вода. Обязательное наличие на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах первого жидкометаллического или газового контура приводит к мысли о целесообразности применения для АЭС с высокотемпературными быстрыми реакторами комбинированных энергетических установок с газовыми турбинами или МГД-генераторами [9]. Такие же комбинированные схемы представляются перспективными и для будущих термоядерных установок (см. рис. XV.8). [c.253]

Одним из перспективных является также газоохлаждаемый реактор По мнению иностранных специалистов, атомные газотурбинные установки, выполненные по одноконтурной схеме, должны быть на 20—25% легче АЭУ с реакторами водо-водя-ного типа. Параметры (не более 50—75 кГ см и 700—800° С) обеспечивают повышенные коэффициенты полезного действия теплового цикла энергетических установок. После тщательной отработки можно будет успешно применять в подводном кораблестроении одноконтурные АЭУ с высокотемпературными реакторами и газовыми турбинами. [c.211]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...