Реактор газоохлаждаемый

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОУСТАНОВОК ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫМИ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫМИ РЕАКТОРАМИ С ШАРОВЫМИ ТВЭЛАМИ [c.3]

За основу конструкции демонстрационного реактора GBR-4 принята конструкция реактора GBR-1. Европейская Ассоциация по газоохлаждаемым реакторам остановила свой выбор на гелиевом теплоносителе и конструкции вентилируемых стержневых твэлов на окисном уран-плутониевом топливе. Время удвоения топлива при коэффициенте нагрузки АЭС ф = 0,75 И вре- [c.35]

Разница в значениях КВ у реакторов GBR-4 и БН получается в основном за счет уменьшения вредного поглощения нейтронов в теплоносителе. При переходе к карбидному топливу и увеличении давления гелия до 12,0 МПа время удвоения топлива в реакторе GBR-4 уменьшается с 12,2 до 9,0 лет. Европейская Ассоциация по газоохлаждаемым реакторам не ставит перед собой задачу создания реактора-размножителя с малым временем удвоения. [c.36]

Следует отметить, что зависимости (4.5) — (4.9) для чисел Re =10 4-103 количественно достаточно удовлетворительно согласуются между собой, несмотря на значительную разницу в показателе степени при числе Re. Однако все эти данные относятся к весьма малым числам Re, практически на порядок ниже ожидаемых чисел Re в активных зонах газоохлаждаемых реакторов с шаровыми твэлами. [c.69]

В высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах в качестве ограничивающих факторов выступают предельно допустимая температура ядерного топлива и перепад давления, приходящийся на активную зону, который характеризует допустимые затраты энергии на прокачку теплоносителя. Таким образом, необходимо при одинаковой максимальной температуре топлива или одинаковой разности температур Д7 = A7 s+ДТ тв топлива Б шаровых твэлах и газом найти такой вариант активной зоны, который обладал бы минимальным гидродинамическим сопротивлением при заданных геометрических размерах активной зоны, тепловой мощности и параметрах газового теплоносителя. [c.97]

Анализ течения жидкого или газообразного теплоносителя на основе уравнений Навье—Стокса проводится при проектировании ядерных реакторов. Кроме того, особо важная роль при проектировании ядерных установок отводится расчету тепловыделяющей системы, математической моделью (ММ) которой является нестационарное уравнение теплопроводности. В этом случае в уравнении (1.6) дополнительно появляется член, описывающий изменение искомого температурного поля во времени. При анализе тепловых процессов в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), например в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, уравнение теплопроводности удобнее записывать в сферических координатах в виде [c.10]

В настоящее время на действующих атомных электростанциях используются различные типы реакторов — охлаждаемые водой под давлением, охлаждаемые кипящей водой (канальные и корпусные), газоохлаждаемые (гелием, углекислотой), реакторы-размножители, охлаждаемые жидкометаллическими теплоносителями (натрием и сплавом натрия и калия). [c.552]

Использование атомных реакторов в качестве источников теплоснабжения стало возможным благодаря созданию высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (рис. 12.9). [c.389]

Атомные ГТУ. Проектные проработки показывают перспективность применения на флоте газотурбинных установок с ядер-ными реакторами в качестве источника энергии (АГТУ). Такие установки будут иметь значительно меньшие размеры по сравнению с атомными паротурбинными установками при более высоком КПД. Поскольку температура в активной зоне газоохлаждаемого реактора должна быть значительно выше, чем в. зоне реактора. [c.203]

Для судов и локомотивов средних размеров могут применяться ЯЭУ с газоохлаждаемыми реакторами на быстрых нейтронах с турбинами на различных рабочих телах. Тепловой КПД их примерно одинаков — 19—22%, удельный вес с минимальной защитой механизмов от излучений составляет от 5,5 до 7,1 кг/кВт, диаметр вместилища для ЯЭУ — 1,5—1,6 м, мощность — порядка 2700-2800 кВт. [c.187]

Из анализа данных таблицы видно, что в качестве теплоносителя в газоохлаждаемых ядерных реакторах целесообразно применять СОа или гелий. Эти газы имеют низкую реакционную способность, малое сечение поглощений нейтронов, кроме того, гелий имеет сравнительно высокий коэффициент теплопроводности. А вот использование водорода, несмотря на его хорошие показатели, нежелательно из-за возможного образования гремучей смеси. [c.205]

При выборе указанных выше способов защиты графита газоохлаждаемых реакторов от окисления должна быть обязательно учтена их коррозионная активность с деталями конструкций реактора. [c.224]

В высокотемпературных реакторах, предназначенных для работы при температуре выше 800° С, когда процесс вторичного роста графита развивается с достаточно высокой скоростью, могут возникнуть дополнительные трудности. В течение нескольких лет усадку заменит вторичное распухание. В связи с этим следует рассмотреть особенности конструкции высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов HTR, опытная эксплуатация которых началась в конце бО х годов. [c.251]

Характеристика газоохлаждаемых реакторов с заменяемой кладкой [132, 238] [c.253]

Книга посвящена вопросам гидродинамики и теплообмена, возникающим ири проектировании и эксплуатации высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах с шаровыми макро- и микротвэлами. Предложена физическая модель течения газового теплоносителя через различные укладки шаровых твэлов и микротвэлов в бесканальной и канальной активных зонах. Анализируется структура шаровых ячеек и связь параметров с объемной пористостью. [c.2]

Таким образом, высокотемпературные реакторы с шаровыми твэлами, выполненные по принципу одноразового прохождения активной зоны, наиболее полно удовлетворяют требованию достил<ения высокой температуры гелия на выходе из реактора. Возможности измельчения твэлов и перехода к непосредственному охлаждению гелием микротопливных частиц привели к идее создания газоохлаждаемого реактора-размножителя на быстрых нейтронах (БГР) с полыми коническими кассетами с засыпкой в них микротопливных частиц и продольно-поперечным охлаждением [10]. [c.7]

Успешная эксплуатация опытных высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем и строительство прототипов крупных энергоустановок с реакторами ВГР явились толчком к разработкам одновременно во многих промышленно развитых странах газоохлаждаемых реакторов-размножителей на быстрых нейтронах (БГР). Другой причиной появления конкурирующего с жидкометаллическими натриевыми реакторами БН направления развития реакторов БГР явились определенные трудности в освоении промышленных реакторов БН. В материалах Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии в докладе Карлоса, Фритиса и Лиса и в работе М. Донне были сделаны попытки сопоставления характеристик реакторов БГР и БН. [c.31]

В 1969 г. Ок-Риджской лабораторией и фирмами Галф дженерал атомик и Бабкок энд Уилкокс под руководством Отделения реакторов и технологии КАЭ были выполнены расчетные проработки газоохлаждаемого реактора-размножителя, которые показали, что использование в таком реакторе разработанных для БН стержневых твэлов со стальными оболочками и окисным уран-плутониевым топливом позволяет получить более высокий коэффициент воспроизводства, однако объемная плотность теплового потока активной зоны оказывается меньшей, что существенно снижает преимущества реакторов ВГР. Переход в реакторах ВГР к более теплопроводному карбидному топливу и использование более тонких стальных покрытий и конструкции вентилируемых твэлов позволяет существенно увеличить объемную плотность теплового потока, что наряду с большим коэффициентом воспроизводства обеспечивает их решающее преимущество, по сравнению с реакторами ВН, в снижении почти вдвое времени удвоения ядерного топлива. В табл. 1.6 приведены результаты исследований влияния вида топлива на важнейшие характеристики реактора ВГР мощностью 1 млн. кВт с обычными стержневыми твэлами и температурой металлической оболочки 700° С. [c.32]

В Европе в 1969 г. была организована Ассоциация по газоохлаждаемым реакторам-размножителям (GBR) из специалистов семи промышленных фирм и представителей научно-исследовательских центров 15 стран Европы в целях оценки и сравнения технико-экономических характеристик реакторов БГР и БН [10]. В результате было выбрано две конструкции твэлов стержневые со стальной оболочкой для реактора GBR-1 и микротвэлы с керамическим покрытием для реакторов GBR-2 и GBR-3. В качестве исходного варианта была выбрана двухконтурная схема электрической мощностью [c.34]

Впервые в мире на совещании экспертов МАГАТЭ по перспективам развития реакторов Б ГР в 1972 г. в Минске советскими специалистами А. К. Красиным, Н. Н. Пономаревым-Степным, С. М. Фейнбергом были поставлены задачи по созданию газоохлаждаемых реакторов-размножителей с временем удвоения топлива примерно четыре-пять лет. При таком времени удвоения топлива открывается возможность увеличения темпов развития АЭС в стране при запланированных потребностях в урановом сырье [11]. Условием получения столь малого времени удвоения топлива в реакторах-размножителях является использование карбидного ядерного топлива, высокие объемная плотность теплового потока в активной зоне и давление теплоносителя. В дальнейшем эти концепции были воплощены в разработки проектов реакторов-размножителей с газовым охлаждением [12]. [c.36]

Известно несколько конструкций кассет с керамическими микротвэлами для газоохлаждаемых реакторов-размножителей, в которых используется принцип продольно-поперечного омы-вания [10]. Во всех предлагаемых вариантах имеется полость, ограниченная перфорированными стенками и заполненная микротвэлами. Площадь прохода гелия через топливные слои микротвэлов на порядок больше всей площади поперечного сечения активной зоны, а толщина топливного слоя составляет 5—10% высоты активной зоны. [c.37]

В связи с разработкой проектов газоохлаждаемых беска-нальных реакторов с шаровыми твэлами были выполнены работы по теплообмену при больших числах Re. Так, в 1960 г. были опубликованы данные по теплообмену в шаровой насадке при объемной пористости т = 0,39 [39]. Исследования проводились на стальных шариках в диапазоне изменения чисел Re=10 -bl0 . Была рекомендована зависимость [c.69]

Приведенный материал достаточно убедительно подтверждает перспективность развития нового направления в атомной энергетике — высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов на тепловых нейтронах ВГР и реакторов-размножителей на быстрых нейтронах БГР с шаровыми твэлами и микротвэлами. [c.106]

Высокая объемная удельная теплоемкость твердых частиц, или капель жидкости в составе многофазных систем по сравнению с газом, а также потребность в высоких коэффициентах теплоотдачи в газоохлаждаемых реакторах определили интерес к теплообмену смесей газ — твердые частицы при течении их по трубам. Теоретический анализ теплообмена таких смесей при турбулентном течении в трубах принадлежит Тьену [808, 809]. Он основан на результатах экспериментальных исследований систем газ — твердые частицы [212, 687], жидкие капли — газ [393] и жидкость — твердые частицы [676]. Анализ Тьена правомерен для следующей упрощенной модели [c.169]

Нейтронное и у-излучения из активной зоны реактора создают мощный поток энергии, В больших энергетических реакторах интенсивность излучения достигает 10 МэвЦсм -сек). Это приводит к тому, что мощность энерговыделения в конструкциях, находящихся в непосредственной близости от активной зоны, достиггает 100 бт/слг и более [45]. Для корпусов водо-водяных и газоохлаждаемых реакторов, которые рассчитаны на значительное давление, энерговыделение, связанное с поглощением излучений, может привести к дополнительным температурным напряжениям, которые необходимо учитывать в расчетах прочности. Кроме того, интенсивное нейтронное облучение вызывает структурные нарушения материала корпуса, которые, накапливаясь, приводят к изменению его прочностных характеристик-Существенными факторами для реакторов многих типов являются также коррозия материала корпуса и усталость этого материала от переменной нагрузки. [c.66]

Будущее крупной энергетики связано с применением ядерного горючего. В СССР проведены проектные исследования характеристик блока АЭС с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором на тепловых нейтронах и одноконтурной гелиевой газотурбинной установкой закрытого цикла (ГТУЗЦ), действительной (внутренней) мощностью 1200 МВт. Конструктивные варианты ГТУЗЦ проектировались по циклу с однократным подводом теплоты, [c.136]

Кроме двухконтурных АПТУ с водой в качестве теплоносителя первого контура строятся двухконтурные АПТУ с газоохлаждаемыми реакторами [c.215]

При высоких температурах газа в первом контуре целесообразнее использовать цикл с газоохлаждаемым реактором с перегревом пара и промежуточным перегревом пара (рис. 4.31, <3).. При закритических начальных параметрах пара КПД АПТУ может достигать [c.215]

В развитии ядерной энергетики, по-видимому, МО/КПО выделить два основных этапа 1) до конца текущего века — применение на АЭС реакторов на тепловых нейтронах, 2) в будущем веке — переход на промышленное использование других типов реакторов, в том числе высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР). На базе ВТГР могут быть созданы крупные системы энергоснабжения. [c.128]

В качестве теплоносителя для реакторов HTGR в настоящее время используются гелий и СО2 выбор того или иного теплоносителя определяется его стоимостью и типом замедлителя, Однако какой бы выбор ин был сделан, любой охлаждающий газ обладает небольшим замедляющим действием, вследствие чего в активной зоне необходимо использовать дополнительные замедляющие материалы. В американских газоохлаждающих реакторах в качестве замедлителя используется только графит. Использование такого замедлителя не позволяет применять Oj в качестве теплоносителя, поскольку углекислый газ при высокой температуре вступает в реакцию с углеродом, образуя СО. Это, в конце концов, может привести к потере теплоносителя. За пределами США в газоохлаждаемых реакторах используется обычно СО2, поскольку США являются практически единственным производителем гелия (см. гл. 10), а закупка его по импорту из США связана со значительными затратами. [c.175]

Кроме малой утечки радиоактивности, газоохлаждающие реакторы имеют другое существенное преимущество перед легководными реакторами термический КПД практически такой же, как и в ТЭС на органическом топ- ливе аналогичной мощности. Таким образом, в конденсатор отводится такое количество теплоты, которое позволяет использовать оборотную систему с градирнями, что существенно для предотвращения теплового загрязнения водотоков и водоемов. В добавление к этому техническая реализация газоохлаждаемых реакторов естественным образом приводит к разработке следующего поколения ядерных реакторов — реакторов - размножителей на быстрых нейтронах. [c.175]

У газоохлаждаемых реакторов есть также и недостатки. Гелиевый теплоноситель должен прокачиваться при очень высокой скорости, около 60 м/с, поскольку для отвода теплоты требуются довольно большие его объемы, около 28,5 mVMBt (эл.). При внеплановой остановке эксплуатационных центробежных газо-дувок возникает необходимость прокачки теплоносителя с помощью резервных (аварийных) газодувок, с тем чтобы поддержать температуру твэлов ниже их точки плавления. Естественно, что эти же самые проблемы существуют и для легководных реакторов. [c.175]

В настоящее время изучаются три конструкции реактора-размножителя реакторы-размножители на быстрых нейтронах с жидко-металлическим теплоносителем (LMEBR), газоохлаждаемые реакторы-размножители на быстрых нейтронах и реакторы-размножители с расплавленной солью в качестве теплоносителя. Только один из этих типов — реактор-размножитель на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем тщательно разрабатывается (хотя и не без проблем см. ниже). Два других типа имеют ряд преимуществ перед реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллнческим теплоносителем, а также некоторые недостатки. Рассмотрим все три типа. [c.179]

В газоохлаждаемых реакторах, в которых продувается СО2, условий для самоноддерживающегося горения графита нет, так как реакция СО2 + С эндотермична. Однако для обеспечения длительной работы графитовых кладок при температуре 600° С и выше в реакторах, охлаждаемых СО2, возникает необходимость использования различных защитных средств для снижения скорости окисления графита. [c.223]

В газоохлаждаемых реакторах типа Колдер-Холл защитной атмосферой является циркулирующий в качестве теплоно-. сителя углекислый газ. Окисление графита при использовании инертных газов может происходить за счет примеси кислорода или вследствие подсоса воздуха, попадающего в газовый тракт. В случае применения углекислого газа радиолитическое восстановление до окиси углерода может привести к значительному уносу графита. Попадание паров воды в кладку в водоохлаждаемых реакторах создает опасность окисления, так как в результате радиолиза воды образуется кислород. Полная защита графитовых блоков от окисления обеспечивается при их очехловке нержавеющей сталью (рис. 6.21) [116]. Однако такой способ защиты кроме сложности обладает еще одним недостатком — происходит нежелательное увеличение поглощения нейтронов. [c.250]

Более мощный газоохлаждаемый реактор Фултон (1160 МВт злектрич.) является результатом дальнейшего развития высоко- [c.253]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...