Ядериые реакторы

Результаты исследования газовых суспензий, т. е. потоков с тонкодиспергированными частицами, приведены в [Л. 224, 225, 343, 362, 380]. Во всех случаях использованы частицы графита в [Л. 380]-1- 5 мк, в [Л. 362]—5 мк, в [Л. 343]—2 мк, в [Л. 224]— 10,3 мк. Исследование [Л. 370, 380] проведено по заданию Комиссии по атомной энергии США компанией Бабкок и Вилькокс для изуче ния возможностей интенсификации теплоотвода в гетерогенных ядер-ных реакторах путем использования газографитовых потоков. Особенности атомных установок с газографитовыми теплоносителями специально анализируются далее в гл. 12. Здесь рассмотрим результаты опытов, которые были проведены на замкнутом контуре. Кон- [c.221]

Первая в мире атомная электростанция, построенная в СССР, превращает атомную энергию, выделяющуюся при реакциях цепного деления ядер урана, н тепловую, а затем в электрическую энергию. Тепловая мощность реактора атомной электростанции равна 30 000 кВт, а электрическая мощность электростанции составляет при этом 5000 кВт. [c.59]

В зависимости от энергии нейтронов, которые вызывают основную часть делений ядер горючего, реакторы подразделяют на быстрые, промежуточные и тепловые. Тип реактора зависит от соотношения количества замедлителя, горючего и других материалов, находящихся в его активной зоне, их геометрического расположения и размеров реактора. В реакторе на тепловых нейтронах энергия нейтронов, вызывающих наибольшую часть делений, обычно не превышает 0,2 эв. В реакторе на промежуточных нейтронах энергия большинства нейтронов, вызывающих деление, составляет 0,2 эе —100 кэв. В реакторе на быстрых [c.8]

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]

Первым этапом анализа радиационной защиты реактора является расчет интенсивности источников излучения в активной зоне реактора. Взаимодействие делящихся ядер, содержащихся в активной зоне, с нейтронами приводит к их делению, при котором образуется следующее поколение нейтронов, вновь вызывающих деление, и т. д. Так происходит цепная реакция. [c.10]

Что касается нейтронов активации, то наиболее важным для защиты реактора является распад ядер Ы ,образующихся при облучении ВОДЫ быстрыми нейтронами (см. гл. X). [c.15]

В большинстве случаев для расчета защиты реактора наиболее существенно распределение потока тепловых нейтронов, поскольку, вызывая деление ядер горючего, они формируют. источники быстрых нейтронов и у-квантов деления. Кроме того, тепловые нейтроны характеризуются наибольшим сечением радиационного захвата. [c.35]

Теплоноситель, проходя через активную зону реактора с интенсивными потоками нейтронов различных энергий, активируется. В ряде случаев активация ядер, входящих в состав теплоносителя, незначительна по сравнению с активацией ядер примесей в теплоносителе. Примесями являются продукты коррозии внутренних поверхностей стальных стенок оборудования, а также загрязнения, вносимые в теплоноситель в процессе технологии его приготовления. Продукты коррозии внутренних поверхностей активной зоны поступают в теплоноситель в виде радиоактивных примесей. [c.86]

В теплоноситель попадают ядра отдачи (п, р)-, (р, п)- и (п, /)-реакций, происходящих на внешних поверхностях оболочек твэлов. Наличие естественных примесей делящихся элементов в материале оболочек твэлов, возможное загрязнение поверхностей оболочек ураном на заводе-изготовителе твэлов, а также частичная разгерметизация их оболочек во время работы реактора — все это приводит к появлению в теплоносителе продуктов деления ядер. [c.86]

Итак, в теплоносителе появляются активированные ядра в результате 1) процесса активации ядер, входящих в состав самого теплоносителя 2) активации ядер, входящих в состав примесей теплоносителя 3) коррозии поверхностей внутри активной зоны реактора 4) утечки продуктов деления из-под оболочек твэлов 5) ядерных реакций на внешних поверхностях оболочек твэлов (в виде ядер отдачи). [c.86]

Формула (10.5) позволяет определить скорость поступления в контур теплоносителя новых радиоактивных ядер. Она равна произведению где С — расход теплоносителя через реактор. Пренебрегая активацией теплоносителя за пределами активной зоны для контура в целом, можно записать следующее балансовое уравнение [c.90]

Игнорированные нами до сих пор сорбционно-десорбционные процессы весьма сложны. С точки зрения баланса активируемых ядер в контуре теплоносителя (при условии возникновения их только в активной зоне реактора) эти процессы в сумме способствуют выводу радиоактивных ядер из контура, причем скорость вывода пропорциональна концентрации ядер в контуре (стационарный режим работы реактора). Это позволяет записать уравнение баланса активируемых ядер в контуре в следующем виде [c.92]

Как уже отмечалось, при расщеплении нейтронами ядер урана, плутония, тория, трансплутониевых и других тяжелых элементов образуются осколки, которые в результате радиоактивных превращений создают изобарные цепочки продуктов деления. К факторам, определяющим величину активности продуктов деления, относят вид деления, выход у, количество актов деления в единицу времени р (или мощность реактора), [c.174]

Вначале рассмотрим исходное уравнение в общем виде, одинаково применимое как для мгновенных продуктов деления, так и для продуктов деления ядерного реактора. Заметим, что в реакторе, несмотря на выгорание первичного ядерного горючего, обычно поддерживается постоянная мощность, т. е, постоянное (во времени) число актов деления ядер. Чтобы достигнуть такого постоянства мощности (в условиях выгорания делящегося вещества), требуется соответствующее нарастание плотности потока нейтронов в активной зоне. В первом приближении зависимость между удельной мощностью реактора щ [<зг/г] и плотностью потока нейтронов Ф, обусловливающих деление, можно представить в виде [c.175]

Ядериые реакторы применяются в качестве силовых установок на морских кораблях. Первый 3 мире мирный корабль с ядерной силовой установкой — атомный Л докол Ленин — был построен в Советском Союзе ь 1959 г. [c.333]

Принципиальная схема энерготехнологического комплекса с ядериым реактором [c.403]

Операторы ядериых реакторов постоянно контролируют это воздействие, подвергая бомбардировке образцы стали в активной зоне и последующим испытаниям. Через 20— 40 лет необходимо будет принимать решение, поскольку в корпусе реактора начнут проявляться признаки усталости и владельцам реактора придется [c.200]

Материалы комиссии по атомной энергии США. Ядериые реакторы, Т. 111, Материалы для ядерных реакторов. М., ИИЛ, 1956. [c.418]

Материалы Комиссии но атомной энергии США. Ядериые реакторы, т, П,— Техника ядерных реакторов, ИЛ, 1951, [c.83]

Атомная станция (АС) —комплекс систем, устройств, оборудования и сооружений, включающий ядериый реактор, предиазпачен-ный для безопасного производства теплоты и (или) электрической эпергии. В этот комплекс входят понятия атомная электростанция (АЭС), атомная теплоэлектроцентраль (АТЭЦ), атомная станция теплоснабжения (A T). [c.434]

Воспроизводство делящихся нуклидов в ядериом реакторе характеризуется коэффициентом воспроизводства (КВ), который определяется как отношение количества вновь образующихся делящихся нуклидов к количеству разделившихся. В процессе выгорания ядерного топлива значение КВ меняется, поэтому различают дифференциальный и интегральный КВ. Дифференциальный КВ—это отношение скорости образования делящихся нуклидов к скорости их убыли за определенный момент времени. Интегральный КВ — усредненный за определенный отрезок времени (например, за период эффективной кампании топлива) коэффициент воспроизводства делящихся нуклидов, учитывающий все сопровождающие этот процесс ядерные реакции, включая де- [c.130]

Таблица 7.33. Действие смешанного излучения ядериого реактора на обменную емкость ионитов 4

Измерение температуры в труднодоступных местах н агрессивных средах. 3.9 Измерение температуры в ядериых реакторах [c.426]

Физика ядериых реакторов. Под ред. И. А. Стен-бока. Пер. с англ. М., Атомиздат, 1964. [c.903]

Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядериых реакторов. Пер. с англ. М., Изд-во иностр. лит., 1961. [c.903]

Чтобы выяснить соотношения между параметрами котла, с одной стороны, II свойствами применяемого теплоносителя — с другой, целесообразно изучить идеализированную систему. Например, рассмотрим ядериый реактор, в котором теплоноситель течет по внутренним отверстиям или трубам в реакторе и все потоки жидкости находятся в одинаковых условиях. Чтобы упростить вычисления и получить практически полезные рабочие формулы, мы сделаем ряд допущений, которые, однако, не должны существенно изменить общую картину. Прежде всего примем, что расход мощности па перекачку теплоносителя через реактор может быть рассчитан по формуле [c.127]

Как известно, развиваемое в настоящее время направление по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и окисным уран-плутониевым топливом в стержневых твэлах с покрытием из нержавеющей стали не может обеспечить необходимое время удвоения делящегося материала —6 лет. Причина этого — поглощение нейтронов натриевым теплоносителем и стальным покрытием, смягчение спектра нейтронов кислородом в окисном топливе. При применении гелиевого теплоносителя отпадает необходимость использования стали в качестве защитных покрытий и появляется возможность применения керамического монокарбидного ядер- [c.7]

Ядерная плотность окисного топлива по сравненикг с платностью карбидного и нитридного существенно ниже, а количество легких ядер кислорода, приходящихся на одно тяжелое ядро, равно двум, что является крайне неблагоприятным фактором для топлива реактора-размножителя. Таким образом, окислы урана или сплава уран-плутонии не отвечают всем тре- [c.9]

Твэлы, находящиеся длительное время в активной зоне, облучаются слишком большим интегральным потоком нейтронов, и микротопливо имеет весьма высокие значения относительного выгорания тяжелых ядер (fima), что может привести к разрушению микротвэлов и повышению активности теплоносителя. Твэлы, быстро проходящие активную зону, наоборот, мала выгорают, и их нужно вернуть в активную зону на повторное использование. Таки.м образом, требуется систе.ма возврата невыгоревших твэлов в активную зону реактора со специальной установкой для измерения выгорания топлива в выгружаемых твэлах и сложным перегрузочным устройством. [c.24]

Шаровые твэлы высокотемпературного реактора-размножителя БГР, по сравнению с твэлами реактора ВГР, облучаются в активной зоне на порядок большим интегральным потоком быстрых нейтронов (10 нейтр./см ), имеют на два порядка большую среднюю объемную плотность теплового потока (700 кВт/л) и примерно втрое большую энергонапряженность ядерного топлива (400 кВт/кг) при практически одинаковой глубине выгорания ядерного топлива. Помимо этого, защитные оболочки микротвэлов и конструкционные материалы кассет не могут содержать большого количества легких ядер, смягчающих спектр нейтронов в активной зоне реактора БГР, и, следовательно, толщина защитных оболочек должна быть минималь ной, что затрудняет решение вопросов конструкции. [c.37]

Расчет радиационной защиты начинается с расчета интенсивности и пространственного распределения источников нейтронов и у-квантов деления в активной зоне реактора. При известном распределении этих источников в принципе возможно определение поля излучения во всей защите — поля быстрых, замедляющихся (промежуточных энергий) и тепловых нейтронов, а также картины ослабления в защите у-квантов, образующихся в результате деления ядер. При этом необходимо учитывать также и ослабляющие свойства материалов активной зоны,т. е. практически проводить совместный анализ распределения излучения в защите и в активной зоне. Однако возможен и другой подход — рассмотрение только лищь защиты или ее отдельной [c.7]

Односкоростная модель, рассмотренная выше, предполагает, что распределение источников нейтронов пропорционалоио распределению плотности полного потока нейтронов. На самом деле при делении образуются нейтроны разных энергий, причем энергия нейтронов деления значительно превышает энергию тепловых нейтронов, которые в основном вызывают деление ядер. Односкоростная модель не учитывает диффузию нейтронов в процессе замедления. Это особенно существенно для реактора с отражателем, где пространственное распределение потока может сильно зависеть от энергии нейтронов. Заметнее всего это проявляется в реакторах на тепловых нейтронах. В ряде случаев отражатель может служить основным источником тепловых нейтронов, например когда по техническим условиям невозможно или нежелательно смешивать замедляющий материал, состояший из легких ядер, с горючим. Тогда отражатель изготовляют из замедляющих материалов и замедление нейтронов в основном происходит в отражателе. [c.40]

Пороговое значение энергии нейтрона в образовании смещенного атома для железа составляет 360 эв. Однако привести к образованию смещенных атомов могут и нейтроны меньших энергий в результате их радиационного захвата [46, 47]. При п, у)-реакции энергия, получаемая ядром отдачи после испускания у-кванта, может превысить энергию смещения атома ( 25 эв). Учитывая спектр захватных у-квантов для ядер железа, можно получить, что средняя энергия ядра отдачи составляет примерно 390 эв [48]. Таким образом, в результате п, у)-реакции в железе может появиться свыше 15 смещенных атомов. Поскольку наибольшим сечением радиационного захвата обладают тепловые нейтроны, то самый большой вклад в образование элементарных дефектов в результате ( , у)-реакции вносят именно эти нейтроны. Доля тепловых нейтронов в полном числе образованных элементарных дефектов сильно зависит от доли этих нейтронов в спектре и может быть заметной, если поток тепловых нейтронов на порядок превышает поток надтепловых и быстрых нейтронов. Например, в водо-водяном реакторе она составляет 2—3%, а в графитовом—25—30% [47]. Это верхняя оценка эффекта тепловых нейтронов, поскольку имеются экспериментальные данные [48, 50] о том, что дефекты, создаваемые тепловыми нейтронами, отжигаются несколько [c.70]

В качестве типичного равновесного состава активности теплоносителя, характерного для водо-водяного реактора, обычно указывают состав, представленный в табл. 10.3. Происхождение радиоактивных ядер К не объясняется. Принципиально возможна реакция К (у, л) К , однако порог ее должен составлять 10—12 Мэе. Содержание К в естественной смеси изотопов составляет 93,3%. [c.99]

Определим теперь формулы расчета активности продуктов деления через промежуток времени x = t после остановки реактора (или прекращения процесса деления ядер). В этом случае, р = 0, а следовательно, bi = 0, Aifi= Ai(T, 0). Тогда формулы (13.23) сводятся к виду [c.178]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...