Ядерные реакторы кипящие

Истинные паросодержания имеют большое значение для расчета кипящих ядерных реакторов. [c.314]

Прямоточная энергетическая установка мощностью 12,5 Мет с кипящим ядерным реактором. [c.127]

На рис. 2.19 показаны две схемы, используемые в настоящее время реактор с кипящей водой (BWR), в котором образование пузырьков пара происходит в активной зоне реактора (рис. 2.19,а), и реактор с водой под давлением (PWR), в котором вода сохраняется под высоким давлением, что препятствует образованию пара (2.19,6). В реакторе BWR образующийся в активной зоне пар используется для вращения турбины. В реакторе PWR применяется теплообменник и поэтому турбину вращает пар вторичного контура. Образование высокой температуры в активной зоне реактора является следствием того, что продукты реакции деления теряют кинетическую энергию в твэлах. В ядерном реакторе температура производимого пара существенно ниже, чем в парогенераторе ТЭС на органическом топливе, поскольку при температурах охладителя выше 300 °С эффективность замедления становится слишком низкой. В результате термический КПД АЭС только 30%, в [c.37]

Основные сопутствующие технологии Применение технологии в области защиты окружающей среды от вредного воздействия энергетики (включая сжигание в топках кипящего слоя при атмосферном давлении), добычи угля, безопасности ядерных реакторов топливного никла АЭС [c.28]

Рис. I. Схема установки для отделения благородных газов путем дистилляции в ядерном реакторе с кипящей водой

При электрическом или ядерном нагреве (кипящие водяные реакторы) независимой переменной служит тепловой поток. Практически это имеет место и в радиационных поверхностях нагрева обычных парогенераторов. Тогда при тепловой нагрузке, превышающей нагрузку в точке В, произойдет резкий скачок А t по пунктирной прямой в точку D, связанный с переходом к устойчивому пленочному кипению. Температура теплоотдающей поверхности возрастает настолько, что может наступить и часто наступает расплавление или разрыв металла. Впрочем, бывают случаи, когда катастрофических последствий наступление пленочного кипения не имеет. Не говоря о возможности применения достаточно тугоплавких металлов, следует учитывать, что температурный скачок на поверхности нагрева не очень велик при давлениях, близких к критическому (в термодинамическом смысле), а также при кипении криогенных жидкостей, спиртов и некоторых других веществ. [c.168]

Этот критерий является определяющим, если в условиях однозначности наряду с температурой насыщения задана также температура на поверхности охлаждения или средняя температура одной из фаз. В таком случае характерный температурный напор, например = = 1" — также войдет в условия однозначности. В ряде случаев независимо задается тепловой поток, а не температурный напор. В частности, именно так обстоит дело в кипящих ядерных реакторах, в электрокотлах и т. п. [c.225]

Другой способ передачи тепла, который может быть полезным в ядерных реакторах, это применение кипящих жидкостей. Внутри самого реактора такие системы могут быть нежелательны, так как они склонны к незакономерным изменениям средней плотности теплоносителя, что может отразиться на протекании ядерной реакции. С другой стороны, это превосходный способ получения очень высоких интенсивностей теплопередачи. Коэфициент теплопередачи для кипящих жидкостей в широком интервале температур возрастает почти пропорционально квадрату разности температур между стенкой трубы и жидкостью. При больших разностях температур коэфициент теплопередачи достигает максимума, а затем падает с дальнейшим увеличением разности температур. При очень больших разностях температур он, несомненно, опять возрастает. Это падение коэфициента теплопередачи происходит от того, что стенка становится слишком горячей и не смачивается более жидкостью. Аналогичным образом ведет себя капля воды на раскаленной плите. Разность температур, дающая макси- [c.296]

Возможны три типа схем АЭС а) одноконтурные, когда в ядерном кипящем реакторе производится пар, работающий в турбине б) двухконтурные, с ядерными реакторами, охлаждаемыми водой или газом под [c.377]

При комнатной температуре в воде, насыщенной воздухом, коррозия урана идет преимущественно с кислородной деполяризацией, а металл находится в пассивном состоянии. В кипящей дистиллированной воде уран находится в активном состоянии, а его коррозия идет с водородной деполяризацией. Коррозионная стойкость урана в воде и паре в условиях работы первого контура ядерных реакторов низка. Стойкость урана возрастает при легировании его гафнием, цирконием, никелем, ниобием, танталом, молибденом, кремнием. [c.306]

Тип ядерного реактора определяется прежде всего веществом теплоносителя и замедлителя. В табл. 11.5 приведены данные некоторых реакторов, достигших стадии промышленного использования для производства электроэнергии. В этом списке отсутствуют научно-исследовательские ядерные реакторы, а также ядерные реакторы, используемые в качестве энергетических установок различных двигателей. Реакторы типа РЭП производят около 57 % электроэнергии, вырабатываемой атомными электростанциями во всем мире. Реакторы на кипящей воде и графите вырабатывают 6 %, [c.299]

В конструкциях действующих ядерных кипящих реакторов широко применяются никелевые сплавы инконель-бОО и Х-750. По сравнению с аустенитными сталями эти сплавы обладают повышенными прочностными свойствами и имеют коэффициент линейного расширения более близкий к углеродистым и низколегированным сталям. Это позволяет исполь-40 [c.40]

В случае выброса радиоактивных материалов из твэлов на их пути встает второй заслон, предотвращающий поступление радиоактивного материала в окружающую среду. Этим заслоном является корпус реактора. Типовой корпус реактора с кипящей водой спроектирован таким образом, чтобы выдерживать давление около 8,5 МПа при нормальном рабочем давлении 7 МПа. В реакторе с водой под давлением эти показатели составляют соответственно 1,70 и 1,5 МПа. Из этого видно, что корпуса реакторов PWR и BWR проектируются с учетом сравнительного небольшого превышения нормального эксплуатационного давления. Они смогут удержать радиоактивные материалы, выделяющиеся из поврежденного топливного элемента, в системе охлаждения. Однако более серьезная авария может привести к разрушению и этого заслона. Тогда наступает очередь последнего барьера—самого здания реактора, называемого защитной оболочкой. Это здание имеет характерную сферическую или цилиндрическую форму, являющуюся визитной карточкой АЭС в США. Они должны выдерживать превышения давления примерно 0,3—0,5 МПа. Эти показатели определены с помощью моделирования, при этом были приняты во внимание наиболее вероятные виды химических и ядерных реакций, которые могут иметь место при определенном, наиболее опасном виде аварии, которая может произойти на работающем ядерном реакто- [c.186]

Статистика показывает, что на реакторы с водным теплоносителем падает около 80% мощностей всех АЭС мира, причем корпусные реакторы с водой под давлением преобладают над реакторами с кипящей водой. Такое распространение реакторов типа ВВЭР обусловлено их определенными преимуществами, особенно на данной стадии развития энергетики, когда ставится задача получения наибольшей глубины выгорания ядерного топлива. АЭС с реакторами ВВЭР играют основную роль и в развитии атомной энергетики СССР. [c.90]

В зависимости от того, в каких реакторных системах материалы предназначены для использования — с водой под давлением, кипящих, или с ядерным перегревом пара — появляются и некоторые особенности в выборе материалов. Состав первичной воды реакторов под давлением на некоторых действующих АЭС поддерживают заданным в соответствии с одной из следующих схем [c.284]

Литий-катионирование в сочетании с последующим ОН -анионированием (или совместное Е —ОН-ионирование), имеет некоторое значение для создания требуемой концентрации ЕЮН в циркуляционной воде первичного контура (или при кипящем реакторе) при одновременном удалении из воды других электролитов как известно, гидроокись лития сильно замедляет коррозию большинства конструкционных материалов (кроме А1) вследствие повышения pH, не вызывая существенных потерь нейтронов, в связи с благоприятными ядерными свойствами лития. [c.235]

Ядерная энергия, освободившаяся в результате цепной реакции деления, превращается в тепло, которое теплоносителем отводится из реактора. В зависимости от схемы электростанции выделенное в реакторе тепло либо непосредственно используется для получения водяного пара— одноконтурная АЭС с кипящим реактором, либо передается в парогенераторе воде второго контура— двухконтурная АЭС. [c.11]

Кипящие ядерные реакторы находятся в эксппуатадии в течение 30 пет. За этот период повреждения реакторов указанного типа и реакторного оборудования были, в основном, связаны с коррозионным растрескиванием под напряжением (КРР) степей аустенитного класса в высокотемпературной кислородсодержащей воде. [c.40]

Межкристаллитное коррозионное растрескивание явилось предметом особого внимания в ядерных водяных кипящих реакторах. Коррозионной средой в них является очень чистая вода с относительно высоким содержанием кислорода ( 0,2 мг/л). Растрескивание возникало особенно при высокой температуре (200-300 С). Растягиваюише напряжения при этом оказывались, как правило, выше предела текучести, и поражались чаще всего сенсибилизированные стали. [c.120]

Преобразование энергии Усовершенствование ядерных реакторов-конверторов, применение новых видов топлив для двигателей, реакторов-размножителей, гидро-геиизаиии угля Применение комбинированных циклов (включая газификацию с получением газа с низкой теплотой сгорания и сжиганием в топках кипящего слоя под давлением), топлива из биомассы, газификации с получением высококалорийного газа Применение топливных э.пементов, термоядерной энергии, использование газификации угля с получением газа с низкой и средней теплотой сгорания, МГ Д-генераторов, систем производства водорода из неорганических продуктов [c.28]

Развитие адерной энергетики выдвинуло в ряд наиболее важных технических проблем обеспечение надежного тепло-съема в каналах активных зон ядерных реакторов. Это объясняется требованиями безопасной эксплуатации и повышения экономичности АЭС. В [1] указывается, что в настоящее время одним из перспективных направлений дальнейшего совер-шествования активных зон мощных реакторов ВВЭР-1000 и РБМК-1000 является использование средств повышения критической мощности. В особенности это важно для. кипящих реакторов. Поискам путей решения этой задачи посвящено большое количество работ как в нашей стране, так и за рубежом. Опубликованы аналитические обзоры таких работ, например [2], имеется обширная патентная литература. Принятым вариантом решения задачи о повышении мощности реактора РБМК в раза является применение интенсификации теплообмена в ТВС. [c.3]

В [103, 104] представлены результац>1 исследований, вьшолненных фирмами SNE MA (Франция) и AEG (ФРГ) по интенсификации теплообмена в каналах водяных кипящих ядерных реакторов. Действие скрученных лент исследовалось как в цилиндрической трубе, так и на 4-стерж-невом пучке с закрученными лентами, установленными между стержнями по всей обогреваемой их длине, равной 1,1 м. Стержни диаметром 10 мм располагались с шагом 15 мм. Эксперименты проводились при давлении 6,85 МПа, массовых скоростях потока 600, 1000 и 2000 кг/(м -с). Результаты экспериментов представлены на рис. 8.2, Как видно из рисунка, критическая плотность теплового потока выше в закрученном потоке по сравнению с незакрученным потоком. Причем с ростом скорости потока теплоносителя эффект увеличения возрастает. [c.146]

Методы расчета гидродинамики и теплообмена, изложенные в гл. 1 и 2, справедливы, когда свойства теплоносителей изменяются в условиях работы рассматриваемого реактора, теплообменника или любого другого теплообменного оборудования ЯЭУ настолько несущественно, что этим изменением можно пренебречь. Условия охлаждения некоторых типов ядерных реакторов могут быть таковы, что теплофизические свойства сильно изменяются с температурой и давлением, и эту зависимость следует учитывать. К таким случаям относятся исполь, зование газов при высоких температурах использование воды и водяного параособенно при околокритической области (а также других кипящих теплоносителей при околокритических параметрах) использование газов, способных диссоциировать и рекомбинировать при рабочих температурах использование жидко стей с сильно изменяющейся вязкостью. [c.48]

Выну/кденная конвекция кипящей воды в вертикальных каналах широко используется для охлаждения ядерных реакторов и других высоконапряженных теплогенерирующих систем. Одним из наиболее важных факторов, ограничивающих теплонапряжен-ность таких систем, является критический тепловой поток. Критические условия характеризуются резким уменьшением теплоотдачи от нагретой поверхности, что может привести к повреждению этой поверхности. До недавнего времени большая часть экспериментальных исследовании, посвященных этой проблеме, была направлена на испытание секций с постоянным но длине тепловым потоком. Следовательно, большое количество имеющихся экспериментальных данных, строго говоря, не может быть непосредственно использована для расчета реакторов, так как распределение теплового потока в реакторах является неравномерным. Кроме того, немногочисленные данные, полученные для случая неравномерного теплового потока, показывают, что критический тепловой поток в подобных условиях может оказаться существенно ниже, чем для постоянного по длине теплового потока, при одинаковых гидродинамических условиях. Таким образом, проведенное экспериментальное и аналитическое исследование [1] было предпринято с целью определения влияния аксиальной неравномерности теплового потока на критический тепловой поток в пароводяных смесях. [c.213]

Мировое развитие ядерной энергетики показало, что в качестве перспективных ядерных реакторов для использования в блин айшем будущем можно считать следующие типы реакторов 1) корпусные с водой под давлением 2) канальные с кипящей водой 3) корпусные с кипящей водой 4) на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. [c.6]

В сборках активной зоны кипящего ядерного реактора и парогенераторе реализуются различные структуры двухфазных течений — от пузырькового до дисперсно-кольцевого. Структура двухфазного потока является одной из важнейших его характеристик, поэтому неудивительно, что в литературе встречается большое число публикаций, посвященных этому вопросу. Это работы советских ученых С. И. Костерина [2.1] по воздухо-водяным потокам в горизонтальных, наклонных и вертикальных трубах, М. А. Стыриковича [2.2] по течению пароводяной смеси в вертикальных, горизонтальных и наклонных обогреваемых и адиабатических трубах и зарубежные исследования О. Бейкера [2.3] на воздухомасляных потоках в горизонтальных трубах, Дж. Хьюитта (1965 г.) в пароводяном потоке в вертикальных трубах и другие работы. [c.38]

Зиви С., Райт Р. Влияние обратной связи расход—паро-содержание на передаточные функции мощность — паросодержание и гидродинамическую неустойчивость в кипящих ядерных реакторах.— В кн. Кинетика и регулирование ядерных реакторов. М., Атомиэдат, 1967. [c.411]

Гафнии нашел небольшое промышленное применение вследствие ограниченной доступности и высокой стоимости, что обусловлено трудностью его отделения от циркония. Однако за последние годы этот металл стал несколько более доступным, так как он является побочным продуктом производства реакторных сортов циркония. В связи с этим представляют интерес потенциальные возможности его применения в качестве материала для регулирующих стержней в ядерных реакторах с водяным охлаждением. Помимо того что гафний имеет большое поперечное сечение захвата тепловых нейтронов, 011 обладает превосходными механическими свойствами и высокой коррозионной стойкостью. Пруток иодидного гафния можно применять без оболочки для гомогенных регулирующих стержней. Одним из самых важных критериев, определяющих выбор материалов для регулирующих стержней, является их устойчивость к действию излучений. Гафний считается полностью изученным долгоживущим и сильно выгорающим поглощающим материалом с точки зрения повреждения под действием излучений. Регулирующие стержни из гафния успешно применяются во время работы активной зоны реактора подводной лодки Наутилус 114, 40]. Регулирующие стержни из этого материала применяются также в экспериментальном реакторе с кипящей водой 122] и в шиппингпортском реакторе. [c.198]

Осмачкии B. . Особенности теплообмена в ядерных реакторах, охлаждаемых несжимаемыми не кипящими жидкостями //Труды Третьей международной конференции по мирному использованию атомной энергии. Женева. 1965. Т. 8. Доклад Р/326. [c.226]

Ингибитор коррозии нержавеющей стали в кипящей HNO3 с прилесью ионов Сгб+ [994]. Рекомендован для борьбы с коррозией аппаратуры в кипящих продуктах обработки тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. При концентрации ингибитора 0,2% z = 58—94%. [c.81]

Пар, расширяющийся в турбине генератора, а затем в турбине опреснительной установки, поступает из ядерного реактора по одноконтурной прямоточной схеме. По-видимому, для этой цели пригоден водо-водяной реактор кипящего типа. [c.257]

Применение кипящих теплоносителей для охлаждения ядерных реакторов и ракетных двигателей позволяет получить большие значения объемного тепловьщеления (вплоть до величины порядка 10 Вт/смз). Во многих таких случаях тепловыделение, по существу, постоянно и не регулируется поэтому, если охлаждение недостаточно, стенка может расплавиться или разрушиться под действием высокотемпературной коррозии. Вследствие важности этих и других технических приложений изменению теплопередачи при вынужденных колебаниях давления было уделено большое внимание. [c.302]

Результаты опытов показали, что образцы из нержавеющей и углеродистой сталей не подвергаются коррозионному растрескиванию при погружении на 1 мес. при атмосферном давлении в кипящий раствор 3% КМп04-М8% NaOH. Это растрескивание не происходило и на опытном контуре при образцах с простыми пгелями, из которых щелочной раствор может диффундировать во время циркуляции воды после промывки щелочью. Растрескивание не происходит в течение 2—4 недель, если щелочь прочно застряла в щелях во время обработки щелочным раствором и нагревания до 300 °С при последующей работе при высокой температуре, имитирующей эксплуатацию ядерного реактора. [c.91]

В отличие от ранее построенных атомных электростанций на ней впервые в мировой реакторной практике был осуществлен цикл с ядерным перегревом пара. Две группы технологических каналов ее графито-водяного кипящего реактора по конструктивному исполнению блиэки к технологическим каналам реактора Обнинской АЭС, но количество их увеличено и каждый снабжен шестью тепловыделяющими элементами из уранового сплава, обогащенного до 1,3% ураном-235. По трубкам этих элементов в каналах испаряющей группы под давлением 150 атм циркулирует вода первичного контура двухконтурной коммуникационной схемы, нагреваемая до температуры кипения. Образующаяся паро-водяная смесь поступает в сепаратор, в котором происходит разделение пара и воды. Затем пар направляется в змеевики парогенератора и, отдавая тепло воде вторичного контура, конденсируется. На выходе из змеевиков конденсат смешивается с водой, отводимой из сепаратора, проходит через водоподогреватель вторичного контура и, наконец, вновь подается циркуляционными насосами в испаряющие каналы реактора. Пар, получаемый в парогенераторе, проходит через реактор по каналам пароперегревательной группы, нагреваясь до температуры 500° С, и затем поступает в турбину. [c.177]

На АЭС установлены одноконтурные кипящие реакторы, производящие пар давлением 65 кгс/см , температурой 284° С. Из реактора пар поступает на две паровые турбины мощностью по 500 МВт. В реакторе этого типа в активной зоне применены циркониевые сплавы, что улучшает баланс нейтронов, тем самым повышая экономическую эффективность использования ядерного топлива. Особенностью РБМК-1000 является возможность замены тепловыделяющих сборок без остановки реактора. Второй блок АЭС был введен в 1975 г. Опыт эксплуатации Ленинградской АЭС (рис. 4-7) позволил принять решение о внедрении блоков с реакторами РБМК-ЮОО на ряде крупнейших АЭС Советского Союза. [c.182]

Для 2000 г. новый прогноз предусматривает увеличение мощности АЭС до 1700 тыс. МВт, а выработку электроэнергии — до 2300 млрд. кВт-ч. В этом случае 80% электроэнергии на континенте будут давать АЭС, что позволит удовлетворять 35% общей потребности в энергии в Западной Европе. Новыа прогноз будет осуществлен лишь в том случае, если 35% АЭС будут оснащены реакторами—размножителями. Как известно, в настоящее время АЭС оснащаются различными реакторами (преимущественно с кипящей водой и с водой под давлением). Некоторые специалисты полагают, что водо-водяные реакторы будут преобладать в программах развития ядерной энергетики в ближайшие 20 лет. [c.121]

Кипящий реактор Ядерное горючее оболочки твэлов вторичного пароге-нератора [c.295]

Развитие атомной энергетики в ССО осуществляется для удовлетворения потребностей народного хозяйства в злектроэнергии, в теплофикации городов и промышленных объектов, энергообеспечении в перспективе ряда энергоемких технологических процессов (в металлургии, химии). В предстоящие годы суммарная мощность атомных энергетических установок различного назначения должна удваиваться примерно в каждые 8-10 лет. Основу атомной энергетики в СССР и за рубежом в настоящее время составляют атомные электростанции с реакторами на тепловых нейтронах корпусного и канального типа (водо-водяные энергетические реакторы - ВВЭР, реакторы больщой мощности кипящие - РБМК) и на быстрых нейтронах (корпусного типа - БН). Реакторы на тепловых нейтронах обладают сравнительно высокой экономичностью, реакторы на быстрых нейтронах - высоким коэффициентом использования и воспроизводства ядерного топлива. Единичная мощность этих реакторов непрерывно возрастает, достигая к настоящему времени 1000 1500 МВт. [c.5]

В России реакторы с водой под давлением (ВВЭР) установлены на Кольской, Калининской, Нововоронежской, Балаковской АЭС их суммарная мощность составляет 8,6 млн. кВт, На Ленинградской, Смоленской, Курской и Билибинской АЭС установлены реакторы также с водяным теплоносителем, но т, н. канального типа их суммарная мощность fs 11 млн. кВт. Они не имеют цилиндрич. корпуса и представляют собой кладку цилинд-рич. формы из графитовых блоков, пронизанных вертикальными каналами с ядерным горючим, через к-рые протекает кипящая в них вода. [c.663]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...