Оболочка тепловыделяющего элемента ядерного реактора

ОБОЛОЧКА ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО ЭЛЕМЕНТА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА [c.205]

НОСТЬЮ. Сочетание этнх свойств позволило применять магниевые сплавы для капсюль ядерного горючего, оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов и резервуаров для ядерного горючего. [c.372]

Нормальные волны возникают и в трубопроводах, причем как в объеме заполняющих их жидкости или газа, так и в стенках труб, а также в различных протяженных элементах конструкций. При распространении в жидкости или газе напряжения на границе среды с трубой не исчезают, близки к нулю смещения частиц среды у границы. Оболочки тепловыделяющих элементов ядерных реакторов, топливные сердечники высокотемпературных реакторов, трубчатые, стержневые и пластинчатые элементы конструкций - характерные объекты, для контроля которых используются нормальные волны. [c.57]

После того как в качестве ядерного топлива стали использовать природный уран, слегка обогащенный ура-иом-235, резко возросла эффективность графито-газо-вых реакторов. При одинаковых размерах с реактором, работающим на природном уране (вернее, при одинаковых размерах активной зоны реактора, заключающей в себе ядерное топливо, замедлитель и теплоноситель), реактор на обогащенном уране может давать в два раза больше электроэнергии за счет достижения более высокой рабочей температуры (свыше 600° С). Такая высокая температура потребовала привлечения новых материалов для оболочек тепловыделяющих элементов, [c.80]

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]

Контролю течеисканием подвергают изделия, у которых на протяжении заданного времени либо должно сохраняться заданное давление рабочего вещества, либо утечка рабочего вещества не должна превышать допустимой величины. К таким изделиям в основном относятся корпуса кораблей и подводных лодок в судостроении, корпуса летательных аппаратов и космических объектов в авиационной промышленности и космонавтике, корпуса ядерных реакторов и оболочки тепловыделяющих элементов в атомной промышленности, технологическое оборудование (различного рода емкости, цистерны и т, п.) в химическом машиностроении, изделия холодильной и вакуумной техники, агрегаты и соединяющие их элементы функциональных гидравлических и газовых систем машин, трубопроводы и т. п. [c.224]

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]

Ядерное (урановое) топливо — основной компонент загружаемых в реактор тепловыделяющих элементов (твэлов) и тепловыделяющих сборок (ТВС). Топливные таблетки из диоксида урана защищены от прямого контакта с теплоносителем оболочками твэлов, обычно выполняемыми из циркониевых сплавов. [c.11]

Принципиальные схемы ядерного реактора показаны на рис. 19.1. Делящееся вещество (ядерное горючее ) размещают в так называемых тепловыделяющих элементах (твэлах), покрытых защитной оболочкой. Выделяющиеся при делении ядер вторичные нейтроны движутся [c.371]

Прежде чем попасть в реактор, уран, как указывалось, проходит многие стадии обработки. Но об одной из этих стадий мы еще не говорили — это о приготовлении тепловыделяющих элементов, т. е. конструкций, состоящих из ядерного горючего и защитной оболочки, где в процессе реакции выделяется тепло. Эти элементы могут быть в форме стержней или пластин. Внутри помещается сплав урана, снаружи оболочка из сплава алюминия с оловом, циркония с оловом или из нержавеющей стали. Тепловыделяющие элементы с оболочкой из алюминия способны [c.89]

Двуокись урана, которая является высокоогнеупорным материалом и довольно устойчива к коррозии в различных средах, можно использовать в атомных реакторах в качестве горючего в виде гранул и массивных изделий. Гранулированная UO2 может быть введена в смесь других материалов, из которых могут быть изготовлены тепловыделяющие элементы. Эти смеси могут быть использованы как сырье для получения вторичного ядерного горючего. Топливные стержни предлагают заключать в оболочки из циркония. [c.399]

Контроль герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. Термины и определения Толщиномеры радноизотопные для листовых и ленточных материалов [c.473]

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]

Для устранения склонности швов к образованию холодных трещин и к замедленному разрушению, а также стабилизации качества сварных соединений сразу же после сварки их подвергают термической обработке нагреву до 750...850 °С, выдержке в течение 40...60 мин, охлаждению с печью (технический цирконий) или в воде (сплавы циркаллой системы 2г - М) и др.). После термической обработки сварные изделия из циркониевых сплавов (например, оболочки тепловыделяющих элементов ядерных реакторов из сплавов циркаллой-2 и цир-каллой-4) обладают высокой коррозионной стойкостью. [c.149]

Примером применения радиационного метода в первой области может служить сообщение Л. В. Артемьевой и др. о -разработке поискового радиометра газов — течеискателя РГБЗ-01, предназначенного для оперативного поиска утечек радиоактивного газа из технологического оборудования атомных электростанций и ядерных реакторов. Широко применяются и стандартизованы (ГОСТ 17924—72) радиационные методы контроля герметичности оболочек тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. [c.270]

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]

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]

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]

Новые области применения тугоплавких металлов не ограничиваются сверхзвуковой авиацией и ракетной техникой. Ванадий и ниобий благодаря малому поперечному сечению захвата тепловых нейтронов успешно применяются в ядерной энергетике. Из ванадия изготовляют тонкостенные трубы для атомных реакторов его применяют для тепловыделяющих элементов, так как он не сплавляется с ураном и имеет хорошую теплопроводность и достаточную коррозионную стойкость. Ниобий применяют для изготовления оболочек тепловыделяющихся элементов. Ниобий не взаимодействует с расплавленными натрием и висмутом, которые часто применяют в качестве теплоносителя, и не образует с ураном хрупких соединений. [c.480]

Основным источником ионизирующих излучений являются активная зона ядерного реактора и система первого контура с циркулирующим в нем теплоносителем, излучающим V—п-излучения. Даже при полной герметизации этого оборудования в теплоносителе обычно обнаруживаются небольшие количества активных газов (ксенона, криптона,йода). Эти газы проникают в него через микротрещины в оболочках тепловыделяющих элементов. При существующей технологии изготовления твэлов на их наружной поверхностн все же остаются следы ядерного горючего. В результате значительных нарушений герметичности оболочек твэлов в теплоноситель одноконтурной АЭС поступают огромные количества радиоактивных продуктов деления. При нарушении герметичности между первым и вторым контуром парогенератора в двухконтур- ных АЭС продукты деления попадают в пар второго контура. В обоих случаях вместе с паром продукты деления могут проникнуть в производственные помещения, а в особо тяжелых ситуациях могут вызвать длительную остановку оборудования. [c.353]

В термодинамическом отношении уран неустойчивый (см. табл. 11), но относится к пассивирующимся металлам. Уран — основное ядерное горючее, используемое в реакторах. При нарушении целостности оболочки тепловыделяющего элемента теплоноситель (наиболее распространенный — вода) вступает в контакт с ядерным горючим и вызывает его коррозию. [c.306]

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]

На специальных заводах ведется также изготовление тепловыделяющих элементов ( твэлов ) для реакторов. Обычно выполняемые в виде стержней из урана, плутония, их окислов, карбидов или сплавов с другими материалами, твэлы помещаются в стальные, алюминиевые или какие-либо другие герметичные оболочки, предохраняющие ядерное тоцливо от коррозии и препятствующие поступлению радиоактивных осколков деления ядер во внешнюю среду. Производство твэлов составляет одну из существенных отраслей атомной промышленности. [c.163]

Многие вопросы ядерной и радиационной безопасности АЭС фирма ССА предлагает решить с помощью корпуса из предварительно напряженного железобетона, в который заключается реактор и все оборудование первого контура и дополнительной противоактивной оболочки. По условиям безопасности первый контур теплоносителя состоит из трех независимых петель. В нем также предусмотрен специальный контур расхолаживания реактора. На первом этапе разработки реактора ведутся для давлений 80— 100 бар (с последующим повыщением до 120 бар) с температурой гелия 600 — 650 °С с тепловыделяющим элементом вентилируемого типа, в котором давление газовых осколков деления автоматически вы- [c.17]

Одним из факторов, определяющих надежную работу проектируемого реактора, является умение достаточно точно рассчитывать температурные поля оболочек и топлива ТВЭЛОВ. Излагаемая ниже методика теплогидравлического расчета пакета тепловыделяющих элементов разработана для реакторов атомной электростанции (БРГД) мош,ностью 1000—1500 Мвт (эл.), а также для реактора опытно-промышленной установки (БРИГ), предназначенной для отработки основных технологических и конструкторских вопросов создания энергетических быстрых реакторов большой мощности на диссоциирующем теплоносителе и для проверки условий, обеспечивающих максимально возможную наработку вторичного ядерного горючего при минимальных временах удвоения. Рассматриваемая методика расчета может быть использована только для твэлов стержневого типа. Пакет тепловыделяющих элементов представляет собой шестигранную трубу, заключающую в себе пучок тепловыделяющих элементов, расположенных по треугольной решетке. Для проведения теплогидравлических расчетов пакетов твэлов необходимо предварительно определить следующие характеристики пакета [3.1]. [c.68]

V o, вычисленных из расчета перевода урана в продукты деления. Одно из назначений оболочки ядерных тепловыделяющих элементов — это задержка распухания. Кроме анизотропного изменения размеров и распухания, металл испытывает дальнейшую размерную нестабильность в связи с капеб-лющимися термическими напряжениями, которым он подвергается во время пуска, выключения и колебаний мощности реактора. Необходимо отмстить. Что даже во время устойчивой работы реактора в горючем существуют резкие градиенты температуры, зависящие от таких параметров реактора, как геометрия сердечника горючего, температура и скорость потока охладителя и градиент нейтронного потока. [c.839]

Специальные сплавы на основе магния широко используют в ядерной технике в качестве материала оболочек тепловыделяющих урановых элементов в газоохлаждающих реакторах. [c.125]

Современные энергетические реакторы используют ядерное топливо в виде оксида урана. Оксид урана, обогащенный делящимися изотопами, готовится из урановой руды и отработавшего топлива на специальных радиохимических заводах, где из них изготовляют тепловыделяюпще элементы. Как уже отмечалось, тепловыделяющие элементы выполнены в виде герметичной тонкостенной металлической оболочки (чаще всего из нержавеющей стали или сплавов на основе циркония), заполненной ядерным топливом, которое прессуется в форме таблеток или стержней (прутков) круглого сечения. Применяются также ТВЭЛы кольцевой, пластинчатой, шаровидной и другой формы. [c.527]

С технической точки зрения наиболее серьезная проблема в области использования реак орно о горючего это распухание металлического урана. Пютность при выгорании 1 о металла умень ается больше чем на 3,4 о вычисленных из расчета перевода урана в продукты деления. Од1 о из назначении оболочки ядерных тепловыделяющих элементов это задержка распухания. Кроме анизотропного изменения размеров и распухания, металл испытывает дальнейшую размерную нестабильность в связи с качеб-лющимися термическими напряже иями, которым он подвергается во время пуска, выключения и колебании мощности реактора Необходимо отмстить, что даже во вр мя устойчивой работы реактора в горючем существуют резкие градиенты температуры, зависящие от таких параметров реактора, как геометрия сердечника горючего, температура и скорос ь потока охладителя и градиент нейтронного потока. [c.839]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...