Ядерные реакторы тепловые

Ядерные излучения 429 Ядерные реакторы — Тепловая мощность [c.740]

ПГТУ могут работать как по открытой (с камерами сгорания), так и по закрытой (с высокотемпературными ядерными реакторами) тепловым схемам. Они не имеют каких-либо ограничений по увеличению мощности (по крайней мере до нескольких тысяч мегаватт) в одновальном турбинном агрегате. [c.128]

В большинстве технических устройств (паровых котлах, ядерных реакторах, электронагревателях) стараются не приближаться к критической плотности теплового потока кр При р = = 0,1 МПа для воды <7кр = (1,1- - [c.87]

Другим отличием этого издания от предыдущего является определенное развитие теоретических и прикладных вопросов. Надеемся, что введенная в рассмотрение количественная мера степени проточности дисперсных систем — критерий проточности — окажется полезной для анализа не только тех случаев, которые разобраны в данной работе. Несколько увеличен объем последних глав, посвященных теплообменникам с дисперсными теплоносителями. В частности, приведены данные о высокотемпературных теплообменниках выделен раздел, кратко освещающий особенности ядерных реакторов с дисперсными системами, и пр. Однако методика расчета теплообменников изложена лишь с принципиальных позиций как в силу ограниченности объема книги, так и в связи с довольно детальным рассмотрением тепловых и гидромеханических процессов в предыдущих главах. [c.3]

С развитием электрификации и химизации в СССР роль теплотехники с каждым годом возрастает. Мощные паротурбинные установки на электростанциях с применением пара высоких параметров, внедрение комбинированных установок с одновременным использованием в качестве рабочих тел как водяного пара, так и продуктов сгорания, теплофикация городов, развитие реактивных двигателей и газотурбинных установок, отвод огромных тепловых потоков в ядерных реакторах для получения электроэнергии, переход к промышленному использованию магнитогидродинамического метода для непосредственного преобразования теплоты в электрическую энергию, широкое использование в народном хозяйстве холода и многие другие проблемы современной науки и техники необычайно расширили область теплотехники и все время ставят перед ней новые исключительно важные физические задачи. [c.3]

Интересно отметить, гго в такой формулировке задача описывает также и процесс охлаждения пористой тепловой защиты ядерных реакторов, где выделение теплоты происходит за счет поглощения проникающей радиации, поток которой уменьшается по экспоненциальному закону. [c.62]

Анализ течения жидкого или газообразного теплоносителя на основе уравнений Навье—Стокса проводится при проектировании ядерных реакторов. Кроме того, особо важная роль при проектировании ядерных установок отводится расчету тепловыделяющей системы, математической моделью (ММ) которой является нестационарное уравнение теплопроводности. В этом случае в уравнении (1.6) дополнительно появляется член, описывающий изменение искомого температурного поля во времени. При анализе тепловых процессов в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), например в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, уравнение теплопроводности удобнее записывать в сферических координатах в виде [c.10]

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]

Как отмечалось выше, поддержание реактора на постоянной тепловой мощности в условиях выгорания первичного ядерного горючего достигается регулированием потока нейтронов. Кроме того, в любом ядерном реакторе имеется обычно не одно, а не- [c.179]

Выше уже отмечалась роль упругого рассеяния при замедлении быстрых нейтронов, которое является одним из важнейших процессов, протекающих в ядерных реакторах. Своеобразным процессом упругого рассеяния является диффузия тепловых нейтронов. [c.290]

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

Схема опыта изображена на рис. 168. Тепловые нейтроны Пкт , выходящие из канала ядерного реактора, попадали на небольшой образец О, изготовленный из [c.394]

Теория тепло- и массообмена внесла основной вклад в решение важнейших задач, таких, как тепловая защита элементов конструкций летательных аппаратов (без такой защиты полет невозможен), отвод больших тепловых потоков в ядерных реакторах. [c.445]

Схема установки с ядерным реактором для комбинированной выработки тепловой и электрической энер ии [c.389]

В теплообменниках с внутренними источниками энергии применяются не два, как обычно, а оДин теплоноситель, который отводит теплоту, выделенную в самом аппарате. Примером таких аппаратов могут служить ядерные реакторы, электронагреватели и другие устройства. Независимо от принципа действия теплообменные аппараты, применяющиеся в различных областях техники, как правило, имеют свои специальные названия. Эти названия определяются технологическим назначением и конструктивными особенностями теплообменных устройств. Однако с теплотехнической точки зрения все аппараты имеют одно назначение — передачу теплоты от одного теплоносителя к другому или поверхности твердого тела к движущимся теплоносителям. Последнее и определяет те общие положения, которые лежат в основе теплового расчета любого теплообменного аппарата. [c.442]

ПГТУ — парогазотурбинная установка ПТУ — паротурбинная установка ПЭ — преобразователь энергии ПЭС — приливная электростанция РМ — расширительная машина РТ — рабочее тело ТВЭЛ — тепловыделяющий элемент ядерного реактора ТА — транспортный аппарат ТЭ — топливный элемент ТЭГ — тепловой электрогенератор [c.194]

Независимо от сооружения реактора БН-350 в Мелекесском институте ядерных реакторов ведется постройка опытного реактора БОР-60, предназначенного для исследований, связанных с дальнейшим совершенствованием конструкций реакторов на быстрых нейтронах. Тепловая мощность этого реактора 60 тыс. кет. [c.179]

Одним из топливных элементов, имеюш их большие потенциальные возможности для применения в ядерной технике, является керамическое топливо в керамической матрице иОа — ВеО. Такая система представляет интерес для тепловых ядерных реакторов, поскольку ВеО имеет хорошие замедляющие свойства, увеличивает теплопроводность по сравнению с иОа, относительно инертна ко многим потенциальным теплоносителям, взаимодействует с нейтронами по реакции п, 2п), приводящей к усилению потока нейтронов. Однако эта система выделяет газообразные продукты деления, что приводит к необходимости применения оболочки или внешнего конструктивного элемента для продуктов деления. [c.450]

Использование циркония в ядерных реакторах несколько ограничивается вследствие его невысокой прочности при высоких температурах и слабого сопротивления коррозии в условиях реактора. Однако низкое сечение поглощения тепловых нейтронов делает его чрезвычайно желательным материалом. Было разработано много циркониевых сплавов с повышенной прочностью при высоких температурах и сопротивлением коррозии, но с сохранением в то же время других необходимых свойств В частности, разработана серия циркониевых сплавов, содержащих небольшие количества олова, никеля, железа и хрома,— это циркалой-2, циркалой-3 и циркалой-4. [c.258]

Опасность взрыва в ядерном реакторе, как ядерного, так и обычного, прямо связана с проблемами управления реактором и темпом изменения уровня мощности. Уровень мощности реактора зависит от скорости реакции деления, которая в свою очередь зависит от плотности потока тепловых нейтронов в реакторе. Для того чтобы определить, что может явиться причиной взрыва, необходимо понять механизм влияния на плотность потока тепловых нейтронов. [c.168]

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]

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]

ПГТУ с высокотемпературным ядерным реактором тепловой мощностью 2100 МВт и турбиной мощностью 3000 МВт имеет производительность 150 т/ч, или 1,2 млн. т окислов азота в год. Строительство в нашей стране нескольких ПГТУ такой производительности может практически полностью покрыть потребности промышленности в азотосодержащих продуктах и сельского хозяйства в азотных удобрениях. [c.127]

Книга посвящена вопросам гидродинамики и теплообмена, возникающим ири проектировании и эксплуатации высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах с шаровыми макро- и микротвэлами. Предложена физическая модель течения газового теплоносителя через различные укладки шаровых твэлов и микротвэлов в бесканальной и канальной активных зонах. Анализируется структура шаровых ячеек и связь параметров с объемной пористостью. [c.2]

Основные тенденции в усовершенствовании ядерных реакторов АЭС заключаются в увеличении единичных мощностей, знергонапряженности топлива, повышении к. п. д. и коэффициента воспроизводства. Наиболее полно этому удовлетворяют новые типы ядерных реакторов с гелиевым охладителем— высокотемпературный реактор на тепловых нейтронах (ВГР) ч реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БГР) [1]. [c.3]

На рис. 20-6 изображен цикл бельгийской АЭС с огневым иаро-перегревом, за счет которого получена дополнительная пл. 12371. Но применение огневого нароиерегрева не решает центральной задачи — использования самого ядерного горючего. Кроме того, применение двух видов источников теплоты на АЭС вызывает известные неудобства в эксплуатации. Более перспективным является перегрев пара в самом реакторе. Тепловая схема такой установки с водяным теплоносителем разработана для Белоярской АЭС. Водяной пар при давлении 90 бар перегревается в самом реакторе до 500° С, что дает возможность получить высокий к. и. д. (до г [c.322]

Известно, что объемцре тепловыделение происходит по экспоненциальному закону в элементах тепловой защиты ядерных реакторов вслед-стие поглощения проникающей радиации. Изготовление их из пористого материала и прямоточное охлаждение пронизывающим потоком охладителя позволяет значительно снизить температуру и ее градиенты по сравнению с обычным конвективным охпаждением сапошных элементов. [c.11]

Схему образования продуктов деления в ядерном реакторе лучше всего показать на примере захвата тепловых нейтронов яяоом и расщепления последнего [c.171]

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]

Среди продуктов деления в ядерных реакторах образуется 54Хе , который, интенсивно захватывая тепловые нейтроны, способствует затуханию цепной реакции в реакторе, т. е. ухудшению его работы. [c.346]

Сходными параметрами обладал и первый советский ядерный реактор, построенный и запущенный под руководством И. В. Курчатова несколько позже. В обоих реакторах в качестве замедлителя использовался графит, который подвергли чрезвычайно тщательной очистке (особенно от примесей кадмия и бора, сильно поглощающих тепловые нейтроны). Графит был изготовлен -в виде брусков с отверстиями для урановых блоков и плотно уложен в штабель, форму которого старались прибли зить к сферической (для уменьшения относительной вероятности вылета нейтронов за пределы установки, т. е. для уменьшения ее критических размеров). [c.385]

Галанин Д. Д. Введение в теорию ядерных реакторов на тепловых нейтронах Учеб. пособие для вузов. М. Энергоатомиздат, 1984. [c.1140]

Наличие жидкой плеикп имеет решающее значение и для теплообмена, в частности, для отвода тепла с греющей стенки канала, за счет которого иленка испаряется. При интенсивном испарении, когда из-за отдува паром капли из ядра потока не успевают подпитывать пленку, спа лможет исчезнуть (течение станет дисперсным) или потерять свою сплошность. При этом из-за отсутствия надлежащего контакта нагревающей стенки с жидкой фазой может произо тп ухудшение теплообмена и перегрев стенки. Это явление называется кризисом теплоотдачи из-за высыхания пристенной жидкой пленки пли иногда — кризисом теплоотдачи второго рода (с м. 6). Существует еще кризис теплоотдачи при пузырьковой кипении (первого рода), который может произойти при больших тепловых нагрузках из-за объединения паровых пузырьков, образующихся на греющей стенке, в паровую пленку, что также нарушает контакт жидкости с греющей стенкой и может привести к аварийному перегреву последней (см. ниже 8). Кризисы теплоотдачи являются фактором, который ограничивает мопщости ядерных реакторов, парогенераторов, осложняет работу т])убчатых нечей в технологии. [c.177]

В настоящее время в связи с дефицитом органических видов топлива ядерная энергетика играет важную роль в народном хозяйстве страны. Ядерный реактор является источником теплоты, энергетическое применение которой во многом сходно с исполызование.м теплоты, выделяющейся при сгорании органического топлива в топках парогенераторов или в камерах сгорания газотурбинных установок. Поэтому термодинамические циклы атомных электростанций подобны циклам обычных тепловых электростанций, ра-б,этающих на органическом топливе. [c.127]

Мощность СЭУ, МВт Количество главных турбоагрегатов Тип реакторов Тепловая мощность реакторов, МВт Тип ядерного топлива Начальное обогащение топлива по U235, % Параметры воды 1-го контура [c.7]

В ядерных реакторах возникающие при делении нейтроны быстро замедляются до тепловых энергий. Для большинства действующих. ядерных реакторов плотность потока нейтронов в активной зоне обычно равна 10 — IQii с"1-см" . В подкритических сборках (например, ПС-1) при использовании радиоактивного источника с потоком нейтроиов 10 с"1 достигаются потоки медленных нейтронов 10= с 1-см-2 [c.337]

Неравномерное тепловыделение по длине к и-, пятильных труб очень часто встречается в различного рода парогенераторах. Характерными в этом отношении аппаратами являются ядерные реакторы, плотность теплового потока в которых 306 [c.306]

Облучение в ядерном реакторе - сравнительно простой, доступный и чаще всего применяемый способ радиоактивации образцов. Под воздействием тепловых нейтронов в них обычно протекают ядерные реакции типа М (п, у) М, в результате чего образуются радиоизотопы исходных элементов. [c.206]

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]

В связи с освоением космического пространства возникла потребность в энергии, необходимой для работы аппаратуры в космических летательных аппаратах. Вначале ядерные устройства использовались в качестве вспомогательного источника энергии, основным же источником служили солнечные элементы, аккуму-ляторньй батареи и т. п. С тех пор как ядерная энергия стала основным источником энергии, была создана серия устройств типа SNAP (сокращенное название источника вспомогательной ядерной энергии), способных полностью обеспечивать энергией космическую аппаратуру. В этих устройствах реализуются различные способы преобразования энергии, включая термоэлектрический, термоионный системы Штирлинга, Рэнкина и Брайтона. Обычно в первых двух системах используется изотопный источник теплоты, а в третьей системе — реактор. Требования в отношении топлива для реакторных систем аналогичны соответствующим требованиям для других ядерных реакторов, поэтому детально будет рассмотрен только изотопный источник тепловой энергии. [c.453]

С тех пор развитие атомной энергетики пошло семимильными шагами. За чрезвычайно короткий (в историческом масштабе) период было построено более 200 тепловых ядерных реакторов (рис. 17) (на замедленных нейтронах) общей мощностью около 120 ООО МВт (6 % мирового производства электроэнергии). Стала осуществляться мечта великих фантастов завладеть чудесным [c.40]

Цепная реакция будет поддерживаться с определенными трудностями, если энергия поглощаемых нейтронов будет пыню 0,1 кэВ. Нейтроны, энергия которых меньше этого значения, называются тепловыми нейтронами. Это название означает, что нейтроны обладают относительно малой энергией, сопоставимой со средней энергией теплового движения молекул. Реакторы, работающие на таких нейтронах, называются тепловыми ядерными реакторами. Поскольку нейтроны, получающиеся в результате цепной реакции, обладают энергией в несколько мегаэлектрон-вольт, то необходим процесс замедления. В обычном реакторе замедлитель помещается или распределяется между топливными стержнями. Наи-лучшим замедлителем будет такой, в котором нейтроны только замедляются, но не поглощаются, поскольку поглощение нейтронов уменьшает нейтронный поток и затрудняет процесс поддержания цепной реакции. В качестве замедлителя используются легкая (обычная) и тяжелая вода , гелий, графит Наиболее щироко в энергетических реакторах используется обычная вода. [c.162]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...