Управление ядерными реакторами

Так как инертный газ будет находиться в ядерном реакторе весьма непродолжительное время, а теплопроводность газа очень мала, то, чтобы нагреть, его нужно пропустить через какое-то пористое вещество, имеющее температуру реактора. Технически осуществить это еще очень сложно, потому что с повышением температуры управление ядерным реактором становится все более затруднительным и возникает опасность взрыва ракеты. И к тому же существующие конструкционные материалы— жаропрочные металлы и сплавы — не позволяют поднять температуру в реакторе выше температуры горения обычных химических топлив. [c.190]

П. ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ УПРАВЛЕНИЯ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ [c.122]

Наиб, простой способ регистрации осколков и их пространств, распределений — по дефектам образованных осколками в приповерхностных слоях нек-рых твёрдых прозрачных материалах (см. Диэлектрический детектор). Т. к. эффективность у камер деления низкая, они используются для детектирования интенсивных потоков нейтронов, напр. в системах управления ядерными реакторами. [c.280]

Управление ядерными реакторами 259 [c.259]

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМИ РЕАКТОРАМИ [c.259]

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]

Имеем отсюда к(3 = О, 0075, а значит к = 1, 0075. В этих условиях, когда плотность нейтронного потока растет медленно, становится вполне реальным механическое управление ядерным реактором. [c.524]

Третьей перспективной областью широкого применения горячего газа являются системы управления ядерными реакторами. В настоящее время для этой цели используются электрические и гидравлические системы управления. Однако в некоторых случаях, например в паровом реакторе, имеется готовый источник горячего газа высокого давления. [c.506]

Можно получить полезную информацию о реакторе, изучая его поведение при малых возмущениях реактивности. В частности, по поведению при синусоидальном характере возмущений можно сделать заключение об устойчивости реактора, работающего на мощности. Характеристики поведения реактора выражаются затем с помощью передаточных функций, которые будут определены ниже. Изучение передаточных функций реактора, как экспериментальное, так и теоретическое, имеет большое значение в связи с проблемой управления ядерными реакторами. На первом этапе изучения этого аспекта динамики реакторов будет рассматриваться поведение системы, работающей на очень низкой (или нулевой) мощности, при небольших колебаниях реактивности. Определение и использование передаточных функций описано в разд. 9.5.1 и далее. [c.384]

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]

Ранее об альфа-частицах и протонах уже говорилось как о возможных продуктах различных ядерных реакций. А не могут ли они возникнуть и при распаде ядер-осколков На первый взгляд это кажется невозможным, поскольку излучение альфа-частицы или протона ядром-осколком, содержащим избыток нейтронов, увеличивает, а не уменьшает этот избыток Однако некоторое количество альфа-частиц, несомненно, присутствует в ядерных реакторах, работающих на уране или плутонии, так как эти элементы подвергаются медленному радиоактивному распаду, сопровождающемуся испусканием альфа-частиц 32. Кроме того, альфа-частицы могут образовываться в результате ядерных реакций в реакторе, при которых нейтрон поглощается легким ядром, а не ядром урана. Одной из таких реакций, которую и на самом деле используют для управления реактором, является захват нейтрона ядром бора-10, которое затем делится на ядро лития-7 и альфа-частицу (ядро гелия-4) [c.57]

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]

Применения в реакторных исследованиях. Глубокое понимание процессов динамики чрезвычайно важно прежде всего для обеспечения надежности и безопасности установки. При этом для ядерного реактора первостепенным является правильное определение модели и коэффициентов внутренней обратной связи по реактивности, обусловленной изменениями температуры, плотности и т. п. [101]. Специалисты в области управления используют результаты такого определения при анализе устойчивости рабочих режимов установки и проектировании внешней системы автоматического управления (САУ). [c.169]

Характеристика объекта управления. На рис. 6.78 показана упрощенная технологическая схема атомного энергоблока мощност зю 600 МВт. Энергоблок состоит из ядерного реактора на быстрых нейтронах, трех теплообменников, трех парогенераторов и трех турбин с электрогенераторами. Теплота, ге- [c.486]

ПГТУ, состоящие из турбины, компрессора с впрыском воды, камеры сгорания или высокотемпературного ядерного реактора, холодильника-конденсатора, систем управления и контроля ИТ. д., могут быть собраны в виде самостоятельных агрегатов и применены в качестве двигателей для привода компрессоров (нагнетателей) газа (воздуха), поступающего в технологический аппарат (высокотемпературный теплообменник, ядерный или химический реактор). Но возможен и другой вариант применения, когда парогазотурбинный двигатель включается в общий контур с технологическим аппаратом (теплообменником, реактором). [c.102]

Реконструкция доменных печей для работы по новой технологии должна сопровождаться дальнейшей автоматизацией управления доменным процессом. На мощных доменных печах управление должно осуш ествляться с помощью трех ЭВМ одна ЭВМ должна управлять системой загрузки, вторая — системой высокотемпературного ядерного реактора и энергоустановками ж третья — дозировочным оборудованием. Необходимо также предусмотреть возможность управления процессом с центрального пульта как в автоматическом, так и в полуавтоматическом режиме. [c.110]

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]

Как энергетический аппарат ядерный реактор является лишь генератором тепловой энергии определенных параметров, получаемой за счет деления ядер атомов урана и плутония. Эффективность преобразования этой тепловой энергии на АЭС в электрическую определяется выбором параметров, совершенством теплогидравлической и электрической схем АЭС, техническим совершенством и надежностью ее оборудования, средств управления и контроля и пр. [c.133]

При правильной эксплуатации реактора большое значение для увеличения средней глубины выгорания всей активной зоны имеет качество системы регулирования и состав технических средств СУЗ, позволяющих обеспечивать необходимую объемную равномерность нейтронного потока, что также зависит и от действий эксплуатационного персонала, непосредственно осуществляющего управление работой реактора. С этой целью современные реакторы имеют развитую систему управления и контроля, снабжены необходимыми средствами контроля и корректировки ядерно-физических процессов, протекающих в активной зоне реактора. [c.451]

Хотя число запаздывающих нейтронов невелико, они имеют громадное значение для управления работой ядерных реакторов. [c.112]

Для предотвращения действия излучения принимаются многочисленные меры предосторожности. Специальная аппаратура немедленно сигнализирует о малейших следах радиоактивных веществ или об опасной дозе излучения в зоне работы обслуживающего персонала. Применение дистанционного управления позволяет сократить до минимума опасность работы на ядерных реакторах. Наконец, медицинские работники постоянно следят за обслуживающим персоналом и процент жертв при всякого рода несчастных случаях в атомной промышленности не превышает соответствующего процента в других отраслях промышленности. Техника безопасности аналогична обычным мерам техники безопасности на любом другом производстве. [c.134]

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]

Особое значение придается в книге развитию теории нейтронной и зарядовой кинетики в ядерных электрогенераторах. Более подробно с кинетикой ядерных реакторов можно познакомиться, например, по работам [65, 73, 83, 107, 161, 280, 349, 358, 370]. Кого волнуют задачи по кибернетической физике и вопросы по целенаправленному управлению физическими процессами, можно направить к специальной литературе, включаюш ей, например, следуюш ие издания [7, 58-60, 129, 130, 180, 278, 305, 427]. [c.14]

Опасность для здоровья, связанная с этой операцией, аналогична опасности при работе с Ра и его продуктами распада или при радиации, возникающей во время работы ядерного реактора. Во избежание несчастных случаев, необходимо тщательное наблюдение над работающим персоналом, введение дистанционного управления и защита. [c.326]

В последнее время большое внимание уделяется изучению конвективного теплообмена при нестационарном режиме. Интерес к этой проблеме возник главным образом в связи с задачами регулирования и управления теплообменными аппаратами, работающими с высокими тепловыми нагрузками. В качестве примера можно назвать ядерный реактор. Управление реактором требует знания его характеристик не только при стационарном, но и при переходных режимах (пуск, остановка, изменение мощности), а также режимах, возникающих при авариях (например, уменьшение или прекращение подачи теплоносителя вследствие повреждения насоса). Одним словом, важно знать поведение аппарата в динамике. Естественно, что для этого необходима разработка методов расчета процессов теплообмена в каналах системы охлаждения реактора при нестационарных режимах. [c.353]

Внедрение рассмотренных здесь систем управления в электронно-лучевые сварочные установки дает возможность удобно встраивать последние в единые, хорошо согласованные системы линий непрерывного изготовления ТВЭЛов для ядерных реакторов, что подтверждено практикой. Такие системы управления легко модернизируются и без больших трудозатрат могут быть оборудованы другими аналогичными контроллерами. [c.450]

Радиоактивные излучения при ядерных реакциях весьма вредны для человеческого организма. Поэтому активный объем ядерного реактора ограждается толстыми (1,5—2 м) бетонными стенами 4. Воздух в помещении реактора может оказаться зараженным биологически вредными радиоактивными веществами. Для удаления этого воздуха на атомных электрических станциях устанавливают высокие вентиляционные трубы. Теплоноситель также приобретает радиоактивные свойства, поэтому для безопасности работы персонала на атомных электрических станциях должны быть применены особо надежные защитные и проти-воаварийные устройства. В этих же целях на а+омных электростанциях широко применяют автоматизацию и дистанционное управление процессами. Особое внимание обращается на безопасность персонала при выполнении ремонта. [c.466]

Радиационная стойкость смазочных масел и гидравлических жидкостей. Практические аспекты влияния излучения высокой энергии на смазочные масла и гидравлические жидкости относятся главным образом к ядерным реакторам. В стационарном энергетическом реакторе, в ядер-ных силовых установках таких транспортных средств, как подводные и надводные суда, можно обеспечить оптимальную защиту, поэтому применительно к смазочным материалам или жидкостям проблема радиационной стойкости возникает только в тех случаях, когда они находятся вблизи активной зоны. Такие условия имеют место в циркуляционных насосах теплоносителя, загрузочных, разгрузочных и обслуживающих механизмах реактора, механизмах управления регулирующими стержнями и в оборудовании для обнаружения неисправных тепловыделяющих элементов. Требования к смазке для этих систем были рассмотрены Фревингом и Скарлетом [10], а также Хаусманом и Бузером [14]. Механизмы второго контура (насосы, турбины и генераторы) в большинстве случаев располагаются таким образом, что доза облучения уменьшается на 3—6 порядков (табл. 3.3). [c.126]

Регулятор теплового потока с механическим управлением параметров парового потока используется для термостатирования скафандра [34]. Управление изменением объема сильфона с неконденсирующимся газом применяется для регулирования электрической мощности термоэлектрических генераторов [68]. Использование электрического поля для этих целей позволяет интенсифицировать процессы охлаждения и термостабилизации электронных или полупроводниковых приборов, работающих при высоких напрял<ениях [69]. Управляемые магнитным полем ТТ успешно используются в энергетических контурах ядерных реакторов [40]. [c.60]

Перспективны Н. г. на основе мощных линейных ускорителей протонов и дейтронов на энергии 1 — 1,6 ГзВ с током 0,1 — 1 А. В мишенях таких Н. г, реализуются ядерные реакции расщепления дейтрона на протон и нейтрон, к-рые дают высокий выход нейтронов и возможность управления их потоками. Напр., при токах протонов 100 мА энергии 1 ГэВ на мишенях из РЬ, Bi, и генерируются потоки нейтронов до 10 i с"1. Н. г. типа предполагается использовать для исследования радиационной стойкости материалов, иссле-дованш в области ядерной физики и химии. Обсуждаются возможности их применения с мишенями из делящихся материалов для получения ядерного горючего ( Ро, и) в пром. масштабах. Мощные Н. г. предполагается также использовать для перевода долгоживущих радионуклидов, содержащихся в отходах ядерных реакторов, в короткоживущпе (т р а н с мутация), для наработки трития (через мишень, содержащую отходы, прокачивают жидкий Li), а также для получения трансурановых элементов (напр., f). [c.283]

ТВС ядерных реакторов гетерогенного типа классифицируют по функциональному признаку (испарительные, пароперегре-вательные, зоны воспроизводства и др.) по назначению [рабочие, рабочие с размещением элементов системы управления и защиты (СУЗ), измерительные, экспериментальные], по конструкции (кассетного, канального типа, с кожухом, без кожуха, с интенсификаторами теплообмена, с дистанционирующими элементами по длине активной зоны и без них, с дроссельными устройствами и без них), по геометрической форме (сечение в плане) (шестигранные, квадратные, круглые, многогранные и др.), по форме твэла (с гладкостержневыми, профильными, кольцевыми, пластинчатыми, шаровыми, блочными твэла-ми), по наличию поглощающего материала и твердого замедлителя, по размещению топлива (с профилированием по содержанию делящегося материала по длине твэла и по сечению сборки и без профилирования). [c.85]

На современном этапе развития ЯЭ происходит перераспределение интересов к различным ядер-ным энергетическим установкам (ЯЭУ), прежде всего из-за влияния фактора безопасности. Исследования показали, что концепция внутренней безопасности ядерных реакторов легче реализуется для блоков средней и малой мощности вследствие, в частности, возможности снижения энергонапряженности активной зоны. Одновременно для этих энергоблоков легче реализовать принцип модульности конструкции, упростить системы управления, защиты и безопасности. У них мало количество запасенной теплоты и радионуклидов Оценки показывают, что и по экономическим показателям АЭС малой и средней мощности могут конкурировать с традиционными крупными АЭС [14]. [c.130]

Точка плавления бериллия 1280° С. Еще более высокую точку плавления имеет окись бериллия (2530° С), которую также можно использовать в реакторах. В качестве материалов для охлаждения ядерных реакторов юпользуют воду, тяжелую воду, различные газы и металлы, для управления работой реактора — бор и кадмий, для изготовления конструктивных элементов — нержавеющую сталь, алюминий, цирконий, бериллий. [c.74]

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]

Электрическая схема управления движением органов СУЗ должна обеспечивать автоматический ввод поглотителей в ядерный реактор после срабатывания АЗ в соответствии с заданной программой и исключать возможность извлечения органов компенсации или регулирования прн неизвлеченных органах АЗ., [c.422]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...