Исследовательские реакторы

Принципы проектирования защиты реактора, естественно, зависят от типа реактора и его назначения. Они, например, могут сильно различаться для энергетического и исследовательского реакторов [1]. Поэтому для конкретности далее мы будем отдавать предпочтение анализу проектирования защиты энергетических реакторов, хотя часть принципов является общей для реакторов любого назначения. Частично вопрос о требованиях. [c.73]

Исследовательские реакторы используются главным образом для исследования взаимодействий нейтронов с ядрами и действия [c.584]

Помимо исследовательских реакторов универсального назначения в СССР широко используются специализированные исследовательские реакторы. Так, в Институте атомной энергии для испытаний новых тепловыделяющих материалов в 1952 г. начал действовать петлевой реактор РФТ с экспериментальными каналами ( петлями ), в которых возможно варьирование рабочих параметров (температуры, давления и пр.), необходимое при выборе оптимальных характеристик вновь проектируемых энергетических реакторных установок. Там же в 1964 г. был введен в действие реактор МР для материаловедческих исследований, с потоком тепловых нейтронов 8-10 нейтр/см -сек. [c.169]

Исследовательский реактор СМ-2 на промежуточных нейтронах (продольный разрез) [c.170]

Одновременно с сооружением исследовательских реакторов советскими учеными и инженерами были начаты работы, имеющие целью использование ядерной энергии для нужд промышленной энергетики. [c.173]

Начатое в СССР с 1949 г. изучение возможностей эксплуатационного применения реакторов на быстрых нейтронах велось в 50-х годах на исследовательских реакторах БР. [c.179]

В сфере фундаментальных исследований они отмечены высоким уровнем теоретических работ, расширением и совершенствованием крупной экспериментальной базы (от первого физического реактора мощностью в несколько десятков ватт до исследовательских реакторов мощностью 50—100 тыс. кет, в том числе с нейтронным потоком 3-10 нейтр/см -сек, и от первого ускорителя заряженных частиц на энергию 6 Мэе до крупнейшего в мире ускорителя на энергию 70 Гэв), развитием физики реакторов на быстрых нейтронах, синтезированием новых искусственных элементов и изучением их свойств, осуществлением энергетических установок с прямым преобразованием ядерной энергии в электрическую, введением в исследовательскую практику мощных термоядерных установок и т. д. [c.195]

В работе [54] сделана попытка оценить влияние излучения на нагруженные сопротивления разной мощности при различных значениях напряжения. В опыте использовали металлизированные сопротивления с номиналами 1000 ом, 250 ком и 1 Мом, рассчитанные на мощность 0,5 и 1 вт. Все образцы облучали интегральным потоком быстрых нейтронов 10 нейтрон 1см и интегральной дозой у-облучения 10 эрг/г. Для облучения использовали графитовые контейнеры для образцов и конвертор потока исследовательского реактора. [c.352]

Обширные исследования и разработки по программе создания реакторов-размножителей на быстрых нейтронах ведутся в США, Великобритании, Франции, ФРГ и Японии. Интересно отметить, что в США вслед за первыми исследовательскими реакторами в 1956 г. было начато строительство АЭС им. Энрико Ферми с реактором мощностью 60 МВт. В 1963 г. реактор был пущен и его эксплуатация продолжалась по октябрь 1966 г., до аварии с расплавлением тепловыделяющих элементов (твэ-лов). Ликвидация аварии заняла почти 4 года, и в 1974 г. было решено этот реактор демонтировать. В настоящее время основные усилия в США направлены на реализацию проекта демонстрационной АЭС мощностью около 400 МВт с реактором на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Пуск АЭС намечен на 1983 г. По прогнозам к 2000 г. предполагается построить более сотни реакторов на быстрых нейтронах единичной мощностью 1000 МВт каждый. [c.192]

Эксперименты, выполняемые с целью получить данные об изменении свойств материалов элементов конструкции активной зоны проектируемых и строящихся ядерных реакторов, обычно проводят в исследовательских реакторах. Естественно, условия облучения в этих экспериментах, как правило, не полностью соответствуют условиям эксплуатации. Следует также отметить, что при радиационных испытаниях воздействует комплекс факторов спектр, плотность потока и флюенс нейтронов, осколки деления, -кванты, температура, влияние окружающей среды и т. п., — их необходимо учитывать для объяснения экспериментальных результатов. В то же время само облучение и определение условий, в которых оно происходило, проводятся исследователями различным образом. Это обстоятельство затрудняет сопоставление данных, полученных разными авторами. В связи с этим целесообразно рассмотреть как конструктивные особенности внутриреакторных устройств для облучения образцов графита, так и методы определения и сопоставления условий облучения. [c.75]

Ампульные устройства, установленные вместо ТВС, весьма удобны для облучения в исследовательском реакторе ВБР [1]. Использованные устройства позволяют сравнительно просто создавать в них одновременно несколько температурных зон. Разогрев испытуемых образцов происходит за счет поглощения графитом энергии у-квантов и нейтронов. Температура образцов может быть от 70 до 850° С и регулируется изменением зазора между образцами и стенками ампулы, а также введением теплозащитного стального экрана между ними. [c.81]

Имеется, однако, дополнительный аспект радиолиза в реакторах, который заслуживает особ го внимания. В исследовательских реакторах, в частности, а также в силовых реакторах испытательные или инструментальные устройства помещаются в зоне. Они часто имеют места, которые из-за утечки, соедине- [c.86]

В нашей стране в течение длительного времени успешно эксплуатируются исследовательские реакторы на быстрых нейтронах БОР-60 и БН-ЗбО. С апреля 1980 г. начата эксплуатация реактора БН-600. Эти реакторы изготавливались как единичные образцы в целях выбора оптимальной конструкции серийного реактора на быстрых нейтронах и отработки вопросов его эксплуатации. [c.262]

Методику отрабатывали на реальной композиции макета биологической защиты, собранного в экспериментальной нише исследовательского реактора ИР-50. Оценку ее эффективности проводили сравнением экспериментальных результатов с расчетными функционалами, полученными по программе АТИКА, а также сопоставлением с результатами расчетов по программе ДОТ-III, реализующей многогрупповой метод дискретных ординат н двумерной геометрии [5]. На рис. 1 и 2 показано пространственное распределение скорости реакций детекторов " 1п (л, п ) и Ni ( , р) и плотности потока тепловых нейтронов в композиции защиты. В целом сопоставление показывает удовлетворительное согласие расчетных и экспериментальных данных и, следовательно, возможность использования описанной методики учета воздушных неоднородностей при расчетах композиций биологической защиты реакторов. Причем необходимо отметить, что повышение точности расчета в результате использования аппроксимации функции распределения плотности потока нейтронов тремя векторами дает лучшее согласие результатов расчетов по программе АТИКА как с экспериментальными данными, так и с результатами расчета по ДОТ-111. [c.282]

В чистом виде ядерное горючее практически нигде не используется, кроме некоторых исследовательских реакторов. В промышленных реакторах активная зона разбавлена или Th, которые под действием нейтронов превращаются в 2 Pu или частично или полностью возмещая используемое топливо. [c.13]

Строящийся в СССР (в г. Шевченко) реактор БН-350 рассчитан на электрическую мощность 150 МВт и выработку пресной воды в количестве 120 тыс. т в сутки. Осуществлен пуск исследовательского реактора БОР электрической мощностью 60 МВт. Проектируются реакторы на быстрых нейтронах электрической мощностью 600 МВт и более. [c.17]

Потоки нейтронов в современных реакторах имеют порядок 10 нейтрон/см -с при значительном разбросе по обе стороны от этой величины в реакторах разных типов. Нейтронный спектр зависит от типа реактора. В реакторах на медленных нейтронах форма этого спектра близка к максвелловскому распределению по скоростям с максимумом в области около 0,07 эВ и с немаксвелловским хвостом , простирающимся в область высоких энергий примерно до 10 МэВ. Примером может служить изображенный на рис. 9.6 спектр нейтронов советского исследовательского реактора ВВР. В реакторах на быстрых нейтройах энергетическое распределение нейтронов является промежуточным между тепловым спектром (рис. 9.6) и спектром нейтронов деления, изображенным на рис. 9.7. В этом случае из реактора вылетает большое число нейтронов с энергией порядка 1 МэВ. [c.487]

Своеобразен установленный в Дубне (1959) исследовательский реактор ИБР-30 (импульсный быстрый реактор, построен по идее Д. И. Блохинцева и И. И. Бондаренко), от реактор, грубо говоря, состоит из двух плутониевых цилиндров, между которыми имеется зазор. Размеры цилиндров и зазора подобраны так, что /г< 1, но при заполнении зазора ураном получается fe Ь> 1, и начинается интенсивная реакция. Между торцами цилиндров проходит периферийная часть стального диска, вращающегося со скоростью 5000 об/мин (рис. 11.5). В диск заделаны два урановых вкладыша. При каждом прохождении вкладыша между цилиндрами происходит короткая вспышка цепной реакции. Мощность в импульсе достигает 150 МВт при средней мощности 30 кВт. Нейтронный пучок из ИБР поступает в километровую трубу метрового диаметра. К концу трубы нейтроны с разными скоростями подходят в разные моменты времени. Это позволяет выделять по времени пролета монохроматические нейтроны различных энергий, что в свою очередь позволяет разрешать очень узкие и близкие друг к другу нейтронные резонансы (см. также гл. IX, 3). [c.585]

Исследовательский реактор ИРТ (рис. 46) тепловой мощностью 2000 кет с максимальным потоком медленных(тепловых) нейтронов 2,3 0 нейтр1см сек относится к группе простых, надежно действующих и недорогих бассейновых водо-водяных реакторов, работающих на обогащенном уране-235. Активная зона его содержит около 4 кг ядерного горючего, выполнена из графитовых блоков со стержневыми трубчатыми тепловыделяющими элементами, имеет графитовый отражатель и расположена на дне открытого алюминиевого бассейна глубиной 7,8 м, окруженного защитным бетонным с.лоем и заполненного водой, выполняющей двоякую функцию — замедлителя нейтронов и теплоносителя, отводящего тепло из реактора в теплообменник. Первый реактор этого типа сооружен в 1957 г. в Институте атомной энергии в Москве. Двумя годам и позднее такой же реактор введен в эксплуатацию в Институте физики Академии наук Грузинской ССР в Тбилиси в да.льнейшем они были построены во многих других исследовательских центрах СССР (в Риге, Минске, Киеве и др.) и за пределами нашей страны. [c.169]

Наряду с зтими типами реакторов в СССР, как и в других странах, получили распространение импульсные исследовательские реакторы. В отличие от реакторов других типов они обладают малой средней мощностью, но кратковременная мощность их и интенсивность нейтронного потока, возникающие в последовательно возбуждаемых импульсах, достигают величин, характерных для очень мощных реакторных установок. Используются они при проведении физических измерений и многих других исследовательских работ. [c.172]

Эксперименты проводили на циклотроне Вашингтонского университета, материаловедческом исследовательском реакторе (MTR) и импульсном реакторе Годива-П [2, 35]. В циклотроне в результате бомбардировки бериллиевых мишеней дейтронами с энергией 22 Мэе получали нейтроны с энергией в несколько миллионов электронвольт, которые использовали для облучения транзисторов. Реактор Годива-П давал 1,4-10 нейтронов в импульсе. Интегральный поток нейтронов [нейтронIсм ) определяли для нейтронов с энергией выше 400 кэе. В этих работах для различных транзисторов были получены значения коэффициента р, соответствующие передаче слабых и сильных сигналов, в.зависимости от тока эмиттера /<= при различных интегральных потоках нейтронов. Кроме того, определены коллекторные характеристики в области малых токов эмиттера, а также зависимость от интегрального потока нейтронов при различных напряжениях смещения. В табл. 6.1 и 6.2 приведены значения для необлученных транзисторов, рассчитанные значения постоянной К для некоторых из этих транзисторов, а также значения р для случая слабых сигналов пос.ле облучения быстрыми нейтронами при указанных значе- [c.285]

Дебаты по САОЗ продолжались (а временами обострялись) в 60-х годах. Проведенные в 1971 г, два испытания по неполной схеме послужили поводом для детального пересмотра КАэ расчетных критериев САОЗ. В первом эксперименте, проведенном в лаборатории Оак Ridge, имитировались условия продувки на небольшом исследовательском реакторе. Твэ-лы подвергались воздействию пара остаточное тепловыделение, характерное для реальных аварий, было обусловлено реакцией деления в реакторе, но только до тех пор, пока не была достигнута заданная максималь- [c.185]

Обширные исследования и разработки по программе создания реакторов-размножителей на быстрых нейтронах ведутся во Франции, США, Великобритании, ФРГ и Японии. Интересно отметить, что в США вслед за первыми исследовательскими реакторами еще в 1956 г. было начато, по-видимому, преждевременное строительство АЭС им. Энрико Ферми с реактором на быстрых нейтронах мощностью 60 МВт. В 1963 г. реактор был пущен, и его эксплуатация продолжалась по октябрь 1966 г., когда произошла авария с расплавлением тепловыделяющих элементов. Ликвидация аварии заняла почти четыре года. В конце концов там было принято решение этот реактор законсервировать. В настоящее время основные усилия в США направлены на реализацию проекта демонстрационной АЭС с БН с жидкометаллическим теплоносителем мощностью около 400 МВт, пуск которого намечен на 1983 г. В Великобритании в 1963 г. был пущен экспериментальный реактор в Дунрее мощностью 15 МВт, затем была введена в эксплуатацию АЭС с прототипным реактором мощностью 250 МВт. После накопления опыта предполагается построить АЭС с реактором на быстрых нейтронах мощностью 1300 МВт. [c.172]

При более высоком ЛПЭ (нейтроны) этот эффект имеет большее значение. Дженкс [2] указывает, что влияние перекиси или кислорода на ё (е ) и (Нг) существенно g (e ) увеличивается и (Нг) уменьшается соответственно. В низкотемпературных исследовательских реакторах при высоких интенсивностях излучения может происходить уменьшение выходов на 30% от данных в таблице величин. Так как влияние растворенного вещества на выход вызывается реакциями в шпорах, мы можем предполагать, что влияние растворенного вещества несколько увеличивается при более высоких температурах. Кроме того, так как на выходы Нг влияют реакции между окислителем и Н или то изменение pH может заметно [c.70]

Соломон [3] показал, как могут быть проведены эти расчеты. Качественно можно ожидать, что мощность поглощенной дозы у-излучения будет примерно равна всей освобождающейся энергии у-нзлучения, умноженной на долю массы воды в реакторе, Доля энергии нейтронов, поглощаемой в воде, будет близка к единице в реакторах с низкой плотностью топлива (исследовательские реакторы), но может быть заметно ниже в реакторах с низким отношением вода — топливо. Мощность поглощенной дозы в воде как функция рабочей мощности Р примерно рг ча [c.71]

В этой части кратко суммируются и объясняются на основе принципов, описанных в предыдущих частях, наблюдения радиационнохимических эффектов в водных энергетических реакторах открытого и закрытого цикла. Для того чтобы показать применимость основных положений к реакторным условиям при низких температурах, обсчитаны доступные данные с некоторых мощных исследовательских реакторов. Имеется хорошее качественное согласие между теорией и накопленным опытом работы установок. Количественные сра)знения страдают из-за отсутствия знания скоростей реакций при высокой температуре, [c.85]

Радиолиз в исследовательских реакторах замкнутого цикла с полной или заметной дегазацией будет близок к теоретическим выходам. Так, в реакторе для испытаний материалов (MTR) с полной дегазацией пара при давлении 50,8 мм ртутного столба, как сообщил Рейнуотер [20], при 40 Мет скорость дегазации равна около 340 л мин содержание в газе водорода 35,1%. На входе и выходе реактора общие концентрации газа равны 0,2—0,4 и 3—5 см /кг соответственно. Наблюдаемая дегазация водорода соответствует около 100% теоретического выхода с учетом концентрации кислорода в отводимом газе. Хас [21] сообщил, что общее количество газа, растворенного в теплоносителе реактора ETR, при 175 Мет порядка 25 см 1кг. Поскольку дегазация в ETR недостаточно эффективна, то радиолиз ограничен обратными реакциями. Дженкс [2] вывел кинетические уравнения и составил программу их решения для ЭВМ и сделал расчеты для условий, соответствующих работе ETR (табл. 4.5). Для частного случая расчета согласие вполне хорошее. [c.86]

Дидерих и др. [30] оценили применение дейтерированной борной кислоты для мягкого регулирования в исследовательском реакторе FR-2 с тяжеловодным замедлителем в Карлсруэ. При взятой концентрации около 10 мг/кг бора поглош,ение на алюминии и алюмо-магниевом сплаве в среднем было [c.193]

Еще более мощными Н. и. являются исследовательские ядерные реакторы, испускающие 5 10 с на каждый МВт мощност реактора, Реактор как Н. и. обычно характеризуется не полным кол-вом испускаемых нейтронов, а макс, плотностью А их потока (яркость) внутри активной зоны или замедлителя реактора. В исследовательских реакторах N достигает 10 с 1 см . Хотя в реакции деления ядер ср. энергия образующихся нейтронов — 2 МэВ, в результате замедления нейтронов в конструкц. элементах и замедлителе спектр нейтронов обычно сильно обогащён тепловыми нейтронами (максимум в области 0,06 эВ). Ещё большая яркость 10 с 1 см (в импульсе длительностью 100 мкс) достигается в импульсных реакторах. [c.283]

Бурное развитие испытала Я. ф. в кон. 40-х и в 50-х гг. в связи с созданием и усовершенствованием ядерного оружия и возникновением. чдериои энергетики. Появились новые типы ускорителей заряженных частиц, позволяющие получать потоки частиц всё более высоких энергий и имеющие хорошее энергетич. и угл. разрешение. Началось строительство исследовательских реакторов — источников мощных пучков нейтронов. [c.659]

Смотреть страницы где упоминается термин Исследовательские реакторы : [c.427] [c.314] [c.585] [c.184] [c.166] [c.168] [c.169] [c.171] [c.172] [c.300] [c.97] [c.97] [c.72] [c.87] [c.300] [c.100] [c.220] [c.197] [c.266] [c.115]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...