Особенности реакторов на быстрых нейтронах (БР)

Между тем металлы, которыми располагает современное машиностроение, позволяют перегревать пар до 550— 600 С. Это дает возможность уменьшить потери эксергии при передаче теплоты от продуктов сгорания к рабочему телу и тем самым существенно увеличить эффективность цикла. Кроме того, перегрев пара уменьшает потери на трение при его течении в проточной части турбины. Все без исключения тепловые электрические станции на органическом топливе работают сейчас на перегретом паре, а иногда пар на станции перегревают дважды и даже трижды. Перегрев пара все шире применяется и на атомных электростанциях, особенно в реакторах на быстрых нейтронах. [c.63]

Металлы, из которых изготовлены реакторы, подвергаются Облучению различными элементарными частицами, образующимися при работе реактора. Эти частицы, особенно быстрые нейтроны, глубоко проникают внутрь металла и вызывают остаточное изменение его свойств. [c.556]

Жидкие металлы используют в технике в качестве нагревающей среды при термической обработке металлов (РЬ), для охлаждения клапанов двигателей внутреннего сгорания (Na — рис. 102), в качестве теплоносителя в котлах бинарного цикла (Hg—Н2О) и в ядерных реакторах, особенно в реакторах на быстрых нейтронах (Na, К, Na + К, Li, Ga Hg, Sn, Bi, Pb, Pb -f- Bi и др.). [c.142]

Особенно сложна проблема теплоотвода в реакторах на быстрых нейтронах, где энерговыделение громадно (около 0,5 кВт на см ), а к теплоносителю предъявляется дополнительное требование возможно меньшего замедления нейтронов. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах, как правило, используют наилучший по теплоотдающим свойствам материал — жидкий натрий, несмотря на то, что он обладает целым рядом очень неприятных свойств исключительно высокой химической активностью по отношению к воде, вторичной активностью под действием нейтронов. [c.581]

Наиболее широко используется активация нейтронами, так как нейтроны, особенно медленные, энергично поглощаются всеми ядрами (кроме jHe ), причем поглощение в большинстве случаев приводит к образованию 5- (а часто и у-) активных изотопов. Применяются не только медленные, но и быстрые нейтроны. В последнем случае возможен не только радиационный захват, но и другие реакции, такие, как (п, р), (п, а), (п, d) и т. д. В качестве источников нейтронов используются изотопные источники, высоковольтные d—t-трубки, нейтронные размножители, реакторы. Активация в мощном нейтронном потоке реактора дает возможность производить анализ с исключительно высокой точностью и обнаруживать крайне малые концентрации элементов. Разработаны методики определения концентрации путем активации в реакторе для 70 элементов с точностью от 10" до 10 %. Применение изотопных нейтронных источников и разрядных трубок не дает такой точности анализа, но зато выгодно отличается относительной простотой, дешевизной, а часто и быстротой. [c.685]

Степень превышения КВ над собственным расходом определяется коэффициентом , Т1 и L. Как 6, так и L зависят от особенностей конструктивного исполнения реактора. Коэффициент деления под воздействием быстрых нейтронов был измерен для множества типоразмеров топлива и замедлителей и был установлен ориентировочно в пределах от 1,00 до 1,05. При определенных конструктивных режимах можно обеспечить получение относительно небольшого коэффициента L. Коэффициент т)—число нейтронов деления, высвободившихся в расчете на каждое поглощение, является важным фактором при определении эффективности процесса размножения в реакторе и в основном зависит только от топлива [c.176]

Теоретически возможно рассчитать gs в зависимости от топлива и геометрических параметров, но этот расчет непрост. Для быстрых реакторов этот параметр составляет около 0,33. Коэффициент nid может быть рассчитан, исходя из тепловой мощности реактора, с учетом того, что в результате деления ядер под воздействием быстрых нейтронов-выделяется энергия в среднем 205 МэВ. Для большинства быстрых реакторов время удвоения составляет ориентировочно около 20 лет, хотя на этот показатель могут оказывать существенное влияние многие факторы, которые еще предстоит определить, в особенности время регенерации. [c.179]

Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только теплову ю и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить ядерное топливо. Реактор на быстрых нейтронах позволяет достаточно полно использовать запасы ядерной энергии, содержащейся в естественном уране. АЭС с реакторами на быстрых нейтронах могут сочетаться с реакторами на тепловых нейтронах, поскольку последние нарабатывают плутоний-239, необходимый для реакторов на быстрых нейтронах. [c.188]

Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только тепловую и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить новое ядерное топливо. Основным топливом в быстрых реакторах является искусственный химический элемент плутоний-239 и пассивный уран-238. Тепловая энергия в реакторе на быстрых нейтронах получается за счет деления ядер плутония, при этом часть образующихся нейтронов захватывается (поглощается) ураном-238 и он превращается в плутоний-239. Вновь образуемый плутоний является ядерным горючим, т. е. при его распаде выделяется (как и в случае с ураном-235) тепловая энергия. Поскольку при делении плутоний может выделять несколько больше нейтронов по сравнению с необходимым количеством их для данного реактора, в нем образуется избыток нового плутония по сравнению с выгорающим. [c.171]

Плутоний-239 относительно устойчив против самопроизвольного распада но он легко расщепляется при облучении медленными и быстрыми нейтронами. В тепловых реакторах расщепление образовавшихся ядер плутония дает даже некоторое преимущество. Однако подавляющая часть этого плутония остается неизрасходованной , так как урановые топливные стержни к этому времени уже удаляют из реактора. Замена стержней необходима из-за накопления в них ядов — продуктов распада, сильно поглощающих нейтроны (в особенности это касается инертного газа ксенона). Таким образом, в использованных урановых стержнях остается достаточно много необходимого нам плутония, который химическим путем извлекается из этих стержней. Далее можно поступить с ним двояко пустить на производство атомных [c.87]

В стояночных режимах функции АСУ ТП в основном сводятся к контролю параметров. Основным из них является нейтронный поток, который контролируется как при подкритическом, так и критическом состоянии реактора. Также необходимо, особенно непосредственно после остановки реактора, управлять работой систем, осуществляющих отвод остаточных тепловыделений, и других систем, обеспечивающих поддержание заданных значений технологических параметров. Например, в реакторах ВВЭР в режиме горячего резерва должно поддерживаться давление первого контура, для чего осуществляется управление компенсатором объема. У реакторов на быстрых нейтронах в стояночных режимах необходимо управлять системой электрообогрева контуров во избежание застывания натрия. [c.138]

Исключительно высокая интенсивность теплообмена жидких металлов обеспечивает съем больших мощностей с единицы объема активной зоны реактора. Это особенно важно при создании реакторов на быстрых нейтронах, а также космических установок, где отвод тепла цикла возможен только при высоких температурах [109]. [c.21]

Как технологический объект управления, атомный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах характеризуется следующими важными особенностями [c.487]

Ожидается, что четвертым поколением газоохлаждаемых реакторов станут высокотемпературные реакторы на быстрых нейтронах. Особенностью газоохлаждаемых реакторов третьего и четвертого поколений является возможность сочетания их с газотурбинными установками замкнутого типа по одноконтурной схеме. [c.155]

Парогазовые установки смогут найти применение и на атомных электростанциях с газоохлаждаемыми реакторами, особенно с реакторами на быстрых нейтронах. [c.3]

Особенности Р.-р. определяются взаимодействием быстрых нейтронов с материалами активной зоны. Сечения деления для быстрых нейтронов существенно ниже (на 2 порядка), чем для тепловых. В результате критическая масса значительно больше, чем для тепловых реакторов (в тех же размерах). Чтобы снизить уд. затраты на ядерное горючее, замороженное в критич. массе, необходимы высокие плотности тепловыделения ( - 1000 кВт/л). Для столь интенсивного отвода тепла из реактора в качестве теплоносителя применяется жидкий Na (вода исключается, т. к. является замедлителем нейтронов). Недостаток Na — высокая хим. активность при взаимодействии с водой или кислородом воздуха, что может негативно проявляться при аварийных ситуациях. [c.298]

При рецикле урана и плутония существенно снижаются потребности в природном уране и в мощностях по обогащению урана для реакторов на тепловых нейтронах, доминирующих в настоящее время в развивающейся ядерной энергетике. Однако в этом случае экономически допустима некоторая задержка в сроках практической реализации рецикла из-за отставания в сооружении радиохимических заводов и особенно в решении весьма сложных проблем удаления и захоронения радиоактивных отходов. Но пока нет переработки отработавшего топлива, нет и рецикла урана и плутония. Это значит, что реакторы на тепловых нейтронах могут питаться только свежим топливом, полученным из добытого из недр природного урана, а отработавшее топливо будет находиться в специальных бассейнах или на складах. Эффективное использование ядерного топлива, снижение потребностей в природном уране, безусловно, требуют создания предприятий по химической переработке топлива, отработавшего в реакторах на тепловых и быстрых нейтронах, и обеспечения рецикла урана и плутония в ядерной энергетике. [c.91]

Для достижения Г2=10 лет необходимо иметь КВ>1,4 при Гвн 1 год. При этом потребление Ри за один топливный цикл составит около 5 т/ГВт(эл.) [загрузка активной зоны ( 3,5 т) и плутоний ( 1,5 т), находящийся вне реактора в отработавшем топливе, выгруженном из реактора]. Расчеты показывают, что наработка избыточного Ри должна быть не менее 0,3 т/ГВт(эл.) в год. Задержка до 2—3 лет в переработке отработавшего топлива и рецикле накопленного Ри вызовет накопление его вне реактора в количестве, равном или превышающем загрузку в активную зону. Расчеты показывают, что главный путь снижения количества Ри, задерживаемого вне реактора,— это сокращение Гвн и, в первую очередь, времени выдержки топлива, выгруженного из активной зоны реактора. Увеличение КВ сокращает время удвоения топлива и всегда оправдано экономически, особенно в условиях более высоких удельных капиталовложений в АЭС с реакторами на быстрых нейтронах по сравнению с капиталовложениями в АЭС с реакторами на тепловых нейтронах. [c.467]

ОСОБЕННОСТИ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ (БР) [c.163]

Особенность отечественного парогенератора с жидкометаллическим теплоносителем, работающего от реактора на быстрых нейтронах БН-350, — протекание процессов парообразования и перегрева в двух самостоятельных агрегатах подогрев и парообразование в испарителе, перегрев — в пароперегревателе. [c.345]

Новые возможности иолучения интенсивных пучков быстрых и медленных нейтронов появились после изобретения циклических ускорителей заряженных частиц и ядерных реакторов. В ускорителях получаются быстрые нейтроны при помощи (а, п)-, р, п)- или [d, п)-реакций, идущих при соударении ускоренных а-частиц, протонов или дейтонов с мишенью. В наиболее распространенных типах ядерных реакторов получаются медленные (в основном тепловые) нейтроны, которые образуются в результате замедления нейтронов, испускаемых в процессе деления ядер урана или другого ядерного горючего. В обоих случаях получаются пучки нейтронов несравненно большей интенсивности, чем с помощью нейтронных источников. В особенности интенсивные пучки нейтронов 10 нейтрКсм сек) позволяют получать ядерные реакторы, работающие в импульсном режиме. [c.286]

Из активной зоны реактора выходит мощный поток нейтронов, примерно в 10 раз превышающий излучение, предельно допустимое санитарными нормами. Кроме того, в результате р-распада образуется поток Y-излучения примерно такой же мощности. Защита должна в достаточной степени ослаблять оба потока. Как мы знаем из гл. VIII, 4, наилучшей защитой от уизлучения являются материалы с большим атомным номером Z. Для защиты от нейтронов наряду с хорошими поглотителями необходимы материалы, эффективно замедляющие нейтроны, потому что проникающая способность особенно велика у быстрых нейтронов. В качестве замедлителей в защите используются легкие элементы и элементы, на которых идет интенсивное неупругое рассеяние нейтронов (железо, свинец и др.). [c.581]

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором воднографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт. [c.196]

В последующем были созданы реакторы на так называемых быстрых нейтронах (бриддеры). Их особенность состоит в том, что в процесс деления вовлекается и уран-238. Об этих реакторах мы расскажем позже. [c.160]

Развитие АЭС в СССР в десятой пятилетке велось по пути применения реакторов двух типов корпусных с простой водой под давлением (ВВЭР) и канальных водо-графитовых (РБМК). Такое решение помимо накопления широкого опыта позволило привлечь к производству специального оборудования для АЭС большой круг машиностроительных предприятий, что было особенно важно в первоначальный период становления атомного машиностроения. В десятой пятилетке кроме опытной установки с реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением на Шевченковской АЭС мощностью 350 МВт была создана промышленная установка такого же типа мощностью 600 МВт, введенная в действие на Белоярской АЭС в 1980 г. [c.136]

И наконец, остановимся на значении явлений 6-й группы (см. табл. 2). Нам представляется, что в настоящее время этим явлениям уделяется недостаточное внимание. Для действующих тепловых реакторов они действительно не являются главными, хотя известно, что даже в водо-водяных реакторах с их низкой плотностью нейтронов процессы коррозии ускоряются. В условиях же быстрых реакторов, имеющих поток быстрых нейтронов до 1 н/см -с, особенно таких, в которых в качестве теплоносителя предполагается использовать химически активные вещества, ухудшение совместимости и ускорение процессов коррозии могут иметь решающее значение для живучести элементов активной зоны. [c.14]

В качестве привода ГЦН преимущественно используется электродвигатель. В реакторах ВВЭР и РБМК Для привода насосов имеющих постоянную частоту вращения, применяются асинхронные электродвигатели. Насосы первого и второго контуров для реакторов на быстрых нейтронах в силу особенностей теплотехнической схемы установки должны иметь плавное или ступенчатое регулирование частоты вращения. [c.130]

Газоохлаждаемые реакторы е микротвэлами допускают получение макеимальных температур гелия 1000 — 1100°С и открывают возможности использования одноконтурных схем с газотурбинным циклом. Однако в связи с недостаточными испытаниями микротвэлов, особенно в спектре быстрых нейтронов, предпочтение получили разработки с твэлами стержневого типа. Основные характеристики газоохлаждаемых бридеров Европейской ассоциации представлены в табл. 1.2. [c.19]

В ИЯЭ АН БССР выполнен комплекс теоретических и экспериментальных исследований, который выявил главные особенности N204 и подтвердил реальную возможность использования N204 в качестве перспективного теплоносителя и рабочего тела АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. [c.24]

Свойства карбидного топлива. Монокарбид урана U и смеси его с карбидом плутония (U, Ри)С являются перспективным видом ядерного топлива, особенно для энергетических реакторов на быстрых нейтронах, в которых минимальные размеры активной зоны должны сочетаться с высоким энерговыделением. В качестве топлива ТЭП наиболее удовлетворяют требованиям смеси монокарбида урана с монокарбидом циркония (и, Zr) , в которых последний играет стабилизирующую роль и в то же время почти не захватывает нейтроны. Чистый U по сравнению с двуокисью обладает лучшей теплопроводностью (примерно в 8—10 раз) и шиеет плотность атомов урана на 25% больше, чем у UO2 (см. табл. 6.1). Лучшая теплопроводность обеспечивает при прочих равных условиях более низкую [c.134]

Характерные особенности подвода теплоносителя в межтрубное пространство имеют промежуточные теплообменники АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. При баковой компоновке первого контура, когда теплообменники погружены в натрий (см. рис. 2.8), наиболее простым и компактным способом подвода, обеспечивающим минимальные гидравлические потери, является истечение натрия из-под уровня в трубный пучок через окна, расположенные в корпусе. Условия подвода теплоносителя по периметру этих теплообменников неоднозначны, затруднен подвод со стороны стенки бака. Выравнивание потока в этом случае возможно за счет переменной площади сечения входных окон. Такое решение использовано в теплообменниках АЭС с реакторами БН-600 (см. рис. 3.22). Однако следует иметь в виду, что при недостаточном превышении уровня над входными окнами в таких подводах не исключена возможность захвата газа теплоносителем, который может привести к снижению эффективности теплообмена в теплообменнике и активной зоне, а также к кавитации насосов. Поэтому-необходим корректный учет возможности захвата газа во всех нормальных, переходных и аварийных режимах АЭС. Подводящее устройство, исключающее захват газа, а также повышающее стабильность распределения теплоносителя по периметру в щироком диапазоне расходов по сравнению с распределением в окнах с переменным сечением, применено в промежуточном теплообменнике АЭС Феникс (см. рис. 3.29). [c.57]

Решение уравнения переноса излучения в защитах реакторов с помощью AWLM— № 1.0-схемы (263). Применение метода Монте-Карло для расчетов токов вкладов в защите реакторов (268). Весовые функции усреднения групповых констант (272). Учет воздушных полостей в защите реакторов в рамках метода выведения — диффузии (278). Особенности формирования поля быстрых нейтронов, рассеянных от стенок прямого канала (282). Потребности в ядерных данных в задачах расчета биологической защиты (286). Аналитическое описание замедления резонансных нейтронов (292). Поля замедлившихся нейтронов и вторичного v-излучения в прямом бетонном канале с источником быстрых нейтронов на входе (296). Функции влияния поглощающего цилиндрического источника (299). Расчет источников захватного Т Излучения в однородной среде и у границы раздела двух сред комбинированным методом (307). Квазиальбедо нейтрон — V-квант (309). Ковариационные матрицы погрешностей для элементов конструкционных и защитных материалов ядерно-технических установок (311). Скайшайн нейтронов н фотонов. Обзор литературы (320). [c.336]

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]

Особенно важна Р. з. в случае проникающего нейтронного излучения. Прохождение нейтронов через защитный слой анализируют в осн. методом моментов, лю-тодом Монте-Карло и численного интегрирования ур-ния Больцмана. Ослабление потока быстрых нейтронов в защитном слое происходит из-за упругого (особенно в водородсодержащих веществах Н2О, парафин, Полиэтилен, гидриды металлов, бетон) и неупругого рассеяния нейтронов. На достаточно больших расстояниях от плоского источника ослабление пучка с расстоянием происходит экспоненциально. Р. э. ядер-ного реактора отличается те.ч, что поглощение в защитном слое одного вида частиц, напр. тепловых нейтронов, как правило, сопровождается возникновением у-излучения (ядерная реакция (п, у)]. Так, при поглощении теплового нейтрона ядром водорода образуется фотон с энергией 2,2 МэВ, а в случае более эфф. поглотителя (напр., d) на один захваченный нейтрон приходится более 10 фотонов. Оптимальная Р. з. реактора содержит водородсодержащяе вещества или графит, замедляющие быстрые нейтроны до тепловых энергий (см. Замедление нейтронов), и ядра, захватывающие тепловые нейтроны (В, Сс1, Gtl). На АЭС обычно используют бетон с добавками металлич. скрапа и дроби, эффективно ослабляющий как нейтронное, так и у-излу-чение. [c.201]

Устройство и особенности. В тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах) Р.-р. в качестве топлива обычно используется керамич. смесь РиО — иОа, иногда др. прочные хии. соединения или смесь Ри а и в виде металлов. Оболочкой ТВЭЛа служит тонкостенная трубка диам. 6—8 мм. В цилиидрич. активной зоне (объём неск. м ) размещаются (2—5)-10 ТВЭЛов. Группы ТВЭЛов (100—200) собираются в т н. тепловыделяющие сборки (ТВС). Быстрые нейтроны обладают большой проникающей способностью, и поэтому заметное их кол-во покидает активную зону. Для утилизации этих нейтронов в отражателе реактора помещается (иО ), в к-ром, как и в активной зоне, происходит накопление Ри. Такой отражатель наз. экраном или бланкетом. [c.298]

Сравнение тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) различной формы показывает, что весьма эффективной формой тепловыделяющих элементов с точки зрения теплосъема являются плоские пластины. Высокоразвитая поверхность теплоотдачи делает пластинчатые ТВЭЛ перспективными для энергетических ядерных реакторов, особенно для жидкометаллических реакторов на быстрых нейтронах, в которых требуется отводить значительное количество тепла от небольшого объема активной зоны. [c.598]

Из сказанного следует, что производство Ри и и его экономика теснейшим образом связаны с технологией получения и рациональным использованием природного урана и особенно его уникального изотопа Обеспечить наиболее полное превращение всего природного урана и тория в делящийся материал — одна из важнейших глобальных проблем современной атомной науки и техники. Наиболее подготовленный путь решения этой проблемы— широкое использование реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. Применение в современных энергетических реакторах, работающих на тепловых нейтронах, слабообогащен-ного урана, содержащего свыше 95 % воспроизводящего материала (23 U), позволяет и в этих реакторах осуществить процесс частичного воспроизводства делящихся нуклидов и таким образом улучшить их баланс в реакторе и получить значительный экономический эффект. [c.83]

Выход вторичных нейтронов при делении ядер плутония на 19 % выше, чем при делении Это создает преимущества при использовании Ри и Ри в качестве ядериого топлива и в реакторах на. тепловых нейтронах. Благоприятные ядерные свойства плутониевого топлива позволяют особенно эффективно црименить его в реакторах-размножителях. Все изотопы плутония делятся быстрыми нейтронами. [c.156]

Летучие и газообразные продукты деления (иод, цезий, тритий, ксенон и криптон) в отработавшем топливе реакторов-размножителей на быстрых нейтронах составляют - 24% общего количества продуктов деления, редкоземельные элементы 25 %. Летучие и газообразные продукты деления выделяются из твэлор на первых стадиях химической переработки — при разделке и растворении. Их полное обезвреживание представляет собой одну из самых сложных инженерных задач ядерной энергетики. Оно требует применения сложных и дорогостоящих методов их улавливания, концентрирования и безопасного удаления или захоронения, особенно таких долгоживущих радиоактивных элементов, как и 231 и Кг, а также образующегося и накапли- [c.343]

С достаточной степенью детализации рассмотрены конструктивные особенности и системы безопасности отечественных водо-водяных и уран-гра-фитовых реакторов, представлены газоохлаждаемые высокотемпературные реакторы и тяжеловодные реакторы, нашедшие применение в ряде стран. Значительное внимание уделено реакторам на быстрых нейтронах как основе широкомасштабной ядерной энергетики будущего. Рассмотрены тен-денг ии развития реакторной техники. [c.7]

При теплогидравлических расчетах есть несколько отличий от расчетов в обычной энергетике. Рассчитывая топливный сердечник, учитывают, что в топливе выделяется 94—97 % всей энергии (зависит от состава реактора и уточняется в ходе нейтронно-физического расчета), однако в теплоноситель поступает около 100 %, так как около 3— 6 % выделяется в оболочках, кассетах, дистанцио-нирующих решетках, механических СУЗ и теплоносителе. Из сказанного следует, что необходимо проводить теплогидравлический расчет органов СУЗ, особенно если они расположены в специальных каналах (РБМК). В стержнях СУЗ ВВЭР, сделанных из нержавеющей стали с 3 %-ным содержанием бора, средняя плотность энерговыделения составляет 2—3 МВт/м . В реакторах РБМК стержни выполнены в виде трубок, заполненных карбидом бора В4С, и средняя плотность энерговыделения в них составляет 5—6 МВт/м . В реакторах на быстрых нейтронах в стержнях из В4С плотность энерговыделения достигает 100 МВт/м. Предельная температура контакта В4С с оболочкой из нержавеющей стали 873 К. [c.139]

В последние годь большое значение длительная прочность приобрела и в реакторостроении. Это обстоятельство отмечалось акад. Г. Н. Лейпунским в 1971 г. на IV Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии [18]., Особенно важное значение-длительная прочность имеет при расчетах стальных оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) для реакторов на быстрых нейтронах, для наружных стальных кожухов и других элементов их конструкций. [c.12]

Жаропрочные металлы представляют интерес для ядерных конструкций, особенно при создании реакторов на быстрых нейтронах, когда от материалов требуется сочетание стойкости к высоким телмпературам и соответствующих ядерных свойств. Так, ниобий, имея плотность 8,6 г/сж , плавится при 2415° С и кипит при 3300° С. Он устойчив к действию большинства химических реагентов. Из всех четырех металлов указанной группы ниобий наиболее легко обрабатывается. Подобно танталу, из него мон но изготавливать тонкостенные бесшовные трубы и при соответствующих мерах предосторожности сваривать их с образованием ковких швов. Ниобий обладает самой малой способностью захвата тепловых нейтронов по сравнению с любыми другими материалами, стойкими [c.76]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...