Ядерные реакторы промежуточные

Активная зона ядерного реактора на тепловых нейтронах содержит значительное количество замедлителя нейтронов. Так, в уран-графитовом реакторе концентрация ядер углерода превышает концентрацию ядер в 6000—10 000 раз. В активной зоне реактора на промежуточных нейтронах содержится гораздо меньше замедлителя, а в быстром реакторе он вообще отсутствует. [c.9]

В настоящее время имеется очень много разнообразных конструкций ядерных реакторов, работающих на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах. [c.387]

Основой атомной энергетической установки (АЭУ) является ядерный реактор, в тепловыделяющих элементах которого происходит управляемая и регулируемая реакция деления ядер атомного топлива. Образующаяся в реакторе теплота отводится циркулирующим теплоносителем. АЭУ бывают одноконтурными, двухконтурны-ми или трехконтурными. При одноконтурной схеме теплота ядерной реакции передается непосредственно рабочему телу, которое направляется в обычную паросиловую или газотурбинную установку. Таким образом, при одноконтурной схеме ядерный реактор выполняет функцию камеры сгорания и парогенератора. При двухконтурной схеме промежуточный теплоноситель воспринимает теплоту в ядерном реакторе и отдает ее рабочему телу в парогенераторе. Трехконтурная схема предполагает наличие еще одного внутреннего контура между контуром первичного теплоносителя и контуром, в котором циркулирует рабочее тело. [c.216]

Принципиальная схема двухконтурной атомной энергетической установки с паровой турбиной (рис. 8.12) состоит из ядерного реактора /, где выделяется теплота, отводимая промежуточным теплоносителем, которым в зависимости от типа реактора может быть газ (гелий, двуокись углерода), органический теплоноситель, вода или жидкий металл (натрий). Циркуляция промежуточного теплоносителя в контуре реактора осуществляется насосом 3. В парогенераторе 2 промежуточный теплоноситель отдает теплоту рабочему телу — водяному пару, которое совершает цикл обычной паротурбинной установки. Водяной пар расширяется в паровой турбине 4, затем конденсируется в конденсаторе 5, а конденсат направляется насосом 6 обратно в парогенератор. [c.216]

Схема одноконтурной АГТУ подобна изображенной на рис. 6.11, только нагреватель, работающий на органическом топливе, заменен ядерным реактором. На рис. 6.13 дана упрощенная схема двухконтурной замкнутой АГТУ, в которой рабочее тело получает теплоту не в самом реакторе, а в теплообменнике от промежуточного теплоносителя. [c.204]

ЯР — ядерный реактор Гл—теплообменник Г — газодувка Т — турбина К1, К2 —соответственно компрессоры низкого и высокого давления ХП, XI — соответственно воздухоохладители предвключенный и промежуточный, Р — регенератор [c.204]

Помимо основной реакции (п, у) в ядерном реакторе протекают реакции на быстрых нейтронах типа (п, р), (п, а) и др., в которых образуются изотопы соседних по Периодической таблице элементов. Кроме того, в облученном образце возможно появление дочерних радиоизотопов - промежуточных продуктов распада первично образующихся изотопов. И те и другие статистически равномерно распределены в определяемом элементе и могут, в принципе, использоваться в качестве чужеродной метки. [c.207]

Между тем ядерные реакторы и радиоактивные изотопы могут быть также новыми эффективными источниками тепла в энергетических установках с термоэлектрическими генераторами. В них отходящее тепло непосредственно, без осуществления промежуточного парового или газового цикла используется для выработки электрического тока. Такие установки на полупроводниках, предназначаемые для питания приборов небольшой электрической мощности автоматических метеостанций, космических аппаратов и пр., разработаны и прошли эксплуатационную проверку в СССР и США. [c.185]

Как известно, в любых системах преобразования энергетических ресурсов, в которых теплота служит промежуточным энергоносителем, значительная ее часть сбрасывается в окружающую среду. С появлением ядерной энергетики широкая общественность забила тревогу по этому поводу, хотя проблема отвода сбросной теплоты существовала уже давно — она возникла вместе с появлением ТЭС, работающих на органическом топливе. В начале 50-х годов, когда комиссия по атомной энергии начала свою деятельность, направленную на содействие развитию ядерной энергетики США, выявилась актуальность проблемы сбросной теплоты, образующейся при работе ядерных реакторов, и поэтому начались поиски методов, которые позволили бы с пользой утилизировать эту сбросную теплоту. [c.209]

Существуют различные способы классификации реакторов. Их подразделяют в зависимости от выполняемой ими функции (на рабочие или экспериментальные), от используемого типа расщепляющегося топлива, от типа теплоносителя, предназначенного для извлечения тепла, выделяемого в результате расщепления, и т. д. Весьма удобно классифицировать ядерные реакторы по энергии нейтронов (быстрые, медленные), вызывающих большинство реакций деления (табл. 5). Конечно, термины быстрые , средние (промежуточные) и медленные нейтроны (или реакторы) весьма относительны, поскольку даже так называемые медленные [c.71]

На входе и в ступенях компрессора высокого давления в поток парогазовой смеси снова впрыскивается необходимое количество воды. Линия 5—6 — сжатие влажной парогазовой смеси в этом компрессоре. В конце процесса сжатия 5—6 при е яг 300 влагосодержание равно 7,5-10 . В цикле же без промежуточного охлаждения парогазовой смеси в компрессоре при той же самой полной степени повышения давления влагосодержание в конце процесса сжатия равно примерно 0,2. Следовательно, при промежуточном охлаждении парогазовой смеси в компрессоре удельный расход воды, впрыскиваемой в газ, при одной и той же степени повышения давления уменьшается более чем в 2 раза. Линия 6 —7 — процесс нагрева парогазовой смеси в камере сгорания высокого давления или ядерном реакторе. Линии 7—8 и 0—1 — расширение в турбине высокого и низкого давления с промежуточным нагревом рабочего тела до максимальной температуры при постоянном давлении в дополнительной камере сгорания или ядерном реакторе (линия 5 —0). Линия Г—2—3 — охлаждение рабочего тела в холодильнике-конденсаторе. [c.24]

Для снижения конечной влажности пара в цилиндрах турбины до допустимого значения 10—13 % применяют подсушку и промежуточный перегрев пара. Между цилиндрами турбины устанавливают сепаратор влаги (С) для подсушки пара до сухости примерно 0,99 и вслед за ним пароперегреватели промежуточного перегрева, обогреваемые паром из отбора турбины (ППо) и свежим паром (ППс) (рис. 4.14). Начальное давление насыщенного водяного пара по условиям ограничения параметров воды в ядерном реакторе принимают 6,0—7,0 МПа с соответствующей температурой насыщения примерно 280 С. [c.46]

На АЭС с ядерными реакторами на быстрых нейтронах возможно применение турбин с более высокими начальными параметрами пара и температурой промежуточного перегрева пара (ро= 13 МПа, /о=490°С). [c.47]

Плутоний образуется в результате радиоактивного захвата нейтрона ураном-238 и последующего двухступенчатого Р-распада промежуточных продуктов. В ядерных реакторах с природным ураном (содержащим 0,7% урана-235) нейтроны, порождаемые делением урана-235, захватываются [c.511]

Начальный перегрев пара (процесс 6—1 на рис. 4.21, в) производится в ядерном реакторе (поэтому называется ядерным перегревом), в каналах или вьщеленной части активной зоны до температуры (точка i), обеспечивающей допустимую влажность в конце расширения (точка 2). Этому условию удовлетворяют так называемые сопряженные начальные параметры пара. При конечном давлении пара Р2 = 0,0039 МПа сопряженными начальными параметрами являются 7,0-МПа — 450 °С 8,8 МПа — 480 °С 12,3 МПа — 515 °С. Если ниже, а выше этих значений, необходима промежуточная сепарация или перегрев пара. На рис. 4.21, в пунктиром А —В—С показано изменение температуры твэлов. [c.121]

Учитывая опыт строительства первой лодки, американцы внесли коррективы в конструкцию второй. Ее ядерный реактор работает не на медленных, а на промежуточных нейтронах. В качестве теплоносителя используется не вода, а жидкий натрий, который передает сообщенное ему тепло паровым котлам, соединенным с турбинами, механически связанными с валом гребного винта. [c.192]

Использование сравнительно дешевого низкопотенциального тепла, вырабатываемого ядерным реактором, для опреснения морской воды и одновременной выработки электроэнергии представляет собой особенно важную проблему. Использование при этом пленочного теплообмена, контактного теплообмена с промежуточным [c.256]

В книге французского ученого излагаются основные физические представления, лежащие в основе современной ядерной физики, физики элементарных частиц и физики ядерных реакторов. Материал изложен сжато, без промежуточных выкладок, но весьма информативно. Книга может служить учебным и справочным пособием. [c.4]

Охватывая обширный круг проблем деления тяжелых атомных ядер, диффузии и замедления нейтронов, переноса тепла из активной зоны реакторов и т. д., исследования в области физики реакторов, начатые с первыми реакторами на медленных (тепловых) нейтронах, затем были развиты применительно к реакторам на промежуточных и быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного топлива. Для проведения этих исследований и решения [c.153]

В настоящее время в связи с применением ядерных энергетических установок вновь приобретает значение цикл насыщенного пара, так как при эксплуатации многих типов реакторов недопустима высокая температура. В этих случаях для давлений от 15 до 20 бар рекомендуется включать промежуточный влаго-отделитель (рис. 40). [c.119]

Атомные замкнутые ГТУ (АЗГТУ), как правило, проектируются одноконтурными и включают агрегаты, повы-щающие их экономичность промежуточные газоохладители, регенератор и т. д. Термодинамические циклы таких АЗГТУ в принципе не отличаются от соответствующих циклов замкнутых ГТУ на органическом топливе. В стационарных и транспортных АЗГТУ в качестве рабочего тела используется гелий. Целесообразность применения гелия следует из сопоставления термодинамических, технико-экономических и эксплуатационных свойств различных рабочих тел. Гелий обладает высокой теплопроводностью, скорость его в канале реактора может быть большой, он удовлетворяет ряду специфических требований, предъявляемых к рабочим телам ядерных реакторов. Однако его стоимость высока, и требуется тщательное уплотнение контура лопаточные машины, работающие на гелии, получаются более сложными и имеют боль-щую стоимость (ступеней приблизительно в 2 раза больще, чем в компрессорах и турбинах, работающих на воздухе). [c.215]

I — ядерный реактор 2 — газификатор 3 и 8 — регенераторы 4 — компрессор 5 и 7 — системы очистки газов 6 — реактор-метанатор 9 —турбина /0-котел II — теплообменник промежуточного контура /2 — насос I — уголь [c.403]

Серьезные затруднения вызывает применение в ЗГТУ громоздких и дорогих газового (воздушного) котла или ядерного реактора, а также регенераторов теплоты поверхностного типа. Стремление увеличить степень регенерации приводит не только к увеличению габаритов, но и к увеличению затрат мощности на прокачку теплоносителя, которые аннулируют выигрыш от более полной регенерации теплоты. Одним иэ наиболее эффективных мероприятий в этом плане является применение в ЗГТУ контактных аппаратов в качестве регенераторов теплоты н промежуточного жидкого теплоносителя Еще в 1950 г. был изобретен способ интенсификации теплообмена для газообразного теплоносителя введением промежуточного жидкого теплоносителя между ним и поверхностью контакта или между ним и другим газообразным агентом. Позднее этот способ был трансформирован в способ регенеративного теплообмена между двумя средами путем их последовательного смешения с промежуточным теплоносителем, в качестве которого используют высококипящую жидкость, нанример жидкие металлы и их сплавы [54]. [c.158]

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]

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

Большой ресурс работы парогазовых турбин может быть достигнут за счет применения эффективных систем охлаждения деталей и узлов, подверженных действию высоких температур и нагрузок, уменьшения нагрева деталей с помощью тепловой изоляции, теплоотражательных экранов и т. п. и применения жаростойких и жаропрочных материалов и жаростойких покрытий для деталей, подвергающихся воздействию высоких температур и больших нагрузок. Еще больший эффект в увеличении ресурса работы парогазовых турбин, очевидно, может быть получен путем снижения начальной температуры газа — парогазовой смеси. При этом, конечно, снизится и к. п. д. ПГТУ. Но основное достоинство ПГТУ, работающих по новым циклам с регенерацией тепла (особенно с промежуточным нагревом парогазовой смеси), как раз и состоит в том, что, несмотря на понижение начальной температуры газа (по сравнению с авиационными газовыми турбинами), они имеют к. п. д., больший, чем обычные ПТУ, и поэтому являются конкурентоспособными с последними. Поскольку в ПТУ с открытой схемой нагрев рабочего тела осуществляется так же, как и в газотурбинных двигателях, непосредственно в камере сгорания (без применения поверхностей нагрева какого-либо теплообменника), то начальная температура газа может быть более высокой, чем в паровых турбинах, и составлять примерно 1200—1400 К. При этом нижнее значение начальной температуры относится к энергетическим (длительно работающим), а верхнее — к транспортным (авиационным — с меньшим ресурсом работы) парогазовым турбинам. Начальное же давление парогазовой смеси равно 3—30 МН/м . Такие же величины начальных тепловых параметров газа можно принять и для ПГТУ с закрытой тепловой схемой с высокотемпературным ядерным реактором. При создании парогазовых турбин, безусловно, может быть использован опыт отечественного энергетического и транспортного газо- и па-ротурбостроения. [c.78]

В компрессоре 16 с промежуточным охлаждением водород сжимается до рабочего давления 80 атм. Сжатый водород нагревается сначала до 1020 К в закалочном аппарате и затем до 2000 К в высокотемпературном ядерном реакторе 1. Привод компрессора 16 обеспечивается ПГТУ, состоящей из парогазовой турбины 14, компрессора 15 с впрыском воды и холодильника-конденсатора 19. Нагрев рабочего тела — пароазотной смеси — до температуры 770 К осуществляется в теплообменнике, расположенном в нижней части колонны 7, а также в теплообменнике 5. Избыточная мощность ПГТУ может быть использована для привода электрогенератора 17. [c.123]

Во время холодной прокатки общая степень обжатия без промежуточного отжига не должна превышать 30%, если нужно избежать сильного растрескивания материала 157]. Можно достигнуть и более высоких степеней обжатия, если его давать за несколько проходов с кратковременным промежуточным отжигом при 800°. Общую степень обжатия в холодном состоянии можно доводить до 50 о. но при этом может происходить сильное растрескивание материала. Прн изготовлении гафниевых полос высокого качества для ядерных реакторов горячекатаные папосы подвергают дробеструйной обработке, протрав-пивают и прокатывают на холоду до окончательного [c.196]

Нейтроны не имеют электрического заряда, что облегчает их взаимодействие с веществом электроизоляционного материала путем передачи своей энергии ядрам. Наиболее часто употребляемым при испытаниях источником нейтронов служит ядерный реактор, вырабатывающий нейтроны широкого энергетического спектра. Взаимодействие нейтрона с веществом зависит от его энергии, поэтому обычно нейтроны условно классифицируют по энергии. Тепловые нейтроны имеют энергию 0,005— 0,5 эВ (наиболее вероятная энергия 0,025 эВ), надтепловые — от 0,5 до 100 эВ промежуточные— от 100 до 1-10 эВ быстрые — от 1-10 до 1-10 эВ нейтроны синтеза (получаемые в основном в результате термоядерных реакций) имеют энергию 14,1 МэВ (для дейтериево-три-тиевой реакции). В области промежуточных, в основном, и быстрых нейтронов различают резонансные нейтроны, характеризующиеся очень большой вероятностью взаимодействия е ядрами некоторых элементов. [c.314]

Рассмотрим атомные газотурбинные установки. Основное отличие атомных энергетических установок от теплоэнергетических состоит в замене органического топлива ядерным горючим (ураном-235, ураном-233, плутонием-239) и обычного котла или камеры сгорания ядерным реактором. В остальном агрегаты атомной электростанции почти ничем не отличаются от агрегатов обычной тепловой электростанции. Наиболее распросг-раненны ми являются одно- и двухконтурные теплоэнергетические схемы атомных установок. В одноконтурной схеме рабочее тело одновременно является теплоносителем, охлаждающим топливные элементы ядерного реактора. Проходя через турбину, конденсатор и питательный насос в паросиловой установке или через турбину и компрессор в газотурбинной установке, рабочее тело вновь возвращается в реактор для охлаждения его топливных элементов. В двухконтурной схеме отвод тенла от реактора производится промежуточным теплоносителем, циркулирующим в первом контуре. Тепло, отнятое промежуточным теплоносителем у тепловыделяющих эле- [c.297]

Рис. 1-11. Простейшие схемы атомной конденсационной электростанции. а, б, в — схемы с одним, двумя и тргмя контурами для теплоносителя, / — помещение для -ядерного реактора // — помещение промежуточных теплообменников III — помещение парогенераторов /V —помещение для турбоустановки К —вывод электрической энергии КН и /7Я —конленсатный и питательный насосы ТН — насос промежуточного теплоносителя

Для изучения резонансных и термализационных эффектов требуются специальные методы. В резонансной области имеется такая тонкая структура нейтронных сечений наиболее важных тяжелых изотопов, что для точного представления зависимости сечений от энергии могут потребоваться многие тысяч точек. Кроме того, сечения меняются при изменении температуры среды в результате доплеровского уширения резонансов при возрастании температуры. Поэтому более удобно записывать данные в виде резонансных параметров для тех резонансов, которые экспериментально разрешены, и в виде статистических распределений параметров для неразрешенных резонансов. Более подробно резонансное поглощение рассмотрено в гл. 8, однако можно отметить, что учет резонансов, особенно в области неразрешенных резонансов, построен на менее надежной основе, чем в случае большинства других аспектов физики ядерных реакторов. В области неразрешенных резонансов могут быть известны средние сечения деления и захвата, а также статистическое распределение резонансных параметров. Однако нet гарантии, что в области промежуточных энергий действительные значения не отклоняются от этих средних. Такие неопределенности очень важны для расчетов больших реакторов на быстрых нейтронах, в которых значительная доля нейтронов испытывает столкновения в облааи неразрешенных резонансов. [c.156]

Как уже упоминалось в гл. 1, принципиально возможны две схемы теплового обмена между ядерным реактором и захватываемым воздухом непосредственный подогрев, при котором воздух протекает через самый реактор (см. фиг. 7,а), и подогрев с помощью промежуточного теплоносителя (см. фиг. 7,6), при1 котором через реактор протекает жидкий теплоноситель, передающий воздуху полученную теплоту в особом теплообмен-нике. [c.351]

Плутонии образуется в результате радиоакт вного захвата нейтрона ураном 238 и последующего двухступенчатого р распада промежуточных продуктов В ядерныл реакторах с природным ураном (содержащим О 7% урана 235) нейтроны, порож аемые делени м урана-235, захватываются [c.511]

Двигатели Стирлинга являются перспективными для применения в тех областях, где использование обычных дигателей, работающих с подводом воздуха, невозможно. В первую очередь это относится к энергоустановкам подводных силовых систем и космических летательных аппаратов. Необходимость в автономных двигателях, способных работать независимо от условий окружающей среды, диктуется потребностью в преобразовании запасенной тепловой энергии в электрическую или механическую, предназначенную как для движителей, так и для выполнения других специальных задач. Требования к уровню мощности и продолжительности работы варьируются в данном случае очень широко. С одной стороны, потребность в малой мощности в несколько ватт для небольшого ресурса работы может быть обеспечена применением аккумуляторных батарей с другой стороны, потребность мощности в несколько тысяч киловатт для подводных лодок с длительным ресурсом работы — лишь энергоустановками с ядерным реактором и паровой турбиной. Для промежуточных ситуаций существует много различных комбинаций источников энергии и систем преобразования. [c.343]

Рис. 8.37. Схемы ядерных энергетических установок а—в—соответственно одноконтурная, двухкоптурная, трехконтурная / — ядерпый реактор 2 — турбоагрегат 3 — генератор 4 — конденсационная установка 5 —конденсатный насос б — система регенеративного подогрева питательной воды 7 — питательный насос 5 — парогенератор 9 — и J0— циркуляционные насосы соответственно контура реактора и промежуточного контура

И поэтому конструкторы предложили для таких реакторов использовать меньшее количество замедлителя, лишь ровно столько, чтобы замедлить нейтроны только до промежуточных энергий (скажем, несколько сот электрон-вольт). Однако этот интервал энергий как раз попадает в диапазон резонанса, для которого характерно максимальное поглош,ение нейтронов ядрами урана-238. Следовательно, для того чтобы в таком реакторе проходила самоноддерживающаяся цепная реакция, урановое топливо должно быть очень сильно обогащено ураном-235. Кроме того, было применено следующее интересное явление, заключающееся в том, что ядерное сечение расщепления ядер урана-235 нейтронами также имеет несколько пиков в диапазоне резонанса. Поэтому было предложено замедлять нейтроны в данном реакторе до таких энергий, значения которых группировались бы около одного из максимумов расщепления урана-235, избегая в то же время максимумов поглощения нейтронов ядрами урана-Й8 (рис. 28). Используя этот принцип, сконструировали несколько промежуточных реакторов, в одном из которых топливом, например, служил сильно обогащенный уран, замедлителем — металлический бериллий, а теплоносителем — жидкий натрий [c.85]

Энергетические реакторы на быстрых нейтронах, способные к воспроизводству ядерного горючего (плутония), имеют электрические мощности порядка 300—600 МВт (БН-350, БН-600). В качестве теплоносителя в этих реакторах используется жидкий натрий. В отличие от одноконтурных (РБМК) и двухконтурных (ВВЭР) реакторов в реакторах на быстрых нейтронах применена трехконтурная схема первый и второй контур (реактор — теплообменник — парогенератор) имеют жидкометаллический теплоноситель, в третьем контуре (парогенератор — турбина) использованы вода и пар. Температура натрия в первом контуре на входе 370—380°, на выходе 500—580° С, температура натрия во втором контуре 270—520, температура пара перед турбиной 440—510° С. Давление натрия в первом и втором контуре 6—12 кГ/см (0,6— 1,2 МПа), давление пара 50—140 кГ/см (5—14 МПа). Диаметр корпусов реакторов БН изменяется в пределах 3100—8000 мм, а высота — от 4200 до 12 000 мм. Мощный реактор БН-600 имеет интегральную ( баковую ) компоновку активная зона, насосы и промежуточные теплообменники расположены в одном корпусе [c.25]

Металлический уран, используемый как ядерное топливо, производят в виде слитков массой несколько сот килограммов при реакции тетрафторида урана с кальцием в специальных реакторах с обмазкой из фторида кальция. Профилированный металл можно получать, используя обычную промышленную технологию, включая прокатку, ковку, волочение и порошковую металлургию, но эти виды обработки создают преимущественную ориентацию зерен, которая не устраняется полностью последующей термообработкой. Более широко используют процесс получения отливок [48], включающий получение слитка в низкочастотной индукционной печи в графитовом тигле под вакуумом, легирование алюминием в тигле и донную разливку в промежуточный разливочный ковш, с помощью которого металл разливают в стальные изложницы, обмазанные окисью алюминия. Высокая плотность металлического урана обеспечивает очень хорошее заполнение, что позволяет изготавливать трубы небольших размеров и срезать только небольшую часть верхнего конца. Поверхность литого металла однородная и пригодна для непосредственной очехловки, а если требуются более точные размеры, поверхность окончательно под- [c.133]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...