Реактор опытный

Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок. — М. Металлургия, 1973.— 408 с. [c.359]

В настоящее время в СССР работает опытная опреснительная установка производительностью 5000 пресной воды в сутки (на органическом топливе) и строится атомная установка описанного выше типа (реактор на быстрых нейтронах электрической мощностью 350 ООО квг) производительностью 100 ООО воды в сутки. [c.409]

Нормы расчета на прочность элементов реакторов, парогенераторов, сосудов и трубопроводов атомных электростанций, опытных [c.183]

Особые перспективы имеют реакторы-размножители, работающие на быстрых нейтронах и использующие в качестве первичного топлива U-238 (переходит в Ри-239) и Th-232 (переходит в U-233). Они должны увеличить запасы ядерного топлива деления в 20— 30 раз. Опытно-промышленные образцы таких реакторов уже работают. Однако для их широкого строительства и эксплуатации необходимо еще решить ряд важных научных, технических и конструкторских задач. [c.148]

Первую по времени появления группу реакторов составили так называемые исследовательские низкотемпературные реакторы, предназначенные для экспериментальных исследований в области ядерной физики и физики твердого тела, радиационной химии, биологии, медицины и материаловедения, для опытной проверки расчетных параметров вновь проектируемых крупных реакторов, производства изотопов и т. д. Начало строительству их было положено в 1942 г. итальянским физиком Э. Ферми, эмигрировавшим в США. Как уже указывалось, в 1946 г. вошел в эксплуатацию первый в Европе советский реактор, сооруженный в Москве под руководством И. В. Курчатова, с именем которого неразрывно связаны становление и развитие атомной науки и техники в нашей стране. [c.166]

Независимо от сооружения реактора БН-350 в Мелекесском институте ядерных реакторов ведется постройка опытного реактора БОР-60, предназначенного для исследований, связанных с дальнейшим совершенствованием конструкций реакторов на быстрых нейтронах. Тепловая мощность этого реактора 60 тыс. кет. [c.179]

В Советском Союзе была осуществлена разносторонняя программа теоретических и экспериментальных исследований в этой области. Первый опытный реактор на быстрых нейтронах был сооружен в 1955 г., а в 1956 г. был пущен новый образец реактора мощностью 100 кВт с ртутным охлаждением. В 1959 г. были проведены исследования натрия в качестве охладителя на реакторе мощностью 5 МВт на быстрых нейтронах. С целью комплексного исследования твэлов и материалов для реакторов на быстрых нейтронах в 1969 г. была создана установка БОР-60 тепловой мощностью 60 МВт. На основе фундаментальных исследований было принято решение принять охлаждение реактора на быстрых нейтронах жидким натрием. [c.188]

На Белоярской АЭС сооружается опытно-промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 мощностью 600 МВт баковой компоновки. [c.190]

Опытный реактор на быстрых нейтронах в Великобритании был сдан в эксплуатацию в конце 1975 г. Постепенно он выводится на проектную мощность — 250 МВт. Проектируется строительство нового типа реактора мощностью 1300 МВт. [c.132]

В осуществлении этой программы в 1973 г. начато строительство опытной АЭС с реактором-размножителем на быстрых нейтронах мощностью 312 МВт. Остальные АЭС будут оснащаться реакторами на обычной воде. К 2000 г. общую мощность АЭС предполагается довести до 25 ООО МВт. Промышленное освоение реакторов-размножителей предполагается в конце 80-х годов. [c.140]

АЭС оборудуются главным образом реакторами с кипящей водой. Ведутся опытные работы по созданию реактора-размножителя на быстрых нейтронах. Полагают, что такой опытный реактор будет создан к 1980 г. Предполагается, что в указанном году общая установленная мощность АЭС Италии достигнет примерно 5500 МВт, что даст возможность удовлетворить 15% потребности страны в электроэнергии. До 1985 г. намечено построить 20 АЭС, и тогда мощность всех АЭС страны достигнет 25 тыс. МВт. [c.150]

Предполагается, что в конце текущего столетия будет построен опытный энергетический реактор ядерного синтеза, а в будущем столетии, вероятно, будет осуществляться промышленное использование реакторов этого типа. Меры предосторожности от радиоактивного облучения в этих реакторах значительно проще по сравнению с современными ядерными реакторами. [c.319]

Правила контроля сварных соединений и наплавки узлов и конструкций атомных электростанций, опытных и исследовательских ядерных реакторов и установок.— М. Металлургия, 1974.— 70 с. [c.415]

Основные расчетные характеристики быстрых реакторов опытно-промышленной АЭС БРИГ-300 на N304 [c.25]

Одним из факторов, определяющих надежную работу проектируемого реактора, является умение достаточно точно рассчитывать температурные поля оболочек и топлива ТВЭЛОВ. Излагаемая ниже методика теплогидравлического расчета пакета тепловыделяющих элементов разработана для реакторов атомной электростанции (БРГД) мош,ностью 1000—1500 Мвт (эл.), а также для реактора опытно-промышленной установки (БРИГ), предназначенной для отработки основных технологических и конструкторских вопросов создания энергетических быстрых реакторов большой мощности на диссоциирующем теплоносителе и для проверки условий, обеспечивающих максимально возможную наработку вторичного ядерного горючего при минимальных временах удвоения. Рассматриваемая методика расчета может быть использована только для твэлов стержневого типа. Пакет тепловыделяющих элементов представляет собой шестигранную трубу, заключающую в себе пучок тепловыделяющих элементов, расположенных по треугольной решетке. Для проведения теплогидравлических расчетов пакетов твэлов необходимо предварительно определить следующие характеристики пакета [3.1]. [c.68]

Основные проектные показатели работы опытно-промышленной установки приведены в табл. 36. Внутренние размеры реактора опытно-промышленной установки d = 0,35 м, I = 2,5 м. Возможна несколько более сложная, но и более экономичная схема получения рабочих агентов высокого давления, отличающаяся от рассмотренной наличием газовой турбины, приводящей в движение генератор. В зависимости от расхода и параметров рабочего дгента автономная энерготехнологическая установка позволяет получать мощность, достаточную не только для обеспечения энергетической потребности самой установки, но и для подачи в местную энергосистему, что особенно важно при разработке нефтяных месторождений в районах, отдаленных от населенных центров и линий электропередачи. [c.303]

В настоящее время на всех опытных реакторных установках используется керамическое ядерное горючее в виде сферических микротопливных частиц с многослойным защитным покрытием с максимальной температурой 1300° С, диспергированных в графитовой матрице топливного слоя твэла. Применяются три формы твэлов шаровая (реакторы AVR, THTR-300), стержневая (реакторы Драгой , Пич-Боттом ) и призматическая (реактор HTGR-330), а также два способа перегрузки твэлов непрерывный и периодический. В реакторах с шаровыми твэ-лами используется непрерывная замена выгоревших твэлов свежими без снижения мощности в реакторах с цилиндрическими стержневыми и шестигранными призматическими твэ-лами — периодическая замена выгоревшего топлива на остановленном реакторе. [c.4]

При использовании шаровой формы твэлов значительно упрощаются процессы их загрузки и выгрузки, осуществляемые на работающем реакторе без снижения мощности. Это подтверждается успешной десятилетней эксплуатацией опытного реактора AVR с шаровыми твэлами в Юлихе (ФРГ). Коэффициент нагрузки реактора AVR оказался за время эксплуатации выше, чем в реакторах Драгой и Пич-Боттом . Так, коэффициент нагрузки опытного реактора AVR в 1971 г. был 74%, в 1972 г. —74 /о, в 1973 — 87 /о, в 1974 г. —70% [9]. [c.7]

В табл. 1.2 приведены размеры и состав защитных покрытий микротвэлов, которые были испытаны в опытных высокотемпературных реакторах Драгон и AVR, а также расчетные данные по составу и толщинам покрытий микротвэлов реакторов ВГР и ВГР [13, 14]. [c.14]

Особенность этих-реакторов — бесканальная активная зона, образованная графитовой кладкой, и коническая конфигурация нижнего отражателя — пода с одним центральным каналом выгрузки шаровых твэлов, заполняющих собственно активную зону. И опытный, и промышленный прототипы энергетического реактора выполнены по одной топливной схеме с многократной перегрузкой шаровых твэлов, вызванной существенной неравномерностью скоростей прохождения активной зоны шаровыми твэлами при наличии только одной выгрузки. В настоящее время этот существенный недостаток конструкции подробно обсуждается специалистами [18]. Предложены мероприятия, связанные с усложнением конструкции, но позволяющие обеспечить более равномерное продвижение всех шаровых твэлов и осуществить принцип одноразового прохождения активной зоны. Как указывалось выше, это даст возможность получить большие объемную плотность теплового потока и глубину выгорания и более высокую температуру гелия на выходе из реактора. [c.17]

Если к шаровым твэлам не предъявляют жестких требований ни по размерам при изготовлении, ни по изменению размеров в процессе эксплуатации, то прессованные твэлы являются более выгодными, поскольку стоимость их изготовления меньше, чем стоимость изготовления сборных твэлов, особенно при массовом выпуске. Шаровая форма твэлов, по сравнению со всеми другими формами, обладает еще одним важным преимуществом — возможностью использования твэлов одного и того же размера для бесканальных реакторов с разной тепловой мощностью. Шаровые твэлы крупных реакторов могут быть отработаны и всесторонне проверены на опытном реакторе небольшой мощности. Такой путь был использован в ФРГ на опытном реакторе AVR изучено поведение многих тысяч шаровых твэлов, в том числе твэлов промышленного реактора THTR-300, тепловая мощность которого в 15 раз выше опытного. Шаровые твэлы реакторов AVR и THTR отличаются практически только загрузкой топливного и воспроизводящего материала. В табл. 1.5 приведены основные расчетные характеристики шаровых твэлов этих реакторов и результаты испытаний на реакторе AVR [16]. [c.27]

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]

Химическая инертность гелия и возможность высокой степени его очистки от примесей в контуре опытных реакторов ВГР позволяют использовать в качестве оболочек твэлов не только нержавеющие стали, но и ванадий, пироуглерод, карбид кремния и другие керамические материалы [21]. По-видимому, одно из основных преимуществ применения гелия — это возможность использовать в качестве топлива карбиды урана и плутония, что сулит существенное увеличение коэффициента воспроизводства по сравнению с окисным топливом. Нулевая активация гелия, отсутствие существенного замедления им быстрых нейтронов при прохождении через активную зону реактора БГР, а также успешное решение задачи удержания продуктов деления в микротвэлах с керамическими защитными слоями при больших значениях глубины выгорания и возможность непосредственного охлаждения микротвэлов газовым теплоносителем — все эти положительные факторы позволяют реактору БГР конкурировать с реактором-размножителем БН. Основной недостаток гелиевого теплоносителя по сравнению с натриевым — трудности отвода тепла остаточного тепловыделения в аварийных ситуациях при потере герметичности основным [c.31]

Тонкость распыла жидкого топлива, его равномерность, а также степень испаренности, представляющая собой отношение испарившейся жидкости к полной распьшенной массе жидкого топлива, играют сушественную роль в процессе доводки высокоэффективных термохимических реакторов, камер сгорания и многих других топливосжигающих устройств [62,106]. Существующие экспериментальная техника и методики по опытному измерению отмеченных выше характеристик имеют недостатки, существенно снижающие достоверность экспериментального мате- [c.383]

Проектные решения, принимавшиеся для первой очереди строительства Ново-Воронежской АЭС, выбирались с некоторой осторожностью и с дополнительными запасами прочности, так как проектировщики не располагали еще достаточным опытом строительства крупных промышленных атомных электростанций. При сооружении первого блока станции предусматривалась экспериментальная проверка действия водо-водяного энергетического реактора большой мощности в эксплуатационных условиях. Применительно к полученным опытным данным и с учетом выявленных в ходе эксплуатации недостатков на строительстве второго блока той же АЭС сооружается более совершенный по конструкции и более мощный водо-водяной реактор. Сохранив для него те же размеры корпуса, какие были приняты для реактора первого блока, проектировщики увеличили давление циркулирующей в нем воды до 120 атм и довели число тепловыделяющих элементов до 127 в каждой кассете, предусмотрев получение полезной электрической мощности в 365 тыс. квт . [c.178]

Электростанция ТЭС-3 (рис. 52) с двухконтурной схемой тепловых коммуникаций, снабженная водо-водяным реактором тепловой мош,ностью 1500 кет, была передана в опытную эксплуатацию в 1961 г. Все оборудование ее размешено на четырех самоходных платформах на гусеничном ходу с обогреваемыми кузовами вагонного типа. Платформы можно перевозить без предварительного демонтажа по железным дорогам к пунктам назначения от железнодорожных станций они могут передвигаться самостоятельно. [c.180]

Вошедшая в опытную эксплуатацию 14 августа 1964 г., Ромашка безотказно действовала на протяжении почти двухгодового периода, проработав 15 тыс. час вместо планировавшихся 1 тыс. час. Через пять месяцев после пуска Ромашки , 22 января 1965 г., аналогичный реактор-преобразователь типа 10А электрической мощностью 0,5 кет был введен в действие в США. Установленный на борту искусственного спутника Земли, выведенного на орбиту 3 апреля 1965 г., он предназначался для питания электроэнергией бортовой аппаратуры, но через 45 суток по неизвестным причинам прекратил работу. [c.186]

В работе [751 исследовали поведение GaP-выпрямителей под действием облучения быстрыми нейтронами. Два опытных ОаР-выпрямителя фирмы Вестингауз , по-видимому сплавные, облучали интегральным потоком 1,05-10 нейтрон/см ( >0,1 Мае). Два выпрямителя фирмы Белл телефон (диффузионный плоскостной и сплавной плоскостной) облучали интегральным потоком 4,6-10 нейтрон см . В каждом эксперименте образцы выдерживали при различных уровнях мош ности реактора, причем после каждой выдержки замеряли вольт-амперные характеристики. Ухудшение прямых характеристик обоих выпрямителей фирмы Вестингауз было одинаковым прямое напряжение возрастало с увеличением дозы облучения. При интегральном потоке 10 нейтронкм наблюдалось слабое изменение прямого динамического сопротивления, но оно быстро возрастало при потоках между 10 и 10 нейтрон см . Среднее уменьшение прямого тока (напряжение 6 в) составляло —71 % после облучения интегральным потоком 1,05нейтрон/см . Прямое напряжение сплавных выпрямителей фирмы Вестингауз изменялось в том же направлении, что и прямое напряжение выпрямителей фирмы Белл телефон . Прямой ток при напряжении 6 в уменьшился на 91% после дозы [c.306]

Расчет по исходным механическим свойствам материала (Ов, <7дл, сУ-ь Фдл, Е и др.) основан на иапользовании зависимостей, аппроксимирующих опытные данные для материалов одного класса. Подобно тому, как в нор.мах общества инженеров и механиков США (ASME) использована единая кривая малоцикловой усталости для материалов корпусов ядерных реакторов, аппроксимированная Лэпджером в виде [c.165]

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]

В 1972 г. первой в мире была введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Перед Шевченковской АЭС поставлены две цели часть ее тепловой энергии идет на опреснение морской воды с выдачей 120 тыс. т пресной воды в сутки, а вторая часть электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии. Опыт эксплуатации реактора на быстрых нейтронах Шевченковской АЭС использован при создании более мощного быстрого реактора для Белоярской атомной электростанции. На этой АЭС сооружается опытно-промышленный энергоблок с реактором на быстрых нейтронах БН-600 мощностью 600 МВт. [c.171]

Атомные электростанции будут оснащаться реакторами единичной мощностью 1 миллион киловатт, на сооружаемой Игналинской АЭС монтируются реакторы единичной мощностью 1,5 миллиона киловатт. На подходе сооружение опытно-промышленных энергоблоков с реакторами на быстрых нейтронах единичной мощностью 800 и 1600 миллионов киловатт. [c.222]

США первые в мире в 1951 г. построили опытный реактор-размножитель на быстрых нейтронах, а в настоящее время в этом деле они отстают от крупных стран мира — СССР, ]Зеликобритании и Франции. Строительство промышленной АЭС отложено до 1986 г. До 1979 г. на работы по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах США намечают инвестировать примерно [c.260]

До 50-х годов производство электроэнергии в Венесуэле развивалось медленно. Основную часть ее потреблял бытовой сектор. С М-х годов положение в электроэнергетике страны начало заметно меняться. Развивающаяся промышленность стала основным потребителем электроэнергии. Количество мелких дизельных электростанций в сельском хозяйстве стало сокращаться, мелкие электростанции были ликвидированы. В Венесуэле была разработана и осуществляется 20-летняя программа развития электроэнергетики. Она предусматривала строительство крупных ТЭС и создание единой электроэнергетической системы страны. Большое внимание в этой программе уделялось использованию гидроэнергетических ресурсов, особенно р. Карони. Предусматривается постройка на ней ряда ГЭС большой мощности. Производство электроэнергии в 1974 г. составило 16,4 млрд. кВт-ч. С 1960 г. в Венесуэле эксплуатируется опытный атомный реактор, установленный в Институте научных исследований в Каракасе мощностью 3 МВт. АЭС в стране нет. [c.305]

Первый реактор на быстрых нейтронах был создан в США и установлен на АЭС Энрико-Ферми. Коэффициент использования АЭС составил лишь 3,4%. Реактор этот был демонтирован. В настоящее время работают опытные реак-торы-размножители в США, Франции и Советском Союзе. Мощность реакторов в первых двух странах 250 МВт. В СССР на одной из АЭС работает реактор-размножитель мощностью 350 тыс. кВт. Сооружается атомный реактор на быстрых нейтронах мощностью 600 тыс. кВт. В США АЭС с реакторами-размножителями мощностью 350—400 тыс. кВт предполагается ввести в эксплуатацию в 1980 г. в Ок-Ридже. [c.318]

Развитие АЭС в СССР в десятой пятилетке велось по пути применения реакторов двух типов корпусных с простой водой под давлением (ВВЭР) и канальных водо-графитовых (РБМК). Такое решение помимо накопления широкого опыта позволило привлечь к производству специального оборудования для АЭС большой круг машиностроительных предприятий, что было особенно важно в первоначальный период становления атомного машиностроения. В десятой пятилетке кроме опытной установки с реактором-размножителем на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением на Шевченковской АЭС мощностью 350 МВт была создана промышленная установка такого же типа мощностью 600 МВт, введенная в действие на Белоярской АЭС в 1980 г. [c.136]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...