Высокотемпературный ядерный реактор

ГИДРОДИНАМИКА И ТЕПЛООБМЕН В ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ С ШАРОВЫМИ ТВЭЛАМИ [c.1]

Наибольший интерес представляет использование теплоты высокотемпературных ядерных реакторов с газовым охлаждением при производстве аммиака и метанола (рис. 13.5). [c.400]

Высокотемпературные ядерные реакторы с гелиевым охлаждением могут широко использоваться в нефтехимической промышленности для проведения радиационно-термических процессов. Уникальные возможности в этом отношении представляют высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением шаровыми твэлами. В установках с такими реакторами можно проводить радиационно-термический пиролиз с целью получения этилена. [c.402]

Принципиальная схема теплоаккумулирующей части такой системы (рис. 13.9) включает паровую каталитическую конверсию метана, осуществляемую за счет подвода теплоты высокотемпературного ядерного реактора с гелиевым теплоносителем производство технологического пара, необходимого для осуществления процесса конверсии предварительный подогрев газовой и парогазовой смеси, поступающих на конверсию охлаждение полученного газа и конденсацию избытка водяного пара. [c.404]

Дальнейший технический прогресс в теплофикации и, в частности, применение газотурбинных и парогазовых ТЭЦ, а также создание крупных теплофикационных систем, основанных на применении высокотемпературных ядерных реакторов и передаче теплоты на дальние расстояния (100—200 км и более). [c.111]

КОМПЛЕКСНЫЕ СХЕМЫ ЭНЕРГОСНАБЖЕНИЯ НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ С ДАЛЬНИМ ТРАНСПОРТОМ ТЕПЛОТЫ [c.128]

Металлический бериллий можно применять и в качестве конструкционного материала для реактора, но при этом необходимо провести р д противокоррозионных мероприятий. Ввиду недостаточной коррозионной стойкости этого металла в чистом виде для изготовления тепловыделяющих элементов, отражателей и замедлителей в высокотемпературных ядерных реакторах используется окись бериллия ВеО. Изделия из окиси бериллия обладают необходимыми ядерными свойствами, термостойкостью и коррозионной стойкостью, но они так же хрупки, как и другие керамические материалы. [c.14]

Массогабаритные характеристики космических энергетических установок с высокотемпературным ядерным реактором [c.177]

Термоэлектронные преобразователи привлекают пристальное внимание исследователей в последние годы в связи с развитием техники высокотемпературных ядерных реакторов. Дело в том, что наиболее подходящим горячим источником тепла для ТЭП могут явиться тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. Схема термоэлектронного преобразователя, собранного на тепловыделяющем элементе ядерного реактора, изображена на рис. 12-9. На тепловыделяющем элементе 1, содержащем делящееся вещество, размещен катод 2 термоэлектронного преобразователя. Он окружен анодом 3, отделенным от катода промежутком, заполненным парами цезия. Анод охлаждается снаружи теплоносителем, протекающим в кольцевом зазоре 4. Поскольку эмиссия возрастает с температурой очень быстро, то нет необходимости делать разность (Tj—слишком большой если температура анода меньше температуры катода хотя бы на 200 °С, то уже в этом случае ток д пренебрежимо мал. Это позволяет поддерживать температуру анода на достаточно высоком уровне. Тем самым теплоноситель, циркулирующий в кольцевом зазоре 4, отводит тепло достаточно высокого температурного потенциала, которое затем в свою очередь можно преобразовать в работу (например, в цикле турбинной теплосиловой установки). [c.417]

Обсуждены условия работы, а также некоторые вопросы конструирования и эксплуатации основного оборудования ПГТУ с открытой и закрытой тепловыми схемами компрессора с впрыском воды, камеры сгорания, высокотемпературного ядерного реактора, парогазовой турбины, холодильника-конденсатора и др. Показано также, что для ПГТУ отсутствуют какие-либо принципиальные ограничения по увеличению мощности до нескольких тысяч мегаватт в одном агрегате. [c.7]

ПГТУ с закрытой тепловой схемой почти аналогична описанной выше, отличается от нее горячим источником энергии (им может служить высокотемпературный ядерный реактор), а также тем, что газ из холодильника-конденсатора не выбрасывается в атмосферу, а направляется снова в контур установки — в смеситель (пунктирная линия на рис. 2). [c.12]

Выше отмечалось, что для унификации основного оборудования (компрессоров, парогазовых турбин, холодильников-конденсаторов, водяных насосов и др.) в ПГТУ, работаюш,их по закрытой тепловой схеме с высокотемпературным ядерным реактором, в качестве сухого газа целесообразно применить азот (yN ) или окись углерода. Последние по своим теплофизическим свойствам — молекулярному весу (газовой постоянной), показателю адиабаты расширения (сжатия), теплоемкости, теплопроводности, вязкости и т. п.— близки к продуктам сгорания (воздуху). Следовательно, в ПГТУ с закрытой тепловой схемой рабочим телом может служить смесь азота или окись углерода с водяным паром. Это позволяет рассматривать одни и те же уравнения парогазовых смесей в ПГТУ как с открытой, так и с закрытой тепловыми схемами. [c.32]

КАМЕРЫ СГОРАНИЯ И ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ПАРОГАЗОТУРБИННЫХ УСТАНОВОК [c.60]

Источниками энергии в ПГТУ служат химическая энергия топлива, сжигаемого в камерах сгорания, в установках с открытой тепловой схемой, и энергия ядерного горючего (например, урана-235), получаемая в высокотемпературном ядерном реакторе, в установках с закрытой схемой. Рассмотрим особенности работы ответственных элементов ПГТУ. [c.60]

Высокотемпературный ядерный реактор [c.63]

Эти требования в значительной мере ограничивают выбор высокоогнеупорных материалов для активной зоны высокотемпературного ядерного реактора из числа имеющихся. [c.64]

Свойства тугоплавких окислов металлов, перспективных для применения в высокотемпературных ядерных реакторах, указаны в табл. 1 и 2 [17, 25, 39]. [c.65]

Тугоплавкие окислы металлов имеют относительно большие сечения упругого рассеяния нейтронов (благодаря упругому рассеянию на ядрах металла и кислорода, входящих в окислы). Поэтому тугоплавкие окислы металлов могут успешно применяться в активной зоне высокотемпературных ядерных реакторов в ка- [c.66]

В высокотемпературном ядерном реакторе в качестве ядерного топлива может служить двуокись урана без или с обогащением ураном-235. [c.67]

Для снижения тепловых потерь активная зона высокотемпературного ядерного реактора имеет тепловую изоляцию, внутренняя часть которой может быть выполнена из двуокиси циркония. Внутренний слой тепловой изоляции служит одновременно и в качестве отражателя нейтронов. Ядра циркония имеют большое поперечное сечение рассеяния и малое сечение захвата, а также высокую атомную плотность — ценные свойства для отражателей нейтронов. [c.67]

Коэффициент теплоотдачи шаровой насадки при течении газа (парогазовой смеси) высокого давления имеет достаточно большую величину порядка 10 Вт/(м -град), как и при течении воды. При высоких тепловых потоках происходят сильный нагрев теплоносителя и соответствующие изменения его физических параметров, поэтому расчет теплоотдачи и гидравлического сопротивления в шаровой насадке высокотемпературного ядерного реактора должен производиться по ряду участков, расположенных по высоте слоя. Расчет по участкам необходим также и потому, что по объему слоя насадки имеются различия в распределении тепловых (нейтронных) потоков. [c.69]

Конструкция реактора. Высокотемпературный ядерный реактор является ответственным и наиболее важным элементом ПГТУ с закрытой тепловой схемой. В реакторе осуществляется нагрев парогазовой смеси до 1200 К и выше. [c.69]

В качестве прототипа высокотемпературного ядерного реактора может служить высокотемпературный регенеративный нагреватель с шаровой насадкой, разработанный и созданный в Институте высоких температур АН СССР [30]. Этот нагреватель успешно работает более 20 ООО ч, обеспечивая устойчивый нагрев воздуха, водяного пара и парогазовых смесей до 2000—2300 К. [c.69]

Высокотемпературный ядерный реактор отличается от обычных реакторов по конструкции, применяемым огнеупорным материалам и уровню нагрева газов. [c.69]

На рис. 38 показана схема высокотемпературного ядерного реактора с активной зоной, выполненной в виде шаровой насадки. Подобные реакторы уже созданы, успешно работают [4, 48], и они могут быть использованы для нагрева парогазовой смеси, а также других газовых теплоносителей с окислительной и восстановительной средой до ИОО К и выше (предельная температура нагрева 2000 К). Реактор представляет собой сравнительно простое устройство цилиндрический сосуд с полусферическими днищами, футерованный изнутри и наполовину заполненный (в активной зоне) шаровой насадкой. Для футеровки сосуда применяются обычные промышленные огнеупоры внутренние стены, служащие одновременно тепловой изоляцией и отражателем нейтронов, выложены огнеупорным кирпичом из двуокиси циркония, а наружные стены выполнены из шамотного кирпича. Между корпусом и шамотной кладкой проложен асбестовый лист толщиной 10—15 мм. Как во внутренней, так и в наружной кладке предусмотрены швы для компенсации температурных расширений. [c.69]

Р и с. 38. Конструктивная схема высокотемпературного ядерного реактора с шаровой насадкой [c.70]

Таким образом, можно полагать, что газографитовый теплоноситель — весьма перспективный охладитель для высокотемпературных ядерных реакторов. Следует также подчеркнуть перспективность газографиговых потоков и в качестве нового рабочего тела в одноконтурных атомных установках. [c.392]

Энергия высокотемпературного ядерного реактора может быть эффективно использована в нефтехимической промышленности для проведения таких энергоемких процессов, как крекинг, пиролиз, гидроочистка, конверсия. Так, в нефтеперерабатывающем комплексе с ядерным реактором (рис. 13.6) под действием высокопотенциальной теплоты в реакторе 8 паровой конверсии при 1073 К происходит паровая конверсия тяжелых нефтяных остатков. В технологическом аппарате 2 в интервале температур до 825 К осуществляются процессы цервичной и вторичной переработки нефти с образованием сырья для нефтехимической промышленности, моторных топлив и тяжелых нефтяных остатков. Эта схема позволяет эффективно реализовать ряд технологических процессов с одновременным получением электроэнергии, топлива, водорода и других ценных продуктов. [c.402]

Наряду с созданием таких атомных источников теплоснабжения необходима разработка новых типов энергоисточников и систем теплоснабжения, основанных, в частности, на хемотермических системах дальней передачи теплоты. Энергоисточником для такой системы служит высокотемпературный ядерный реактор, тепловая энергия которого используется для осуществления каталитической паровой конверсии метана в конвертере. Полученный конвертированный газ, состоящий из водорода и оксида углерода, транспортируется по [c.404]

Рассмотренная стратегия поэтапной перестройки производственной структуры ЭК позволяет продолжить начатое в 50-е гг. качественное совершенствование топливо- и энергоснабжения основных категорий потребителей. Главным средством такого совершенствования станет наряду с углеводородным топливом также ядерная энергия. Сказанное иллюстрирует рис. 4.3. Из него видно, что расход энергоресурсов на нетопливные нужды и в качестве сырья, а также на мелкие тепловые установки будет по-прежнему обеспечиваться только органическим топливом, причем все в большей мере — газом. На технологических установках промышленности домини-руюш,ую роль также сохранит органическое топливо, но во 2-й фазе переходного периода может начаться использование высокотемпературных ядерных реакторов — в черной и цветной металлургии, химической промышленности и т. д. Прирост потребления технологическими энергоустановками органического топлива будет практически полностью обеспечиваться газом (отчасти мазутом), а уголь сохранится здесь в доменном производстве (кокс) и, вероятно, в цементной промышленности, но крайней мере в восточных районах страны. [c.80]

Существуют два способа достижения одной и той же цели — автотермическая газификация угля и его газификация с использованием теплоты, поступающей от высокотемпературного ядерного реактора (ВТР). В долгосрочной перспективе создание ВТР приобретет большое значение для газовой промышленности. [c.60]

Рассмотрены открытая (с камерой сгорания химического топлива) и закрытая (с высокотемпературным ядерным реактором) тепловые схемы ПГТУ. Описаны особенности условий работы, конструкции и эксплуатации ПГТУ. Приведены результаты экспериментального исследования эффективности работы компрессора с впрыском воды. Работа содерншт термодинамический и технико-экономический анализ тепловых и атомных электростанций с ПГТУ. Рассмотрены транспортные ПГТУ (для авиации, речного и морского флота, магистральных неф-те- и газопроводов), энерготехнологические ПГТУ с высокотемпературным ядерным реактором (для энергетики, металлургии, химии, нефтехимии, угольной и других отраслей промышленности). [c.2]

Высокотемпературные ядерные реакторы принципиально могут работать на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах [4, 52]. Топливом в реакторе служит уран-233, уран-235 или плутоний. Имеются также различные замедлители, понижающие энергию нейтронов до тепловой или промежуточных энергий. Кроме того, существуют реакторы на быстрых нейтронах, в которых замедлитель вовсе отсутствует. Реакторы этого типа могут иметь минимальные размеры и наиболее простую конструкцию. Они особенно перспективны для ПГТУ. Для охланедения таких реакторов обычно применяются жидкометаллические теплоносители, имеющие высокую теплоотдачу, но в этом случае многие конструкционные материалы не могут длительно работать в контакте с жидким металлом при высоких температурах. Более простое решение этой проблемы в высокотемпературном реакторе на быстрых нейтронах возможно при газовом охлаждении. Но при этом возникает другая проблема снятие высоких тепловых потоков (интенсификация теплоотдачи газового теплоносителя). В ПГТУ благодаря охлаждению активной зоны реактора парогазовой смесью, находящейся под высоким давлением, эта проблема может быть решена. [c.63]

Высокоогнеупорные материалы. При создании высокотемпературных аппаратов особенно важным является правильный выбор высокоогнеупорных материалов. В высокотемпературных ядерных реакторах предъявляются следующие требования к материалам высокая температура плавления, малая упругость паров — малая летучесть при высоких температурах, хорошая термостойкость, удовлетворйтельные ядерные свойства с учетом их особого назначения в реакторе, устойчивость в течение длительного времени к химическому взаимодействию друг с другом, а также к окислению и разрушению химически активными компонентами газов. [c.64]

Активная зона высокотемпературного ядерного реактора, работающего в восстановительной газовой среде, может быть также выполнена из графита и карбида урана, являющихся отличными конструкционными ма-териаламн. [c.64]

Все перечисленные в табл. 1 и 2 тугоплавкие окислы металлов могут быть использованы в высокотемпературных ядерных реакторах в качестве материалов активной зоны, отражателя нейтронов и тепловой изоляции. Этим окислам металлов дрисуща высокая огнеупорность. [c.65]

Как будет показано, активная зона высокотемпературного ядерного реактора может быть выполнена из тугоплавких окислов металлов в виде шаровой насадки, служаш,ей одновременно в качестве тепловыделяюш,их элементов и замедлителя нейтронов. Для предотвраш,ения радиационного захвата нейтронов ядрами урана-238 (который становится особенно интенсивным при энергии нейтронов -7 эВ) сравнительно небольшие сферические частицы (радиусом несколько десятых долей миллиметра) деляш е-гося вещества (UO2) — микротвэлы (керны) — размещаются внутри шаров из тугоплавкого окисла металла (ВеО, MgO, AI2O3), служащего замедлителем нейтронов. Оболочка из тугоплавкого окисла металла выполняет также важную роль по предотвращению выхода осколков деления ядер наружу — в теплоноситель — и радиоактивного загрязнения последнего. Двухслойная структура шара (из двуокиси урана и тугоплавкого окисла металла) может быть обеспечена двух стадийной формовкой (например, прессованием). [c.67]

Теплоотдача. Высокотемпературный ядерный реактор, работающий на тепловых, промежуточных или быстрых нейтронах, представляет собой компактный источник тецловой энергии. [c.67]

Для защиты обслуживаюш его персонала от нейтронного и радиоактивного излучения высокотемпературный ядерный реактор окружен массивным экраном, аналогичным тому, который применяется и для обычных реакторов. [c.70]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...