Реакторы с водой в качестве теплоносителя и замедлителя

РЕАКТОРЫ С ВОДОЙ В КАЧЕСТВЕ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ И ЗАМЕДЛИТЕЛЯ [c.430]

Фиг. 223. Схема реактора с водой в качестве теплоносителя и замедлителя.

Реакторы с водой в качестве теплоносителя и замедлителя [c.431]

В настоящее время атомные электростанции с реакторами, типа ВВЭР-получили распространение во многих странах мира. Использование обычной воды в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов значительно упрощает технологическую схему активной зоны реактора. [c.170]

Одноконтурные схемы атомных станций с паротурбинными установками — это чаще всего схемы с реакторами кипящего типа. В кипящих реакторах пар образуется в активной зоне, из которой непосредственно направляется в турбину. В качестве теплоносителя и замедлителя в кипящих реакторах используют обычно воду. [c.320]

В книге излагается современное состояние вопросов, связанных с использованием обычной и тяжелой воды в качестве теплоносителя, замедлителя и биологической защиты в энергетических ядерных реакторах. Рассматриваются методы химического регулирования реакторов, в том числе борное регулирование. Описаны способы очистки теплоносителя и удаления радиоактивных отходов, поведение твердых примесей и газов в контуре реактора и т. д. Значительное внимание уделено практическим вопросам очистке воды при высоких температурах, ионообменным материалам, очистке с помощью выпарки и на смешанных ионообменных смолах и т. д. [c.2]

Характеристика водной среды в условиях работы реакторной установки. Отличные замедляющие свойства водорода и его незначительное сечение поглощения нейтронов делают этот элемент идеальным в качестве замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах. Использование его в твердой или жидкой форме позволяет сооружать реакторы с небольшой и компактной активной зоной. В жидкой фазе он может также служить отличной средой для передачи тепла от активной зоны реактора и в качестве рабочего тела в силовом цикле. Наиболее дешевым и распространенным соединением водорода является вода. В настоящее время вода успешно используется в качестве замедлителя и теплоносителя как в реакторах, охлаждаемых водой под давлением, так и в кипящих реакторах. [c.19]

На атомных электростанциях в настоящее время применяют, как правило, турбины на насыщенном водяном паре н ядерные реакторы, использующие обычную воду в качестве замедлителя и теплоносителя (типа ВВЭР), с двухконтурной схемой. В Советском Союзе получили также распространение уран-графитовые реакторы с водяным теплоносителем и одноконтурной схемой. [c.46]

Каждая лодка будет оснащена ядерным реактором, работающим на обогащенном уране, с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя, двумя группами паровых турбин, двумя генераторами переменного тока и аварийным дизель- [c.31]

С твэлами из гранул UO2 в оболочках из циркалоя или нержавеющей стали, заключенную в сосуд высокого давления, через который прокачивается легкая вода. Давление создается и поддерживается электрическим нагревателем. Вода циркулирует через внешний парогенератор. Верхняя граница рабочих параметров показана в табл. 1.2, где также указаны некоторые вариации в материалах топлива и оболочек. Вариации этого типа включают реакторы с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем и другие типы реакторов канального типа, в которых используется графит в качестве замедлителя. [c.12]

Тяжелая вода (DjO) по теплофизическим и термодинамическим свойствам почти не отличается от обычной воды. Основное ее преимущество как теплоносителя состоит в меньшем сечении поглощения нейтронов по сравнению с обычной водой, что позволяет создавать реакторы на природном уране. Тяжелая вода обладает хорошими замедляющими свойствами по отношению к потоку нейтронов и применяется обычно в качестве замедлителя реакторов на природном уране, охлаждаемых тяжелой или обычной водой, газами или органическими теплоносителями. [c.20]

Большинство углеводородов имеет низкую летучесть, что обеспечивает возможность работы реактора при достаточно высокой температуре и низком давлении. Органические соединения не реагируют с обычными металлами и мало реагируют с ураном. Уран, слегка легированный цирконием, обладает весьма высокой стойкостью в дифениле [Л. 11]. Отсутствие кислорода в соединениях и стабильность первых продуктов реакции водорода и углерода с нейтронами незначительно активируют соединения, когда они проходят через активную зону реактора. Эти качества дают преимущества в использовании их по сравнению с водой. Вместе с тем небольшой захват нейтронов и хорошие качества замедлителя делают эти соединения приемлемыми для использования одновременно в качестве замедлителя и теплоносителя. [c.179]

Пространство в баке между трубами каландра заполнено тяжелой водой с близким к атмосферному давлением. Температуру замедлителя (тяжелой воды) в баке-каландре поддерживают на уровне 70 °С. Давление в баке невелико, тонкостенные трубы каландра, изготовленные из алюминиевого сплава, слабо поглощают тепловые нейтроны что наряду с другими факторами положительно сказывается на балансе нейтронов и позволяет получить относительно высокое значение коэффициента воспроизводства, приближающееся к 0,9. Давление теплоносителя несут рабочие каналы. Для сведения к разумному минимуму перетечек теплоты теплоносителя к замедлителю, зазор между трубой каландра и трубой рабочего канала заполняют газом. Рост температуры замедлителя обусловлен в основном внутренним тепловыделением в его объеме вследствие замедления нейтронов и поглощения энергии у-квантов. Тепловыделение достигает 6—7 % тепловой мощности реактора. Теплоотвод от замедлителя осуществляется автономным контуром охлаждения. В качестве топлива используется диоксид урана природного обогащения (0,714 % по изотопу [c.180]

Процесс горения ядерного топлива происходит в активной зоне ядерного реактора (рис. 15.85), представляющей собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов 3 (ТВЭЛов) — тонкостенных металлических трубок с урановым топливом. В показанном на рис. 15.85 реакторе деление ядер осуществляется тепловыми нейтронами. Поэтому в активной зоне между ТВЭЛами расположен замедлитель 2, снижающий энергию быстрых нейтронов до энергии, соответствующей тепловым нейтронам. В качестве замедлителя используется графит или вода. В некоторых реакторах функции замедлителя 2 и теплоносителя 6 выполняет одно и то же вещество — чаще всего вода. [c.525]

В настоящее время на АЭС в США эксплуатируются только два типа энергетических реакторов реакторы с водой под давлением (PWR) и реакторы с кипящей водой (BWR). Разработан также высокотемпературный реактор с газовым охлаждением, но в США он не нашел промышленного применения. В Канаде создан ураново-дейтериевый реактор типа ANDU, который имеет определенные преимущества (как, впрочем, и недостатки) перед реакторами с водой под давлением и кипящего типа. В настоящее время ведутся работы по созданию реактора-размножителя на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем небольшой опытный реактор такого типа был сооружен в штате Мичиган (АЭС Энрико Ферми, построенная в 1963 г.). Однако этот реактор никогда не работал достаточно надежно и был выведен из эксплуатации. Реакторы с водой под давлением и с кипящей водой используют воду в качестве и замедлителя, и теплоносителя. Им часто дают общее название — легководные реакторы (LWR). [c.162]

Но есть также и недостатки. Прежде всего водород в воде имеет довольно большое сечение захвата нейтронов по сравнению с другими замедлителями. Так как захват нейтронов в D2O значительно меньше, чем в Н2О, то при использовании в качестве замедлителя тяжелой воды топливом может служить природный уран. При использовании обычной воды в качестве теплоносителя реактор может работать только на обогащенном уране. Другим недостатком является то, что саморегулируюш,ий температурный коэффициент реактивности ограничивает температуру воды (теплоносителя) до относительно низких значений по сравнению с ТЭС, использующими органические топлива. Это означает, что общий КПД АЭС ниже, чем ТЭС, и составляет около 31 %. [c.171]

Основные направления развития реакторо-строения в странах, ведущих в области атомной энергетики (СССР, США, Канада, Великобритания и Франция), сформировались в зависимости от ряда факторов технического и экономического порядка, специфичных для отдельных стран (располагаемой научно-исследовательской базы, возможностей финансирования, наличия источников природного и обогащенного урана). В связи с этим в программах развития атомной энергетики, например СССР и США, основной удельный вес приходился на легководные энергетические реакторы (ЕЖР), которые были наиболее технически отработанными [по имеющимся оценкам они позволяют довести единичную мощность блока до 800—1 000 Мет (эл.)1. В настоящее время интенсивно развиваются канальные реакторы, позволяющие получить сравнительно более высокие единичн.ые мощности реакторов и дающие возможность различного комбинирования замедлителей (графит, тяжелая вода) и теплоносителей (легкая или тяжелая вода, кипящая или под давлением, газ, органическое вещество). Канальные реакторы с использованием в качестве замедлителя тяжелой воды (Н УР) являются основой программы развития атомной энергетики Канады к ним проявляется интерес в ряде стран, развивающих атомную энергетику (в том числе в Швеции, Индии, частично Великобрита- [c.97]

Кипящий реактор с тяжеловодньш замедлителем (рис. 3.7) имеет вертикальное расположение каналов, использует, как правило, в качестве теплоносителя обычную воду и для увеличения устойчивости в работе при малой глубине выгорания допускает-небольшое обогащение. [c.19]

Наряду с водо- водяными реакторами в некоторых странах (Англия, Франция) получили широкое распространение АЭС с газовым теплоносителем. Такие АЭС имеют ряд преимуществ во-первых, газовый теплоноситель мало активизируется во-вторых, даже при небольших давлениях в первом контуре (р< <20 Kz j M ) во втором контуре можно получить пар с перегревом и обеспечить промежуючный перегрев, т. е. представляется возможность использовать паровые турбины на высокие начальные параметры. Атомные электростанции с газовыми теплоносителями выполняются только двухконтурными, в первом контуре обычно используется углекислота, а в качестве замедлителя применяется графит. Для циркуляции газового теплоносителя применяется газодувка, которая устанавливается на входной стороне реактора и приводится во вращение турбоприводом. Следует отметить, что определенными преимуществами в качестве теплоносителя обладают гелий и азот. [c.203]

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]

Ведется проектирование атомных аяектростанций и по другим схемам. Так, для одной из советских электростанций проектируется устано вка двух блоков мощностью по 210 тыс. кет. В каждом таком блоке намечается установка одного реактора и трех турбин ло 70 тыс. кет. Проектируется также электростанция на естественном уране с газовым теплоносителем (СОг). В реакторе ЭТОЙ электростанции в качестве замедлителя намечается иопользова ние не графита, а тяжелой воды (ВгО). [c.304]

Успешный опыт создания первой АЭС и создания промышленных реакторов для наработки плутония стал основой для разработки мощных энергетических реакторов канального типа для Белоярской АЭС. В качестве ядерного топлива этих реакторов использовался низкообогащенный уран, в качестве замедлителя - графит, в качестве теплоносителя - вода. Особенностью схемы этих реакторов бьшо осуществление перегрева пара до высокой температуры непосредственно в активной зоне, что потребовало решения специальных инженерных вопросов. Их проектирование проводилось, начиная с 1956 года, в НИИ-8 (НИКИЭТ). НИКИЭТ образовался на основе НИИ химического машиностроения. Во главе НИИ химического машиностроения и НИКИЭТ стоял выдающийся конструктор отечественных ядерных реакторов, один из создателей ядерной программы СССР академик H.A. Доллежаль. Основной проблемой разработки была необходимость существенного увеличения теплового КПД ядерных реакторов по сравнению с созданными к тому времени про- [c.352]

В ядерком реакторе могут присутствовать молекулярные газы, например, двуокись углерода в качестве теплоносителя. В этом случае приведенные выше рассмотрения применимы непосредственно. Больший практический интерес, однако, имеют жидкие замедлители, такие, как обычная и тяжелая вода, которые состоят из молекул, содержащих несколько атомов. Эти вещества нельзя рассматривать просто как набор независимых молекул, так как между ними существует непрерывное взаимодействие. Тем не менее полезно начать изучение рассеяния с рассмотрения отдельных молекул и затем ввести модификации этого приближения, основанные на некоторой модели молекулярных взаимодействий в жидком состоянии. [c.251]

Турбины атомных судовых энергетических установок. В качестве атомных энергетических установок (АСЭУ) на транспортных судах нашли применение двухконтурные установки с водо-водяными реакторами давления (ВВРД). В первом контуре такой установки циркулирует вода под давлением, которая служит как замедлителем нейтронов, так и теплоносителем. Эта вода, нагретая в реакторе, поступает в специальный теплообменник — парогенератор, где происходит образование насыщенного или слегка перегретого пара из воды второго контура. Для обеспечения температурного перепада между контурами давление воды на выходе из реактора должно быть на 3—10 МПа выше, чем давление пара на входе в турбину [39]. Таким образом, повышение начального давления пара связано с трудностями создания реактора, надежно работающего под большим давлением. Обычно в судовых конструкциях начальные параметры пара давление 3—4 МПа, температура 240 310 °С, что наряду с отсутствием регенеративных отборов пара приводит к пониженным значениям термического КПД. [c.156]

Энергетический блок с реактором ВВЭР-440 в начальный период развития атомной энергетики был типовым для ряда отечественных и зарубежных электростанций. В этом реакторе в качестве ядерного горючего используется слабообогащенная двуокись урана-235 и образующийся в процессе работы реактора плутоний. Основными конструктивными элементами реактора ВВЭР являются корпус высокого давления, внутри-корпусные устройства, верхний блок с электромеханической системой управления и защиты реактора. Активная зона состоит из 349 топливных кассет, размещенных в выемной корзине . В корпусе реактора поддерживается рабочее давление теплоносителя — замедлителя воды, равное 125 атм. [c.164]

Водные кипящие реакторы канального типа представляют крайний случай распределения поглощения энергии излучения. В этой конструкции теплоноситель проходит через трубы, содержащие топливо и окруженные водным замедлителем. Количество воды в замедлителе во много раз больше, чем теплоносителя в трубах, и поглощение энергии излучения соответственно пропорционально. Как и в реакторах корпусного типа, циркулирующий теплоноситель может проходить через замедлитель или поток теплоносителя может полностью отделяться от замедлителя. Хальденский кипящий водный реактор (HBWR) является примером первого класса реакторов канального типа. Помимо этих соображений о конструкции установки имеются другие факторы, которые заметно связаны с процессом радиолиза поглощенная энергия на. единицу мощности и ее распределение между нейтронами и уизлучением пнтенсивность процесса кипения давление (и температура) качество пара на выходе, которое влияет на распределение газа и кинетику реакций химические добавки, изменяющие природу и концентрацию растворенных веществ в воде. [c.93]

Опьгг проектирования и эксплуатации АЭС показал, что самые высокие параметры пара на входе в турбину (pj > 10 МПа и до 500—550 °С) реализуются в одноконтурной схеме с кипящими реакторами (водой и графитом в качестве замедлителя). Водяной пар, выполняющий роль одновременно теплоносителя реактора и рабочего тела турбины, перегревается в твэлах и затем направляется непосредственно в турбину. [c.121]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...