Теплоносители в реакторах

В работах [1, 249] основное внимание уделяется гелий-графитовой снеси, служащей теплоносителем в реакторах. [c.178]

Теплоносители в реакторах 178 Теплообмен в псевдоожиженных и движущихся слоях 422 [c.531]

Метод радиоактивных индикаторов основан на избирательной растворимости солей, которые содержат радиоактивные нуклиды в жидкой и паровой фазах. Так как растворимость солей в паровой фазе много меньше, чем в жидкости, то по активности среды можно определять паросодержание. Если в изучаемой среде содержится недостаточное количество естественных нуклидов, то их можно вносить искусственным путем. Этот метод с успехом применяется в ядерной энергетике для определения паросодержания теплоносителя в реакторе и магистралях по излучению изотопа °К- [c.241]

При проектировании реактора БН, как и легководных реакторов, одной из основных проблем является зависимость реактивности от температуры. Очевидно, что для безопасной эксплуатации dp/dT должно быть отрицательным. Эта проблема была интенсивно изучена только для реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с жидким натрием в качестве теплоносителя. В реакторах этого типа главная проблема состоит в возникновении пузырей, образующихся в натрии из-за его кипения, или даже общей потере натрия вследствие аварии. Из-за образования пузырей в натрии ужесточается спектр нейтронов R результате эффекта снижения замедления внутри пузырей и увеличиваются утечки из активной зоны реактора из-за снижения эффекта рассеяния в пузырях. [c.179]

Она пропорциональна квадрату тепловой мощности реактора и обратно пропорциональна кубу подогрева теплоносителя в реакторе АТу.. [c.114]

Получающаяся мощность поглощенной дозы и отношение поглощенной энергии нейтронов к поглощенной энергии у- и р-излучений являются в основном сложной функцией конструкции реактора и условий его эксплуатации. Во-первых, необходимо отметить, что практически вся освобождающаяся энергия излучения поглощается в реакторе, в топливе и в теплоносителе. В реакторах с объединенным замедлителем и теплоносителем (котлового типа) это должно быть справедливо даже [c.70]

Насосы обеспечивают циркуляцию теплоносителя в реакторе (первый контур), парогенераторах (второй контур) и вспомогательных контурах. Надежность эксплуатации реактора, его работоспособность в нормальных, переходных и аварийных режимах, работоспособность вспомогательного охлаждаемого оборудования непосредственно зависят от наличия циркуляции теплоносителя [c.5]

Перечисленные недостатки консольных насосов с гидродинамическими подшипниками исключаются, если встроить в насос замерзающее уплотнение, конструкция которого описана в гл. 3. Для нормальной работы этого уплотнения важно поддерживать температурный реи им его на необходимом (достаточно низком) уровне, определяемом температурой плавления теплоносителя. Прекращение подачи охлаждающей среды может привести к прорыву металла через уплотнение, что совершенно недопустимо. Чтобы уменьшить вероятность выброса металла в помещение или подсос газа в полость насоса при аварийном размораживании уплотнения, насос желательно располагать в точке контура с высотной отметкой, равной максимальному уровню теплоносителя в реакторе, в целях обеспечения наименьшего перепада давления на уплотнении. [c.42]

Перспективной областью применения алюминия, с нашей точки зрения, является использование его для отвода тепла в высокотемпературных атомных реакторах. Использование алюминия в качестве теплоносителя в реакторах, работающих на тепловых нейтронах, выгодно, с одной стороны, с точки зрения расхода нейтронов, поскольку сечение захвата нейтронов тепловых энергий для алюминия в два с лишним раза меньше [0,22 барн], чем для натрия (0,49), характеризующегося минимальным сечением захвата тепловых нейтронов по сравнению с другими щелочными металлами. С другой стороны, использование алюминия, как теплоносителя, учитывая его совместимость с графитом в отличие от щелочных металлов, даст возможность существенно упростить конструкцию активной зоны реактора, так как позволяет рассмотреть вопрос об изъятии из активной зоны реактора металла оболочек тепловыделяющих элементов. Наконец, применение алюминия позволит существенно увеличить параметры рабочего тела второго контура и практически облегчит проблемы второго контура из-за отсутствия взрывоопасности при соприкосновении алюминия с водой. [c.72]

Простейшая одноконтурная тепловая схема паросиловой установки с кипением теплоносителя в реакторе представлена на рис. 1. Охлаждение реактора производится при естественной циркуляции теплоносителя внутри корпуса реактора, где происходит и сепарация пара. Возможны видоизменения схемы, например, циркуляция может быть принудительной, а сепарация пара осуществляться в отдельном сепараторе. В турбине насыщенного пара находят применение промежуточная сепарация и перегрев пара. [c.6]

Количество тепла Qj., получаемое теплоносителем в реакторе, [c.147]

Тепловыделяющие элементы современных ядерных реакторов способны выдерживать достаточно высокие температуры это позволяет отводить тепло из реактора на сравнительно высоком температурном уровне, что имеет существенное значение для повышения к. п.д. ядерной энергетической установки. Использование воды в качестве теплоносителя при высоких температурах становится затруднительным, так как это сопряжено с необходимостью значительного повышения давления. Поэтому в высокотемпературных реакторах целесообразно для отвода тепла применять жидкие металлы, которые могут циркулировать в условиях высокой температуры при сравнительно малых давлениях. Кроме того, некоторые из этих теплоносителей (например, натрий) обладают меньшим по сравнению с водой сечением захвата нейтронов, что является немаловажным обстоятельством. Однако жидкие металлы имеют и специфические недостатки, затрудняющие их использование в качестве теплоносителя в реакторах. Подвергаясь облучению нейтронами, они становятся радиоактивными, что создает определенные затруднения при обслуживании контура, отводящего тепло от реактора. [c.37]

Недостатком жидких металлов является их относительно низкая теплоемкость, что приводит к большим разностям температур между входом и выходом в активных зонах реакторов и в теплообменном оборудовании. Например, отношение подогрева натрия к разности температур между стенкой и теплоносителем в реакторах типа БН-600 [c.133]

Теплоноситель, не обладающий свойством замедлителя, несет только функцию удаления тепла, получаемого в результате расщепления ядра урана в реакторе. Если же теплоноситель обладает свойствами замедлителя, то тогда он несет в реакторе две функции замедляет быстрые нейтроны до энергии тепловых нейтронов и отводит тепло. Теплоносителями в реакторе могут быть неметаллическая жидкость, газ, жидкие металлы. Обычными условиями для выбора теплоносителя являются высокий коэффициент теплопередачи, высокая температура кипения, устойчивость под действием облучения, отсутствие значительного коррозионного воздействия на конструкционные материалы при рабочих температурах в реакторе, небольшая затрата энергии на перекачку теплоносителя через реактор и весь первый контур, малое сечение захвата нейтронов, безопасность работы с теплоносителем и, наконец, его низкая стоимость. [c.177]

Обычные аустенитные нержавеющие стали типа 18-8 не обладают достаточным сопротивлением окислению в смеси СОз/СО, которая служит теплоносителем в реакторе AGR, поэтому был разработан специальный сплав, состав которого приведен в табл. 10.2 [20]. Содержание хрома здесь увеличено до 20%. Это [c.116]

Насосы ЦВН-7, ЦВН-8 предназначены для обеспечения циркуляции теплоносителя в реакторе. Они допускают длительную работу в диапазоне подач от 1,53 до 3,34 м /с при одновременном повышении давления и температуры на всасывании до 8,0 МПа и 284 С соответственно. [c.6]

На проектируемых в настояш,ее время атомных электростанциях с натриевым теплоносителем в реакторе обычно используется трехконтурная схема. Необходимость второго промежуточного контура вызвана требованием предотвраш,ения распространения активности при взрыве в случае контакта натрия с водой при протечке его из первого контура. [c.68]

КИСЛОТЫ из теплоносителя [1]. В конце кампании реактора запаса его реактивности может не хватить для компенсации ксенонового отравления, особенно при больших изменениях нагрузки, поскольку избыточное поглощение нейтронов Хе и обусловленная этим отрицательная реактивность возрастают с увеличением глубины разгрузки. Отмеченное обстоятельство ограничивает допустимую величину разгрузки реактора. Применение скользящего давления, повышая реактивность за счет понижения средней температуры теплоносителя в реакторе, позволяет существенно увеличить допустимую глубину разгрузки реактора, улучшая тем самым маневренные свойства блока. [c.153]

Минимальное значение АГз(г) определяет запас канала до кризиса теплообмена по мощности. Запасы до кризиса А з(г) должны быть не меньше 1.2. Эти значения определяются статистическим разбросом опытных данных и неточностью измерения параметров теплоносителя в реакторе. [c.197]

Одним из путей повышения параметров пара АЭС является использование газовых (СО2, воздуха, гелия, аргона) и жидкометаллических (натрия, сплава натрия с калием) теплоносителей в реакторе, позволяющих достигнуть высоких параметров пара непосредственно во вторичном контуре двухконтурной АЭС. [c.119]

Тепловая схема АЭС с водяным кипящим энергетическим реактором и перегревом пара в реакторе электрической мощностью блока 200 МВт показана на рис. 9-30 (второй блок Белоярской АЭС). Замедлителем и теплоносителем в реакторе является кипящая вода под давлением. Схема АЭС одноконтурная. Парообразование происходит [c.499]

Получение рабочего пара может быть осуществлено непосредственно в реакторе или в специальном теплообменнике-парогенераторе за счет теплоты, переданной теплоносителем из ядерного реактора. В первом случае теплоноситель, охлаждающий элементы реактора, является одновременно и рабочим телом (рис. 19.2, а). Такая АЭС называется одноконтурной. Во втором случае теплота, воспринятая теплоносителем в реакторе, передается в теплообменнике рабочему телу (воде, пароводяной смеси, пару). Такая АЭС называется двухконтурной (рис. 19.2,6). [c.373]

В предыдущем разделе обсуждалось применение гелия в качестве теплоносителя в реакторе. Этот раздел посвящается рассмотрению жидких теплоносителей с целью получить картину [c.156]

Такие металлы, как ртуть, свинец, натрий, смеси натрия с калием и висмута с литием, служат теплоносителями в реакторах. В случае свинца, висмута, смеси свинца с висмутом и ртути происходит перенос вещества. Железо, которое при высокой температуре растворяется, в зонах более низкой температуры осаждается. Эти осаждения могут закупоривать трубопроводы. Растворимость железа в жидком натрии при 720° С достигает 0,002%. [c.132]

Фиг. 199. Изменение удельного теплового потока в зависимости от затраты мощности на циркуляцию теплоносителей в реакторе.

Тепловая мощность реактора в значительной степени зависит от максимально допустимой температуры ядерного горючего и оболочек, в которых оно заключено. При одной и той же максимальной температуре поверхности количество отводимого из реактора тепла тем больше, чем ниже средняя температура теплоносителя в реакторе, т. е. чем ниже она на выходе. Но чем ниже эта температура, тем ниже к. п. д. энергетической части установки. Следовательно, при возрастании понижается Для каждой установки существует максимум электрической мощности. [c.398]

Теплоноситель в реакторе и контурах является, с одной стороны, источником радиоактивной опасности, а с другой стороны, биологической защитой персонала от излучений тех конструкционных элементов, активность которых намного выше. Поэтому при дренировании теплоносителя необходимо учитывать эти обстоятельства. [c.358]

Интересно также, что некоторые органические селениды, являющиеся известными антиоксидантами, обладали значительной активностью как антирады при -облучении в инертной атмосфере. В последние годы эта активность была более подробно изучена в Калифорнийском исследовательском центре в ходе выяснения стойкости ароматических жидкостей при использовании их в качестве теплоносителей в реакторах [37]. [c.135]

П. Коэн, имя которого известно и советским читателям, является основным специалистом в области технологии воды фирмы Вестингауз , крупного изготовителя ядернрго энергетического оборудования, начавшего и наладившего систематическую разработку и выпуск его для АЭС с водо-водяными реакторами. Направленность книги и отражает принадлежность ее автора к вышеупомянутой фирме основное ее содержание связано с химией и технологией водного теплоносителя в реакторах на двухконтурных АЭС. [c.3]

Для предотвращения опасных последствий максимальной проектной аварии (МПА), связанной с потерей теплоносителя в реакторах типа ВВЭР, необходимы эффективные средства аварийного охлаждения. На АЭС с ВВЭР эта задача решается путем сооружения специальных систем аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ), предназначенных для предотвращения разрушения твэлов или расплавления топлива в авариях, связанных с потерей теплоносителя, вплоть до МПА. Эти условия гарантируют сохранение геометрии активной зоны, что позволяет провести послеаварийную перегрузку топлива. Обеспечение этих условий зависит как от структурной надежности САОЗ, так и от организации внутризонного охлаждения, т. е. от способов подачи охлаждающей воды в активную зону и расхода ее на всех стадиях МПА. [c.107]

На Шиппингпортской атомной электростанции используется более десяти видов технологической воды, отличающихся по своему качеству. Однако наиболее чисто обработанной является вода, применяемая в качестве теплоносителя в реакторе, в каналах загрузки топлива и в замкнутой охлаждающей системе. Максимальный предел загрязнений этой воды составляет такую величину, при которой обнаруживается сопротивление примерно 1,5 мк1ом. [c.304]

Рис. I. Одноконтурная тепловая схема ядерной паросило-ВОЙ установки с кипением теплоносителя в реакторе.

При частичном испарении первичного теплоносителя в реакторе некоторое количество вторичного иара образуется за счет конденсации первичного пара (рис. 27), далее процесс идет по схеме, показанной на рис. 26. В этом случае при сохранении входной температуры первичного теплоносителя повышается средняя температура передачи тепла и уменьшается расход первичного теплоносителя. Если при работе реактора по схеме, показанной на рис. 27, осуществить сепарацию первичного пара и за счет его конденсации получить весь вторичный пар, то процесс изобразится, как показано на рис. 28. Переохлаждение циркулирующей воды и конденсата первого контура, необходимое для обеспечения надежной работы насоса, производится за счет обогрева экономайзер-ного участка 3. На участке охлаждения воды можно также получить пар пониженного давления и применить двухступенчатый цикл по давлению пара. В схеме, показанной на рис. 28, передача тепла ко второму контуру производится почти при постоянной разности температур, что обеспечивает максимальный средний температурный уровень. [c.31]

Для более полного использования природных запасов ядер-ного топлива развитие ядерной энергетики целесообразно строить на сочетании реакторов на тепловых нейтронах, работающих на воде, с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах. По ядерно-физическим и теплофизическим свойствам наиболее пригодными теплоносителями в реакторах на быстрых нейтронах могут быть натрий, литий, гелий. Успехи, достигнутые в области технологии жидких металлов, выдвинули на первое место натрий. Интенсивные исследовательские работы проводятся по использованию щелочных металлов в качестве рабочих тел в циклах с МГД-преобразованием и паротурбинных. Изучается использование указанных циклов для транспортных установок, а также применение их в качестве надстройки на обычных тепловых электростанциях. Бинарные циклы со щелочными металлами позволяют заметно повысить КПД станций. [c.3]

Диаметр топливного сердечника реактора на быстрых нейтронах (из-за высокой удельной мощности) обычно не превышает 5 мм. Наряду с топливным сердечником в тепловыделяющем элементе создают дополнительный объем для газообразных продуктов деления. В соответствии с этим длина тепловыделяющего элемента будет 1 м. Такие тепловыделяющие элементы будут очень гибкими и должны крепиться, что достигается группиров- кой их в сборки. Отдельные элементы крепят в ячеистой решетке с каждого конца. Дистанционирование их по длине активной зоны осуществляется с помощью либо таких же решеток, либо навитых на элементы проволочных спиралей. Элементы зоны воспроизводства, которые имеют больший диаметр, устанавливают з торцах активной зоны. На рис. 10.10 показана типичная топливная, субсборка реактора PFR [27]. Топливные элементы для проектируемых реакторов FR и Феникс сконструированы аналогичным образом. Необходимые кинетические характеристики активной зоны получаются при жестком креплении тепловыделяющих элементов на шаровые опоры основания, а обеспечение устойчивого положения тепловыделяющего элемента и предотвращение изгибов субсборки достигается за счет установочного стержня. Тепловыделяющие элементы работают в натриевом теплоносителе, температура которого достигает 400° С на входе и 600° С на выходе при максимальной скорости до 7,5 м/с и содержании кислорода <10 %. Максимальная удельная мощность составляет 450 Вт/см, температура горячего пятна 700°С. Топливо должно выдерживать выгорание до 10% тяжелых атомов и задерживать в себе продукты деления при использовании топлива с плотностью 80% теоретического значения и компенсационного объема в элементе, который должен собрать все газообразные продукты деления. Низкое давление натриевого теплоносителя в реакторах на быстрых нейтронах гарантирует отсутствие проблем трещино-образования в окисном топливе, вспучивания и разрушения оболочки. Поэтому проблема материалов ограничивается коррозионной стойкостью и стабильностью размеров оболочки шестигранного чехла. [c.120]

Теплоноситель реакторов типа PWR представляет собой простую жидкую фазу, поэтому возможно введение твердых или газообразных добавок, которые остаются в растворе и оказывают ингибирующее действие. Первый контур реактора PWR менее разветвлен и более надежен, чем контур реактора BWR, поэтому возможность разуплотнения его меньше, что позволяет точно определять и длительное время сохранять неизменным состав теплоносителя в реакторе PWR на оптимальном уровне. У большинства легководных реакторов контуры почти полностью изготовлены из аустенитных сталей марок 304 и 321, а в реакторах ANDU и типа PWR, кроме того, используются углеродистые или низколегированные ферритные стали. Максимальная концентрация продуктов коррозии в контуре реактора такого типа в период работы колеблется от 0,020 мг/кг при концентрации водорода >2 см /кг до 0,200 мг/кг при концентрации водорода <2 см /кг. После завершения кампании максимальная концентрация их достигает 50 мг/кг. Независимо от того, какой материал используется, скорость коррозии уменьшается с увеличением pH от 9 до 11 (хотя в одном из последних исследований найдено, что скорость коррозии в воде высокой чистоты при pH = 7 может быть гораздо ниже). Высокое значение pH обычно сохраняют, добавляя гидроокись лития или поддерживая содержание кислорода на возможно более низком уровне. Последнее достигается деаэрацией воды и поддержанием постоянного давления водорода в резервных водяных емкостях. Кроме того, в теплоноситель реактора PWR обычно добавляют борную кислоту для изменения реактивности. Ее влияние чаще всего положительное, но она может адсорбироваться продуктами коррозии и, если последние выделяются в активной зоне, может иметь место скачок реактивности. Однако обычно нарушения работы водяного контура реактора PWR происходят редко. Единственной проблемой, требующей практического решения, является увеличение срока службы парогенератора в условиях активности и сведение к минимуму необходимости его дезактивации [7]. [c.152]

Известны достоинства газовых теплоносителей небольшая аккумулирующая способность возможность получения высоких температур при относительно низких давлениях и их независимость друг от друга благоприятные ядерные и эксплуатационные свойства. Этн свойства газов обусловили их массовое применение в качестве теплоносителей в реакторах на природном уране с графитовым замедлителем в Англии и Франции. Первое поколение этих реакторов известно под названием магноксовых (ТВЭЛ имели оболочку из магниевого сплава). Второе поколение графито-газо-вых реакторов типа AGR (усовершенствованные газоохлаждаемые реакторы) характеризуется более высокой температурой теплоносителя, что потребовало применение более температуростойких оболочек ТВЭЛ и вызвало необходимость некоторого обогащения урана. В третьем поколении появились реакторы типа HTGR (высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы). [c.155]

При скользящем давлении пара перед турбиной понижается средняя температура теплоносителя в реакторе. Это связано с изменением энергетического спектра нейтронов и уменьшением средней длины их пробега из-за возрастания плотности воды, что приводит к уменьшению утечки нейтронов из активной зоны. В водоводяных реакторах некипящего типа (ВВЭР) вследствие отмеченного понижение температуры т увеличивает реактивность. Такие реакторы имеют отрицательный температурный коэффициент реактивности dpidx. В кипящих реакторах указанные факторы ослабляются [c.152]

В одноконтурных АЭС все оборудование работает в радиационно-активных условиях, что осложняет его эксплуатацию. Преимуществом таких АЭС являются их относительная простота и меньщая стоимость оборудования, а также отсутствие дополнительных потерь, связанных с получением рабочего тела в двух- и трехконтурных АЭС. В двухконтурных АЭС рабочее тело паротурбинной или газотурбинной установки не является радиационно-активным, что упрощает эксплуатацию электростанции. В двухконтурной паротурбинной АЭС обязательным элементом является парогенератор, в котором для передачи теплоты от теплоносителя к рабочему телу необходим температурный напор. Поэтому для водного теплоносителя в реакторе требуется поддержание в I контуре давления более высокого, чем давление пара, подаваемого к турбине. Стремление избежать в I контуре вскипания теплоносителя в реакторе приводит к необходимости поддержания давления теплоносителя в I контуре значительно большего, чем давление пара во II контуре. При этом тепловая экономичность двухконтурной АЭС меньше, чем одноконтурной, при том же давлении в реакторе. [c.265]

Парогенераторы АЭС. Парогенераторная установка является одним из обязательных элементов двухконтурной АЭС. При заданных характеристиках теплоносителя на выходе из реактора начальные параметры пара определяются теплотехнической схемой парогенератора, а также температурным напором между теплоносителем и кипящей водой и перепадом температур теплоносителя в реакторе. На двухконтурных АЭС с реакторами типа ВВЭР применяется простейшая теплотехническая схема, при 1юторой питательная вода подается непосред- [c.273]

Часть полученного кокса поступает в камеру сгорания, где нагревается за счет его частичного окисления и возвращается в качестве теплоносителя в реактор-пиролизер. [c.316]

На рис. 12.74 показано стояночное уплотнение в виде торцовой резиновой манжеты, установленное в узле дэой-ного винтового уплотнения щсоса, перекачивающего теплоноситель в реакторах [c.431]

В качестве теплоносителя в реакторе на тепловых нейтронах используется вода. В активной зоне она играет двоякую роль для нейтронов с одной стороны, является за 1едлителем нейтронов, попадающих в нее из топлива, с другой стороны, довольно сильно поглощает тепловые нейтроны, выводя их из участия в цепной реакции деления. От того, какой вклад воды больше — замедляющий или поглощающий — в балансе тепловых нейтронов в активной зоне, зависит уменьшение или увеличение реактивности в реакторе прн удаленц воды из активной зоны. Вероятность деления ядер урана-235 при взаимодействии с тепловыми нейтронами, имеющими скорости около 2200 м/с И энергию около 0,025 эВ, примерно в 400 раз больше, чем при взаимодействии с нейтронами деления, имеющими энергию в несколько мегаэлектрон-вольт, соответствующую скорости в несколько тысяч километров в секунду. Поэтому реактор, работающий на тепловых нейтронах, не может работать без замедлителя. [c.374]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...