Управление цепной реакцией

Под ядерной безопасностью понимают качество атомной станции, исключающее техническими средствами и организационными мероприятиями возможность возникновения так называемых ядерных аварий, обусловленных прежде всего нарушением контроля и управления цепной реакцией в активной зоне реактора. [c.88]

УПРАВЛЕНИЕ ЦЕПНОЙ РЕАКЦИЕЙ [c.128]

Управление цепной реакцией 129 [c.129]

Несмотря на их небольшое количество, запаздывающие нейтроны совершенно необходимы для обеспечения стабильной работы реактора деления. Для управления цепной реакцией в ядерный реактор вводят элемент (обычно бор или кадмий), сильно поглощающий нейтроны. Этот элемент вводится в виде стержней, длина которых в активной зоне реактора регулируется путем вдвигания и выдвигания так, чтобы мощность реактора оставалась на постоянном уровне. Такое регулирование возможно лишь при том условии, что развитие ядерной цепной реакции во времени происходит достаточно медленно, чтобы, несмотря на г ою неизбежную механическую инерцию, эти управляющие стер ни вовремя оказывались в нужном положении. [c.286]

Регулирование скорости цепных реакций и управление ими в технологических процессах основано на контроле числа активных центров и на согласованности скорости цепной реакции (скорость фронта пламени) со скоростью потока газов. [c.310]

Для практического осуществления стационарно текущей цепной реакции надо уметь этой реакцией управлять. Как мы сейчас увидим, это управление существенно упрощается благодаря вылету запаздывающих нейтронов ири делении. Мы знаем из гл. X, 3, что подавляющее большинство нейтронов вылетает из ядра практически мгновенно (т. е. за время, на много порядков меньшее времени жизни поколения нейтронов в активной зоне), но несколько десятых процента нейтронов являются запаздывающими и вылетают из ядер-осколков через довольно большой промежуток времени — от долей секунды до нескольких и даже десятков секунд. Качественно влияние запаздывающих нейтронов можно пояснить так. Пусть коэффициент размножения мгновенно возрос от подкритического значения до такого надкритического, что К < 1 ири отсутствии запаздывающих нейтронов. Тогда, очевидно, цепная реакция начнется не сразу, а лишь после вылета запаздывающих нейтронов. Тем самым процесс течения реакции будет регулируемым, если время срабатывания регулирующих устройств будет меньше сравнительно большого времени задержки запаздывающих нейтронов, а не очень малого времени развития цепной реакции. [c.576]

Управление протеканием цепной реакции осуществляется обычно регулирующими стержнями из материалов, сильно поглощающих нейтроны. Эти стержни можно полностью или частично вводить в активную зону, параметры которой рассчитаны так, чтобы при полностью вставленных стержнях реакция заведомо не шла. При постепенном вынимании стержня коэффициент размножения k в активной зоне растет и при некотором положении стержней доходит до единицы. В этот момент реактор начинает работать. В процессе работы коэффициент k изменяется в основном в сторону уменьшения за счет загрязнения активной зоны осколками деления. Эти изменения коэффициента размножения компенсируются выдвиганием и, если надо, вдвиганием стержней. На случай внезапного увеличения интенсивности реакции в реакторе имеются дополнительные аварийные стержни, введение которых в активную зону немедленно прекращает реакцию. [c.581]

Основной принцип работы любого ядерного реактора — это, конечно, управление цепной ядерной реакцией, поскольку только в этом случае, можно будет безопасно использовать выделяющуюся ядерную энергию. Хотя вариантов подобного управления цепной ядерной реакцией огромное множество, однако существует всего лишь несколько (не больше двадцати) схем управления, которые заслуживают внимания и годны для экспериментальной проверки. В этой главе будет рассказано об основных типах ядерных реакторов, но прежде полезно сделать несколько общих замечаний. [c.71]

Ввиду необходимости достаточно сложного управления режимом останова и расхолаживания блока даже после прекращения цепной реакции на каждом блоке АЭС по требованиям ядерной безопасности организуется резервный щит управления (РЩУ), который предназначен для проведения операций по останову блока в ситуациях, при которых осуществить эти операции с блочного щита управления (БЩУ) не представляется возможным (например, при пожаре на БЩУ). Резервный щит управления размещается в специальном помещении, отделенном от БЩУ огнестойким ограждением или отстоящем от него на некотором расстоянии, но так, чтобы доступ к нему мог быть обеспечен беспрепятственно и за минимальное время. Управление технологическими системами, необходимыми для останова [c.141]

Для поддержания реактора в критическом режиме избыточное число нейтронов, образующихся при каждом акте деления, должно быть удалено из цепной реакции. Часть нейтронов теряется вследствие утечки из активной зоны, часть —поглощается конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, а также продуктами деления урана, в частности ксеноном Хе. Определенная часть нейтронов поглощается находящимся в тепловыделяющих элементах изотопом урана в результате чего образуется вторичное ядер-ное горючее — плутоний 2з Pu. Оставшиеся избыточные нейтроны поглощаются стержнями управления и защиты, а также вводимой в теплоноситель некоторых типов реакторов борной кислотой, используемой для их регулирования. С учетом этого общая реактивность реактора является алгебраической суммой ряда составляющих, определяемых каждым из этих процессов. Влияя на эти составляющие (например, путем перемещения регулировочных стержней, изменения концентрации борной кислоты и пр.), можно увеличить реактивность до некоторого максимального в данный момент значения. В этом смысле говорят о запасе реактивности. Для поддержания реактора в критическом состоянии по мере выгорания ядерного горючего в процессе рабочей кампании реактора постепенно выдвигают из активной зоны регулировочные стержни и уменьшают концентрацию борной кислоты в теплоносителе. При этом запас реактивности уменьшается. [c.152]

Ядерная авария — потеря управления ядерной цепной реакцией в реакторе либо образование критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении ядерного топлива, при монтажных или ремонтных работах на реакторе, приведших к опасному облучению людей и (или) повреждению твэлов сверх допустимых пределов. [c.439]

Запасы, коэффициенты и эффекты реактивности при возможных изменениях количества, плотности и температуры компонентов активной зоны и теплоносителя, а также скорость и изменения реактивности системой управления и защиты и ее надежность должны при всех мыслимых условиях гарантировать возможность гашения цепной реакции и исключать рост мощности с малым периодом удвоения. [c.185]

Однако, как нам известно, часть нейтронов уходит из реактора в окружающее пространство. Полностью пресечь это бегство нейтронов не удается, его можно лишь уменьшить, увеличивая размеры реактора. Однако это связано с рядом трудностей, в то же время количество необходимого урана возрастает при этом до десятков тонн, а графита — до тысяч тонн. Нужны были какие-то другие способы борьбы с рассеиванием нейтронов. Одним из таких очень простых способов оказалось использование так называемых отражателей нейтронов. Подобно тому как обычное зеркало отражает световые лучи, так и слой отражателя, окружающий реактор со всех сторон, отражает большую часть нейтронов. Благодаря этому мол<но существенно уменьшить размеры реактора и количество урана примерно до 40 т, а графита — до 800 т. Очевидно, что если пустить цепную реакцию на самотек, то, раз начавшись, она развивалась бы дальше лавинообразно. Такой характер ее протекания грозил бы, естественно, катастрофой. Поэтому необходим какой-нибудь регулятор. Для управления ходом цепной реакции применяют контрольные кадмиевые стержни или стальные стержни с примесью бора. Как кадмий, так и бор интенсивно поглощают нейтроны. Поэтому при погружении контрольных стержней внутрь реактора сразу падает интенсивность протекания цепной реакции. Очевидно, что осуществление такой регулировки вручную было бы делом трудным и малонадежным. Реакция на все изменения в нормальной работе реактора долл<иа быть чрезвычайно быстрой, а потому здесь обязательна автоматизация. [c.139]

Управление ядерным реактором. Реактором называется устройство, в котором поддерживается управляемая цепная реакция. Существует много разновидностей реакторов, различающихся по рабочим энергиям нейтронов, по материалам замедлителя, по назначению. [c.220]

В течение 8-9 июня были проведены окончательные испытания системы управления ядерной реакцией в котле и производилась дальнейшая загрузка котла -реактора ураном. 10 июня в 19 часов после закладки в котел 72,6 тонн урана (по проекту полная загрузка реактора рассчитывалась в количестве 120-150 тонн) и после включения в технологические каналы воды, играющей роль охладителя, в реакторе началась цепная ядерная реакция. [c.451]

Серьезного внимания требует создание автоматической системы управления работой реактора. На первой советской атомной электростанции управление работой реактора на заданном уровне мощности производится автоматически. Специальный пульт управления имеет все необходимые приборы, чтобы следить за положением регулирующих стержней, за ходом цепной реакции, температурой воды в любом канале и свойствами пара. Для замены стержней имеются два подъемных крана, управляемых дистанционно из хорошо изолированной кабины. [c.183]

Таким образом, хотя коллапсы и представляют собой необратимые процессы, эти процессы весьма своеобразны они протекают абсолютно спонтанно и не поддаются управлению извне, если иметь в виду только отдельные элементарные акты. Возникает вопрос можно ли в принципе рассуждать о каких-либо формах управления квантовыми коллапсами Определенную надежду на положительный ответ дает пример цепной реакции в атомном реакторе. Ведь эта реакция тоже построена на элементарных квантовых переходах, каждым из которых управлять нельзя. Но если управлять вероятностями переходов, то они, будучи умноженными на большое число участников процесса, автоматически становятся соответствующими макроскопическими переменными ядерной кинетики. После этого управление становится возможным. Итак, для управления нужно иметь много участников процесса. [c.289]

Для управления реакторами всех типов и защиты от неуправляемой цепной реакции деления применяются стержни, изготовленные из материалов, содержащих бор, который обладает свойством сильного поглощения нейтронов. [c.529]

Если вы слишком сильно держитесь за руль и вообще напряжены при вождении, вы становитесь причиной одиннадцати нежелательных эффектов. Возможно, вы встретитесь со всеми ними в одном повороте. ПИС №2 запускает цепную реакцию неправильных действий. Располагайтесь поудобнее, тогда ваша посадка облегчит вам управление байком. Вам не нужно сражаться с самим собой. Используйте подножки при смене посадки на мотоцикле. Это сведет к минимуму воздействие на руль, [c.77]

Включены были все приборы, сигнализирующие о радиационной опасности. Проверена исправность системы управления и защиты... Извлекли два аварийных кадмиевых стержня из реактора и оставили их во взведенном состоянии достаточно было нажать на кнопку, и они упали бы в вертикальные каналы реактора и погасили цепную ядерную реакцию. [c.208]

Для более эффективного изучения вопросов прохождения цепных ядерных реакций в направленных электромагнитных полях и управления формируемым при этом кинетическим процессом образования зарядового и нейтронного потоков в конце четвертой части отдельно выделено Приложение 4. Различным проблемам ядерной физики, включая вопросы о свойствах ядер, радиоактивности, моделях ядерных оболочек, ядерных взаимодействий, посвящены многочисленные [c.13]

На рис. 87 представлена конструкция автомата для покрытия, в котором подвесочные приспособления перемещаются по ваннам горизонтальным цепным конвейером, снабженным двумя гидравлическими цилиндрами для подъема и поворота их, с электроавтоматическим управлением. Ванны автомата расположены и-образно, в порядке последовательности технологических операций. Над ваннами, вдоль их осевой линии, натянута цепь с толкателями, которые передвигают подвесочные приспособления с изделиями по круглой штанге. Звездочки конвейера укреплены на мосту. При переносе изделий из ванны в ванну мост со звездочками и штангами, расположенными над стыками ванн, поднимается в крайнее верхнее положение. Подвески, висящие на отрезках штанг, извлекаются из ванн, перемещаются на один шаг и опускаются в следующую ванну. Подъем и опускание моста и поворот приводной звездочки производятся масляными цилиндрами. Масло нагнетается в цилиндры под давлением с помощью лопастного насоса. Реакции от сил и моментов, действующих в продольном и вертикальном направлениях, воспринимаются стальными канатами, которые прикреплены к цилиндру подъема и к колоннам моста. Канаты движутся по блокам конструкции и несут на себе четыре противовеса, уравновешивающих мост. Мост при подъеме и опускании движется по прикрепленным к его колоннам направляющим с помощью двух пар роликов. [c.240]

Для управления цепной реакцией в тепловых энергетических реакторах применяется в основном тот же метод выдвижных стержней, который использовался в реакторе Ферми. Конечно, реактор тепловой электростанции требует гораздо большего количества регулирующих стержней, и поэтому их движение направляется и регулируется в современных реакторах с помощью ЭВМ. В дополнение к обычным регулирующим стержням предусмотрено вдвигать аварийные стержни, которые можно очень быстро вставлять в реактор для его укрощения в аварийных ситуациях. Для запуска реактора необходимо в принципе лишь выдвинуть регулирующие стержни на требуемое расстояние. Однако с целью более устойчивого управления концентрацией нейтронов реактор обычно снабжается одним или более искусственными источниками нейтронов, соответетвую- [c.81]

Оборудование СУЗ включает в себя большое количество единиц механического, электротехнического, электронного и другого оборудования, взаимодействуюш,его друг с другом по сложным схемам. Между тем функции СУЗ — контроль мощности (интенсивности цепной реакции), управление цепной реакцией, аварийное гашение цепной реакции являются решающими для надежного и безопасного производства энергии. Поэтому пуск реактора при нарушении, даже частичном, этих функций недопустим. [c.364]

В соответствии с Общими положениями обеспечения безопасности атомных электростанций при проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС считается безопасной, если обеспечена защита персонала от внешнего и внутреннего облучения, а окружающей среды — от загрязнения радиоактивными веществами в пределах допустимых норм как в случае длительной стационарной эксплуатации, так и в аварийных ситуациях. На основании этого определения в основу понятия безопасности АЭС положена радиационная безопасность для персонала АЭС и населения, проживающего на окружающей территории. Но наибольшую радиационную опасность АЭС представляет при ядерных авариях, т. е. при таких авариях, когда из-за потери контроля и управления цепной реакцией уровни иопи-зир.ующих излучений превышают те, иа которые рассчитана защита. Это приводит к облучению персонала дозами выше предельно допустимых либо твэлы повреждаются выше расчетного предела, что приводит к выбросу из них радиоактивности в контуры ЯППУ и за их пределы и, следовательно, к внешнему и внутреннему облучению персонала, а также к загрязнению радиоактивными веществами окружающей среды. Как отмечалось (см. пояснение к 29.1), в твэлах сосредоточена подавляющая часть радиоактивных веществ, поэтому аварии с разрушением твэлов могут привести к наиболее тяжелым радиационным последствиям. По этим причинам для обеспечения безопасности АЭС оснащаются техническими средствами, делающими невозможным возникновение ядерных аварий в любых предвидимых ситуациях, ограничивающими повреждение твэлов в аварийных ситуациях и предотвращающими распространение радиоактивных продуктов за пределы АЭС при нарушении герметичности контуров ЯППУ и повреждениях твэлов. [c.426]

Указанные в этом параграфе организационные меры обеспечивают проведение ядерноопасных работ без возникновения ядерно-опасного режима и исключают возникновение ядерной аварии, т. е. потерю управления цепной реакцией в реакторе, либо образование критической массы при перегрузке, транспортировке и хранении тепловыделяющих сборок, приведение к потенциально опаснсыу облучению людей или к повреждению твэлов сверх допустимых преде-Л0В ( 2.13 ПБЯ-04-74). [c.431]

Управление цепной реакцией состоит в том, чтобы регулировать скорость V цепной реакции, т. е. число актов деления ядер в веществе за единицу времени. Помимо коэффициента размножения нейтронов скорость цепной реакции зависит от среднего времени т между двумя последовательными актами деления среднее время жизни одного токоленияУ) нейтронов). [c.492]

Управление первыми реакторами производилось при помощи специальных стержней, сделанных из материалов, сильно поглощающих тепловые нейтроны (кадмий, бор). При введении стержней в область, занятую решеткой активная зона), цепная реакция прекращалсь из-за сильного поглощения тепловых нейтронов кадмием или бором. [c.385]

Основной принцип атомной бомбы ни для кого не секрет, и мы уже упоминали о нем в связи с рассмотрением проблемы критичности. По существу, необходимо соединить два (или более) куска делящегося вещества, массы (размеры) которых порознь являются подкрити-ческими (не способными инициировать цепную реакцию), но вместе составляют надкритическую массу (вызывают ядерный взрыв). Чтобы произошел ядерный взрыв, нужно очень быстро соединить оба этих куска, поскольку, если сближение подкритических масс делящегося вещества будет происходить слишком медленно, начавшаяся цепная реакция может привести лишь к следующему (рис. 19). Делящееся вещество начнет оплавляться и примет подкритическую форму (размеры), которая позволяет высвобождаться из общей массы слишком большому количеству нейтронов, и начавшаяся цепная реакция не сможет развиться. Для быстрого сближения кусков делящегося вещества с подкри-тическимн массами можно использовать обычное взрывчатое вещество (примерное устройство такой атомной бомбы представлено далее). Другой способ быстрого объединения подкритических масс связан с тем, что их располагают в непосредственной близости друг к другу, разделяя лишь тонким слоем вещества, сильно поглощающего нейтроны. Ядерный взрыв такой бомбы осуществляется (с помощью дистанционного управления) резким удалением поглотителя или вводом источника [c.64]

Защитные системы безопасности — системы, предназначенные для предотвращения или ограничения повреждений ядер-ного топлива, оболочек тепловыделяющих элементов, первого контура и аварий, вызванных нарушением контроля и управления цепной ядерной реакцией деления в активной зоне реактора, а также нарушением теплоотвода от твэлов, К защитным системам относятся системы аварийной защиты реактора и системы аварийного охлаждения. [c.106]

Управление реактивностью путем перемещения механических исполнительных органов применяется во всех энергетических реакторах. По назначению эти органы (называемые стержнями) подразделяют на регулирующие, компенсирующие н аварийные. Компенсирующие стержни имеют значительную реактивность и предназначены для компенсации медленных изменений реактивности, вызванных выгоранием топлива или сменой мощности реактора, а также для выравнивания поля энерговыделения. Регулирующие стержни имеют малую эффективность (до р-доли запаздывающих нейтронов), но больщую скорость перемещения и предназначены для компенсации небольших возмущений. Аварийные стержни обычно находятся вне активной зоны и быстро вводятся в нее, внося значительную отрицательную реактивность в аварийных ситуациях, требующих немедленного прекращения цепной реакции. В некоторых реакторах одни и те же регулирующие органы выполняют две или три функции. [c.130]

Пусконаладочные режимы. Они проводятся после окончания строительства и монтажа блока перед сдачей его в нормальную эксплуатацию. Пусконаладочные работы, но в уменьшенном объеме, могут проводиться также после ремонтов и реконструкции блока. Особенно значительный объем работ в пусконаладочных режимах проводится на головных энергоблоках серии. Задачей системы управления в этих режимах является в основном сбор информации о правильности функционирования всех технологических систем. На головных блоках для этого иногда устанавливаются дополнительные средства контроля, позволяющие глубже проанализировать работу технологического оборудования. Особенное внимание уделяется физическому пуску, когда в реактор загружается топливо и начинается цепная реакция. При этом нейтронный поток очень мал и мощность, выделяемая при делении топлива, исчисляется долями ватта. Однако достаточно дополнительно загрузить в реактор одну тепловыделяющую сборку или незначительно переместить регулирующие органы, чтобы вызвать разгон реактора с малым периодом. Поэтому при физическом пуске больщое внимание уделяется контролю нейтронного потока. При самом первом пуске данного реактора, когда начальный нейтронный фон в реакторе мал, применяется специальная аппаратура первого пуска, датчики которой максимально приближаются к активной зоне или вносятся внутрь ее. При повторных пусках реактора задача контроля упрощается, так как в реакторе все время присутствуют нейтроны, образующиеся за счет реакции выделяющихся из накопившихся продуктов деления у-квантов с ядрами материалов активной зоны. При физическом пуске наряду с контролем включена аварийная защита, осуществляющая введение отрицательной реактивности при уменьшении периода ниже заданного значения (обычно 10—20 с). [c.137]

Пусковые режимы. В этих режимах в реакторе начинается цепная реакция и производится постепенный подъем его мощности и теплотехнических параметров вплоть до включения турбогенератора в сеть и набора электрической мощности. Эти режимы характеризуются больщим количеством переключений в технологических схемах (закрытие и открытие задвижек), включением и отключением насосов. С точки зрения управления эти режимы являются наиболее сложными, так как требуется контролировать большое число параметров и осуществлять множество операций по управлению за короткое время (до 400 операций/ч). Основная часть этих операций осуществляется дистанционно, но в новейших системах они поручаются автоматическим устройствам. Разрабатываются системы управления, в которых эти режимы будут управляться электронно-вычислительными машинами. Во все время пуска осуществляется контроль нейтронного потока в реакторе. В некоторых случаях применяются специальные регуляторы автоматического пуска (автопуск), которые воздействуют на исполнительные органы реактора, вывода его от начального до заданного уровня нейтронного потока. Как и в других режимах, должны быть задействованы системы аварийной защиты, обеспечивающие остановку реактора при снижении периода и (на значительных уровнях мощности) при превышении нейтронным потоком заданного значения. Кроме того, в режимах пуска должны быть задействованы технологические защиты, останавливающие блок или его механизмы при недопустимых отклонениях технологических параметров. [c.138]

Система управления и защиты Я. р. (СУЗ) включает в себя след, подсистемы оперативного регулирования, управляющую относительно небольшой (десятые доли Р) положит, и отрицат. реактивностью, достаточной для обеспечения необходимых переходных режимов подсистему аварийной зашиты, быстро вводящую по сигналу о выходе технол. параметров за допустимые пределы большую (неск. Р) отрицат. реактивность и останавливающую цепную реакцию подсистему компенсации, сравнительно медленно вводящую положит, реактивность для компенсащ1и её снижения как за счёт температурных эффектов, так и из-за выгорания ядерного горючего и накопления осколков. Изменение реактивности в нужную сторону осуществляется движением регулирующих стержней по показаниям следящих за мощностью иокизац. камер и др. технол. датчиков. Управление Я. р. может осуществляться в авто-матич. и ручном режимах. [c.683]

Для РУ эволюционных проектов ВВЭР-1000 (В-392) и ВВЭР-640 основное внимание направлено на обеспечение надежного прекращения цепной реакции деления в аварийных ситуациях за счет пассивных средств и внутренне присущих реактору свойств, а также надежного и длительного пассивного охлаждения остановленного реактора, удержание и охлаждение расплава активной зоны. С этой целью осуществляют функциональное и пространственное разделение систем защиты, дублирование и резервирование систем обеспечения безопасности, увеличивают запас воды в корпусе и первом контуре. Используют пассивные устройства и системы безопасности, учитывающие возможность длительного перерыва в энергоснабжении двойную защитную оболочку, рассчитанную на внутреннее давление (стальную) и внешние воздействия (бетонную). ВВЭР-640 имеет пониженную энергонапряженность активной зоны (65,4 кВт/л), увеличенную эффективность механических систем управления и защиты (СУЗ), выгорающие поглотители, организованный вокпуг корпуса бассейн-выгородку с водой для аварийного отвода теплоты, систему аварийного охлаждения активной зоны с увеличенным запасом воды и систему пассивного отвода теплоты с эффективными водо-водяными теплообменниками. [c.129]

В активной зоне (АЗ) происходит цепная реакция деления ядер. АЗ пространственно-гетерогенного реактора состоит из тепловыделяющих элементов, замедлителя, теплоносителя, внутрикор-пусных устройств и органов управления и защиты реактора. [c.135]

В целях обеспечения безопасной работы реактора предусмотрены системы и средства заглушения цепной реакции, управления полем нейтронов, охлаждения активной зоны при отказах отдельных систем и узлов. Системы управления, контроля, сигнализации, защит, блокировок и автомщ-ического регулирования обеспечивают выполнение этих условий в результате соответствующего выбора схем и параметров оборудования и управляющих воздействий, а также резервирования каналов этих систем. [c.144]

По истечении 1 с получаем п яй 150ло. Таким образом, каждую секунду мощность реактора увеличивается в 150 раз. Это слишком быстрый рост мощности. Управление реактором невозможно, если развитие цепной реакции определяется только мгновенными нейтронами деления. [c.290]

ЛИШЬ ОДИН необходим для поддержания цепной реакции. Остальные 1,5 нейтрона могут быть захвачены ядрами и создать 1,5 ядра Ри. В специальных бридерных [воспроизводящих) реакторах коэффициент воспроизводства ядерного горючего превышает единицу. В активную зону бридерного реактора помещается сплав урана, обогащен-його изотопом С тяжелым металлом (висмут, свинец), мало поглощающим нейтроны. Замедлитель в таких реакторах отсутствует. Управление реактором производится автоматизированным перемещением отражателя или изменением массы делящихся веществ. [c.494]

Хотя реактор типа Феб в принципе аналогичен по устройству графитовым ядерным реакторам атомных электростанций и подлодок, требование максимального уменьшения веса и размеров при одновременном резком повышении мошности, а также особенности применения реактора в ядерном ракетном двигателе радикально меняют конструкцию реактора. Эти различия связаны с конструкцией активной зоны, системой подачи рабочего вешества-охладителя, конструкцией отражателя нейтронов, системой регулирования мошности. В частности, например, регулирование мошности реактора, которое необходимо в очень широком диапазоне, осуществляется с помощью регулирующих стержней из вещества, хорошо поглощающего нейтроны, например сплава с большим содержанием бора, как это делается и в обычных реакторах, но вместо обычного погружения стержней в реактор для замедления цепной реакции и соответствующего уменьшения мощности в реакторе Феб вращающиеся бериллиевые стержни поворачиваются так, что часть их поверхности с нанесенным нейтронопоглощающим веществом (бороалюминиевый сплав) обращается внутрь активной зоны. Таких стержней предусмотрено 12, их поворот осуществляется с помощью пневматического привода, управляемого электросигналами автоматической системы управления и регулирования эта же система обеспечивает возможность остановки и повторного запуска реактора, которые, кстати сказать, должны выполняться гораздо быстрее, чем в обычных стационарных реакторах если обычные реакторы включаются в течение нескольких дней, а то и недель, то ракетный — в считанные секунды. [c.666]

Для управления работой реактора, т. е. для управления процессом деления ядер урана-235, в активной зоне реактора имеются горизонтальные каналы, куда вдвигают или выдвигают так называемые регулирующие стержни, изготовленные из кадмия, бористой стали или других веществ, которые д адно поглощают нейтроны. Если такие стержни вдвинуть в реактор, то они начнут поглощать часть нейтронов, образующихся в реакторе. В результате этого уменьшается доля нейтронов, вызывающих деление ядер урана-235, и ценная реакция в реакторе замедляется. Таким образом, вдвигая или выдвигая регулирующие стержни, можно з меньшать или увеличивать количество нейтронов, идз щих на поддержание цепной ядерной реакщш, т. е. управлять работой атомного реактора. При этом регулировка работы реактора произ- [c.93]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...