Корпуса реакторов

Рис. 8.65. Последовательность заполнения кромок при сварке кольцевого шва корпуса реактора

ЗАЩИТА КОРПУСА РЕАКТОРА [c.66]

Для снижения радиационного тепловыделения и радиационных нарушений в корпусе реактора предусматривают внутри-корпусную защиту. Таким образом, эта защита выполняет функции тепловой и противорадиационной защиты корпуса [44]. Она обеспечивает снижение радиационного энерговыделения в корпусе реактора до уровней, удовлетворяющих требованиям безопасности эксплуатации в условиях термических напряжений, и ограничивает потоки нейтронов, падающих на корпус, до величин, соответствующих допустимому накоплению радиационных нарушений за время срока службы корпуса. Кроме того, внутри-корпусная защита должна в максимально возможной степени снижать выход захватного у-излучения из своих элементов и корпуса реактора, которые довольно часто вносят основной вклад в мощность дозы излучения за биологической защитой реактора, [c.66]

Для строгого решения задач проектирования корпуса реактора и его защиты необходимы кривые энергетической зависимости радиационной эффективности нейтронов в абсолютных единицах по отношению к изменению конкретных физико-механических свойств материала. Эти кривые, например, по отношению к изменению температуры хладноломкости при различных температурах облучения [50], изменению ползучести [51], те- [c.71]

Тепловая защита и корпус реактора [c.82]

Корпус реактора — цилиндр с наружным диаметром 200 см, толщиной боковых стенок 15 см, толщиной крышки и днища 35 и 20 см соответственно. Корпус изготовлен из низколегированной стали. [c.297]

Внутри корпуса реактора размещена цилиндрическая активная зона диаметром О и высотой //, равными 100 см. В качестве ядерного топлива используется двуокись урана с обогащением по 10%. Конструкции внутри активной зоны выполнены из циркония. Состав активной зоны указан в табл. 1.2. С точки зрения выхода излучений из активной зоны ее следует рассматривать как гомогенную среду. [c.297]

Уровень излучений на внутренней поверхности боковой стенки корпуса реактора [c.303]

В соответствии с заданием для защиты корпуса реактора следует использовать нержавеющую сталь и воду. Толщина экрана Г = 35 см. [c.303]

Энергетический спектр нейтронов перед корпусом реактора [c.304]

Используя информацию по физическим характеристикам выбранной защиты, рассчитаем плотность потоков нейтронов и у-квантов на внутренней поверхности боковых стенок корпуса реактора. Для этого воспользуемся формулой для цилиндрического источника (6.68) [c.304]

Плотность и интенсивность потока у-квантов перед корпусом реактора [c.305]

Наряду с у-квантами из активной зоны корпус реактора облучается захватными у-квантами, возникающими в воде и стали защитных экранов перед корпусом. Химический состав стали экранов следующий 70% Ре, 18% Сг, 9% N1 и 1% Т . Все элементы, входящие в состав стали, являются источниками захватных у-квантов. Вероятность испускания у-квантов каждым из них, а также водородом воды пропорциональна вероятности захвата нейтронов, которая определяется отношением [c.305]

Величину энергии, передаваемой стальной стенке корпуса реактора, можно определить как сумму произведений 2)Ха . -, в которой суммирование- [c.307]

Оценим энергию, передаваемую стенкам корпуса реактора в результате облучения их нейтронами. Каждый нейтрон следует рассматривать как переносчик собственной кинетической энергии и потенциальной энергии, выделяющейся после захвата нейтрона в виде у-излучения. [c.307]

Изложенное приводит к выводу о целесообразности размещения вокруг реактора бака с водой. Анализ результатов расчетов распределения нейтронов в воде за сталью (см., например, рис. 4.3) показывает что всплеск тепловых нейтронов в воде полностью сглаживается после прохождения ими слоя воды толщиной 30 ем. Поэтому толщина слоя воды должна быть около 30 см. Выберем ее с некоторым запасом, равным 33 см. Толщину стенок бака с водой примем равной 4 см. Зазор между боковой стенкой корпуса реактора и внутренней стенкой бака 5 см. [c.311]

Произведем анализ защиты по направлению III, составляющему угол 30° с направлением /. Как видно из рис, 1.1, это ослабленное направление по сравнению со смежными, поскольку здесь массивный корпус реактора ослаблен патрубком. [c.315]

В пределах корпуса реактора (включая патрубок) защитная композиция состоит из 97 см Н2О (плотность 1 г см ) и 31,8 см железа. Число длин пробега нейтронов с 3 Мэе составляет 14,6, что меньше требуемой величины на 7,8 длин пробега. [c.315]

Ослабленным местом в защите можно считать кольцевой зазор между боковой стенкой корпуса реактора и поверхностью бака защиты. Зазор имеет ширину 6 = 5 см, внутренний радиус кольцевого зазора г=100 см. [c.327]

Давление в корпусе реакторе, МПа 10 10,5 12,5 , 16 [c.294]

Рис. 9.46. Главный циркуляционный насос с уплотняемым валом для кипящего реактора 1 — корпус реактора 2 — корпус насоса 3 — рабочее колесо насоса 4 — выпрямляющий аппарат 5 — верхний радиальный подшипник о водяной смазкой 6 — изоляция 7 — опорная труба

Верхняя часть корпуса реактора закрыта бетонной защитой 12, в которой расположены поворотные пробки 11 с механизмами 15 перегрузки сборок и механизмами 14 СУЗ. Поворотные пробки расположены эксцентрично оси активной зоны, что обеспечивает наведение механизма 15 перегрузки на любую сборку. Перегрузка производится при [c.346]

Первый контур АЭС с реактором БН-600 (см. рис. 9.10) расположен в корпусе реактора 1 (рис. 9.13) и включает активную зону 2, циркуляционный насос 5, теплообменник 4 первого контура. Все элементы первого контура расположены под уровнем натрия 3, отделенного от крышки корпуса слоем газа. Здесь применена интегральная компоновка, которая отличается от петлевой, когда насос и теплообменник первого контура расположены вне корпуса реактора. В реакторе БН-600 имеется три петли первого контура. Второй контур АЭС образован теплообменником 4, циркуляционным насосом б и парогенератором 7. Давление теплоносителя второго контура (натрия) несколько больше, чем первого, что препятствует утечке радиоактивного натрия из первого контура во второй. Теплоноситель второго контура передает теплоту активной зоны рабочему телу третьего контура — воде и водяному пару. В третьем контуре используется паротурбинная установка с промежуточным перегревом пара между частями высокого 8 и низкого 9 давления. Конденсатно-питательный тракт 10 имеет традиционную для таких установок схему. Применение трехконтурных [c.348]

Система позволяет контролировать корпус реактора с внутренней стороны без присутствия обслуживающего персонала в радиоактивной зоне в течение длительного времени. Система полностью автоматизирована. Ранее в большинстве случаев при проведении контроля с внешней стороны корпуса необходимо было снять радиационную защиту без бетона толщиной 35,5 см. При внутреннем осмотре с помощью дистанционного телевидения или оптических установок сливали дорогостоящую борированную воду из реактора. Наружный осмотр проводили более 100 человек, при этом каждый работал по 5 ч в смену. [c.339]

Через корпус реактора, т, е, через (ассеты твэлов, насосами прогоняется теплоноситель (вода), который нагревается за счет т плоты, выделяющейся в результате реакции деления ядерного топлива. [c.189]

Так, при изготовлении корпуса реактора ВВЭР-1000 из стали 15Х2НМФА и корпуса парогенератора из стали 10ГН2МФА обечайки толщиной 80...285 мм собирали на скобах и сваривали многопроходной сваркой под флюсом с подогревом (120...250°С), причем заданную температуру в процессе сварки поддерживали с помощью [c.290]

Особо ответственные сосуды, как, например, корпуса реакторов с толщиной стенки до 200 мм, изготавливают из цельнокованных обечаек, получаемых методом свободной ковки на прессе с последующей механической обработкой. Расчленение корпуса на отдельные заготовки производят исходя из возможностей технологического оборудования. Обечайки соединяют кольцевыми швами многослойной сваркой под флюсом. [c.25]

Энерговыделение во внутрикорпусной защите, корпусе реактора, а также в слоях защиты обусловлено различными процессами поглощением у-излучения (первичного и вторичного), передачей кинетической энергии нейтронов в процессе их замедления и поглощением заряженных частиц, образовавшихся в результате нейтронных реакций. В соответствии с этим полную величину радиационного энерговыделения можно представить в виде суммы [c.67]

В большинстве случаев знание экспериментальной зависимости Гхл от величины интеграла облучения Ф1 образцов материала корпуса А7° =/(Ф0 при определенной рабочей температуре позволяет вычислить допустимое значение интеграла облучения м соответственно срок службы корпуса реактора. Опыт эксплуатации реакторов [55] показывает, что безопасная рабочая температура корпуса должна быть выше Тне менее чем на 40° С. Имеются экспериментальные данные о том, что при Тоез—Гх.( 30°С может произойти хрупкое разрушение. В тех же конструкциях при 7оез—Гхл 40°С хрупкого разрушения не происходит. Таким образом, при рабочей температуре корпуса Траб должно выполняться условие [c.72]

В последнее время в реакторостроепии начинают использовать корпуса реакторов из предварительно напряженного железобетона. Определение срока службы таких корпусов — сложная задача, решение которой требует рассмотрения не только радиационной стойкости материала, но и многих других вопросов. [c.73]

Тепловой защитный экран перед корпусом реактора должен обладать повышенной эффективностью по ослаблению нейтронов и у-квантов активной зоны реактора. В работе [1] проанализированы защитные свойства эианоБ из стали и воды. При г.аданной толщине экрана наиболее целесооб разно остановиться на композиции, содержащей 70 об. % стали. При этом имеется в виду, что плотность воды равна 1 г/с.и . [c.303]

Плотность потока нейтронов с энергией более О,,5 Мэе перед корпусом реактора 4,7-10 нейтрон (см сек). Средняя энергия нейтронов в этом потоке не превышает 1,5 Мэе. Соответственно этому плотность энергетического-потока не превосходит 7 10 МэвЦсм сек). Длина замедления нейтронов в стали примерно 15 см. Отсюда легко оценить плотность энерговыделення 7-1б >/15 = 4,7-10 МэвЦсм -сек). [c.307]

В целом для корпуса реактора плотность энерговыделения от у-квантов из экранов и нейтронов, проникающих в корпус реактора, будет составлять 0,057 erj M , что меньше заданной предельной величины 0,1 вт/см . [c.308]

Радиальное направление. На рис. 1.1 оно обозначено как направлени I. После стального корпуса реактора накапливается много нейтронов промежуточных энергий (результат неупругого рассеяния нейтронов в железе). Они эффективно замедляются и поглощаются в воде. Причем энергия зах- [c.310]

Оценим защиту направления /// по у-кваптам. В пределах корпуса реактора число пробегов у-квантов о = 6 Мэе составляет 10,4, т. е. на 9,6 длин пробега меньше требуемых 20 пробегов. Дополнительная защита из бетона должна иметь толщину 9,6/0,0595=161 см. Это почти в 2 раза больше, чем толщина защиты по нейтронам. Толщина защиты по вертикали отличается от найденной на os 30° = 0,867, т. е. она должна быть равна 140 см. [c.315]

Корректировка защиты в направлении /. Следует оценить интенсивность потоков захватных уквантов из тепловых экранов, стали боковых стенок корпуса реактора и внутренней стенки бака защиты (суммарная толщина 19 см). [c.326]

Для определения плотности поверхностных источников у-квантов воспользуемся формулой (1.11). С ее помощью определяем плотность захватного у-излучения из стальной стенки корпуса реактора. В качестве потока пе1 троиов принимаем Фн = 6,5.10 < нейтронЦсм сек) и макроскопическое сечение поглощения нейтронов 2=0,18 см . С этими величинами мы имели. --дедощри корректировке защиты в направлении /. [c.329]

Расчет для =7—9 Мэе дает плотность потока = 1,5 10 квант/(см сек). Из расчета для направления I следует, что интён-сивность потока захватных у-квантов из корпуса и стальной стенки бака защиты в 1,5 раза больше, чем из теплового экрана. Учитывая это, мы можем считать, что суммарная плотность потока у-квантов на поверхности корпуса реактора Ф, 3-10 квант (см сек) и соответственно этому = 3 10 квантКсм сек). [c.329]

Фрактальными свойствами обладает так же распределение температуры в корпусе реактора коксования. В качестве иллюстрации ниже представлены графические зависимости изменения температуры по времени в диапазоне од-H010 технологического цикла (рисунок 2.22). Точки замера температуры располагались в диаметральной плоскости по границам 90-градусных сегментов на расстоянии 1500 мм от центра узла ввода сырья. В целом же измерения проведены 1Ю всей высоте реактора в 4 плоскостях. [c.132]

Обогрев химических реакторов. При обогреве химических реакторов (Т = 100—400 °С) важна малая тепловая инерция индукционного способа и возможность равномерного нагрева больших поверхностей. Особенно эффективен индукционный обогрев при температурах свыше 200—250 °С. Емкости реакторов достигают десятков кубометров, давления — 10 МПа (автоклавы). Мощность системы обогрева достигает 300 кВт, частота 50 Гц. Удельные мощности обычно не превышают 10 Вт/см . Дальнейшего увеличения мощности без сильного насыщения стали можно достичь, покрывая стенку реактора тонким слоем меди. При этом получается двухслойная среда (см. гл. 3) и напряженность магнитного поля на границе слоев падает. Одновременно возрастает коэс )фицнент мощности устройства. Активное сопротивление и КПД незначительно снижаются. Индукторы часто секционируются для создания автономных температурных зон, регулируемых по сигналам от термопар (рис. 13-9). Для уменьшения взаимного влияния секции разделяются магнитными фланцами 4. Секционирование позволяет также равномерно загрузить фазы сети. Обмотки, 3 делают многослойными из прямоугольного провода с теплостойкой изоляцией. Тепловая изоляция 2 может прокладываться как между корпусом реактора / и обмотками 3, так и снаружи для обеспечения допустимой температуры электроизоляции. [c.225]

Принципиальная схема АЭС с водо-водяным реактором ВВЭР (см. рис. 9.9) приведена на рис. 9.12. В корпусе реактора 1, заполненного водой под [c.347]

Для полуавтоматического контроля качества поверхности и сварных соединений толстостенных ферромагнитных изделий типа обечаек, барабанов котлов, корпусов реакторов на наличие дефектов (разнонаправленных трещин, негроваров, раковин и т. д.) на поверхности и на глубине до 5 мм разработана феррозондовая установка Радиан-Ш . [c.56]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...