Уран-графитовый реактор

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]

Рис. 9.3. Энергетический спектр нейтронов в активной зоне уран-графитового реактора 0 1

Высокий поток нейтронов во время импульса (до 10 нейтр/см -сек) получен также на советском уран-графитовом реакторе ИГР, сведения о котором впервые опубликованы в 1964 г. Небольшие импульсные реакторы (ИИН и др.), также характеризующиеся высокими параметрами и удобные для применения в производственных условиях (например, при проведении активационного анализа минералов, сплавов и реактивов), построены в Институте атомной энергии имени И. В. Курчатова. [c.173]

Рис. 17. Схема простого уран-графитового реактора

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт имеет канальный уран-графитовый реактор на тепловых нейтронах с водным теплоносителем и графитовым замедлителем нейтронов. Тепловая мощность реактора равняется 30 МВт. [c.180]

Вместе с тем блокам с канальными уран-графитовыми реакторами присущи и определенные недостатки. Большое количество конструкционных материалов в активной зоне из нержавеющей стали ухудшает ее физические характеристики и приво- [c.181]

Одним из основных узлов уран-графитовых реакторов большой мощности является многотонная графитовая кладка, которая должна надежно работать в течение всего срока эксплуатации АЭС, достигающего 30 лет. Отсюда возникают жесткие требования к графиту как конструкционному материалу. [c.4]

Наиболее ценные результаты при изучении свойств графита были получены после проведения по инициативе И. В. Курчатова весьма смелого эксперимента по разборке кладки уран-графитового реактора ИР мощностью 5-10 кВт после четырех лет эксплуатации. [c.5]

Радиационное изменение свойств графита усугубляется неоднородностью поля быстрых нейтронов и значительными температурными градиентами в пределах одного графитового блока — основного элемента кладки уран-графитового реактора. Отмеченные постоянно действующие факторы вызывают различные размерные изменения графита по сечению графитового блока и приводят к возникновению напряжений, кото- [c.5]

Во всем мире широко ведутся работы по созданию новых марок реакторного графита с улучшенными свойствами. Поскольку в настоящее время теория позволяет лишь приближенно предсказать изменение свойств при радиационных повреждениях различных материалов, создание новых марок завершается радиационными испытаниями не только самого материала, но и конструкционных элементов в условиях, позволяющих моделировать работу конструкций из выбранного графита. Среди этих работ важное место занимают исследования работоспособности кладок уран-графитовых реакторов. [c.6]

Окисление. В блоках кладки уран-графитовых реакторов графит работает в течение всего времени службы без замены. Отсюда следует требование минимального взаимодействия его с окружающей средой и прежде всего с кислородом. Последний может попадать в (Кладку различными путями в виде примесей. [c.46]

Рис. 6.2. Распределение температуры по радиусу и высоте кладки уран-графитовых реакторов

После сделанных общих замечаний рассмотрим опубликованные в литературе данные об эксплуатации кладок уран-графитовых реакторов. Десятилетний опыт эксплуатации Первой АЭС показал практическую возможность эксплуатации кладки реактора при температуре 700—800° С [33], Для предохранения выгорания графита кладка была заполнена техническим азотом, очищенным перед поступлением в реактор до [c.238]

Первый период работы многих уран-графитовых реакторов связан с их эксплуатацией при низкой температуре (300°С и ниже), что обусловило и накопление значительной скрытой энергии. Достигая 500 кал на 1 г графита, скрытая энергия будет выделяться при нагревании графита до температуры, на 30— 80° превышающей рабочую [51], и может привести к недопустимому разогреву графита. Наиболее высокая скорость накопления энергии Вигнера была зафиксирована в реакторе ВЕРО, поскольку охлаждающий кладку газ подавали в центральную часть, где плотность нейтронного потока была наибольшая, а температура графита — пониженная. [c.243]

Предполагается, что дальнейшее развитие канальных уран-графитовых реакторов пойдет по пути увеличения единичной мощности. Один из возможных вариантов кладки для сверхмощного реактора может быть осуществлен с помощью пере- [c.248]

АЭС с канальными кипящими реакторами. В Советском Союзе АЭС с канальными уран-графитовыми реакторами большой мощности находятся в эксплуатации много. лет. С 1973 г. начали вступать в эксплуатацию серийные реакторы типа РБМ-К мощностью 1000 МВт, которые в настоящее время работают на ряде АЭС. [c.9]

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]

В Советском Союзе в течение ряда лет успешно работает АЭС с перегревом свежего пара в ядерном уран-графитовом реакторе до 510 °С. Начальное давление пара перед турбинами мощностью 100 и 200 МВт составляет 8—9 МПа, КПД турбоустановок 35— 37%. [c.47]

Развитие мирной ядерной энергетики началось в 1954 г с пуском в Советском Союзе Первой атомной электростанции в г. Обнинске электрической мощностью 5 МВт с уран-графитовым реактором. Затем последовал интенсивный рост числа АЭС, к 80-м годам в мире насчитывалось примерно 300 действующих ядерных реакторов общей установленной электрической мощностью около 200 ГВт [80], ЯЭ обеспечивала около 10 % общемирового производства электроэнергии. [c.126]

За 30—40 лет эксплуатации канального уран-графитового реактора не исключена возможность аварий с нарушением герметичности твэлов, ограниченным разрушением труб технологических каналов и проливом теплоносителя в объем графитовой кладки. В результате подобной аварии в кладку поступают продукты деления ядерного топлива и активность ее согласно оценкам может достигать [c.224]

Рис. 77. Устройство уран-графитового реактора.

Имеется в виду корпус К , предназначенный для проведения экспериментов по физическому уран-графитовому реактору (там же). В дальнейшем в корпусе К был размещен опытный ядер-ный реактор Ф-1 — см. документ № 89. [c.31]

Имеются в виду блоки из графита высокой чистоты для физического уран-графитового реактора Ф-1. [c.78]

Имеется в виду первый промышленный уран-графитовый реактор — см. примечания по содержанию 21) и 30). [c.111]

Детали № 0-1, 0-2, 0-3 и 0-4 — детали уран-графитового реактора, в частности, деталь 0-4 — это блочки урана (справка В.А. Махнева от 21 ноября 1946 г. к проекту постановления СМ СССР О результатах разработки способов защиты детали № 0-4 от коррозии . АП РФ. Ф. 93, д. 204/46, л. 5). [c.111]

Имеется в виду опытный уран-графитовый реактор Ф-2 — см. примечание 3 к документам № 43 и 188. [c.503]

Имеется в виду опытный исследовательский уран-графитовый реактор мощностью до 15 кВт, строительство которого предполагалось на площадке завода № 817 для проверки конструктивных решений, закладываемых в первый промышленный реактор. Построен этот реактор не был [Атомная отрасль России. События. Взгляд в будущее. М. ИздАТ, 1998. С. 148]. [c.540]

Высококачественные электроды, или беззольные электроды — условные наименования графитовых блоков, используемых в уран-графитовых реакторах в качестве замедлителя. Для их изготовления использовался графит высокой чистоты, технология получения которого была освоена на Московском электродном заводе — см. документы № 9, 81, 84. [c.611]

Этот расчет подтверждает преимущества использования в качестве охладителя газообразного водорода, однако из-за хими ческой агрессивности его применение в атомной энергетике пока не предполагается. Поскольку углекислый газ не обладает химической стабильностью и взаимодействует с графитом, вопрос о его применении в высокотемпературном уран-графитовом реакторе также отпадает. [c.93]

В Советском Союзе строительство АЭС базируется на реакторах с водой под давлением типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и кипящих канальных уран-графитовых реакторах типа РБМК (реактор большой мощности кипящий). [c.170]

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт имела канальный уран-графитовый реактор типа РБМК на тепловых нейтронах. Активная зона состояла из графитовой кладки, в которой размещены рабочие каналы. Вода под давлением 100 ата из верхней головки рабочего канала поступает в центральную опускную трубу, входит далее в тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), каждый из которых представляет собой две концентрические трубки из нержавеющей стали, между которыми располагается ядерное горючее. Затем вода поднимается по ТВЭЛам вверх и выходит из рабочего канала. [c.166]

Вместе с тем энергетическим блокам с канальными уран-графитовыми реакторами этого типа присущи недостатки. В активной зоне этих реакторов имеются конструкционные элементы из нержавеющей стали, которая сильно поглощает нейтроны. Это обстоятельство ухудшает физические характеристики реактора и в результате приводит к существенному перерасходу урана-235. Вследствие этого себестоимость производства электроэнергии БАЭС соответственно повышается. [c.167]

Основные типы атомных электростанций, сооружаемых в Советском Союзе, — это АЭС с корпусными водо-водяными энергетическими реакторами (ВВЭР) и канальными уран-гра-фитовыми реакторами большой мощности (РБМ-К). Значительное место в программе развития атомной энергетики СССР отводится АЭС с канальными уран-графитовыми реакторами. Это объясняется как высокой надежностью их работы, так и возможностью реализации весьма значительных единичных электрических мощностей (10 кВт и выше). [c.4]

Большинство современных действующих уран-графитовых реакторов (табл. 6.2 и 6.3) имеют вертикальное расположение графитовых каналов, при котором облегчается процесс выгрузки твэлов. Такая конструкция кладки более удобна. В этом случае кладку собирают из вертикально расположенных гра- фитовых призм. В вертикальных кладках графит находится под действием собственной массы, поскольку многотонная урановая загрузка либо подвешена на верхних конструкциях, либо опирается на нижние подреакторные опоры. Напряжения, создаваемые в нижних графитовых блоках массой всего столба, не превышают 2—4 кгс/см [c.231]

Канальные уран-графитовые реакторы типа РБМК-1000 мощностью 1000 МВт эксплуатируются на Ленинградской, Курской, Чернобыльской и Смоленской АЭС. На Игналинской АЭС в 1983 г. введен в эксплуатацию самый крупный в мире энергоблок с реактором типа РБМК-1500 мощностью 1500 МВт с двумя турбинами по 750 МВт, [c.50]

Под начальными параметрами пара понимают температуру и давление пара перед турбиной и соответствующие им параметры пара на выходе из паровых котлов. Паротурбинные электростанции на органическом топливе используют перегретый пар, состояние которого определяется температурой и давлением. В свою очередь давление пара однозначно определяет температуру насыщения. Таким об-, разом, начальные параметр л пара сводятся к двум температурам перегретого и насыщенного пара. На атомных электростанциях используется в основном насыщенный пар. На АЭС с реакторами на быстрых нейтронах работают турбинные установки на перегретом паре. Слабоперегретый пар будет использован и на паротурбинных АЭС с уран-графитовыми реакторами новых типов. При работе на насыщенном паре начальные параметры характеризуются одной величиной — давлением (или температурой) пара. [c.32]

Причины аварии на Чернобыльской АЭС были обусловлены не физической сущностью уран-гра-фитового реактора, поэтому в перспективе возможна замена реакторов типа РБМК уран-графитовыми реакторами нового поколения [55, 73]. [c.144]

Из проектов таких реакторов заслуживает внимания многопетлевой уран-графитовый реактор типа МКЭР-800 (рис. 2.5), который, сохраняя положительные качества РБМК, в полной мере реализует свойства внутренней безопасности, присущие [c.144]

Технико-экономические показатели ядерных двухцелевых водоэлектростанций с уран-графитовыми реакторами [134] [c.201]

В КИПЯЩИХ реакторах генерация пара происходит в активной зоне реактора. В нашей стране наиболее широкое распространение получили кипяш,ие канальные уран-графитовые реакторы типа РБМК-ЮОО мощностью 1000 МВт. [c.209]

Посмотрим, для каких же целей используются дейтерий и его соединения. Тяжелая вода служит замедлителем в атомных реакторах определенноготипа, позволяя значительно уменьшить их размеры. Самый маленький из действующих уран-графитовых реакторов содержит около 40 т урана и свыше 800 т графита. В то же время при использовании в качестве замедлителя тяжелой воды достаточно всего 3 т урана и 6,5 т 0 ,0 (рис. 94). [c.162]

Завод № 523 по производству графитовых блоков для уран-графитовых реакторов был построен в Москве на базе завода № 5 Главгазтоппрома — см. документы № 9 и 180. [c.613]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...