Устройство реактора деления

Устройство реактора деления [c.286]

Ядерные реакторы используют избыточную энергию деления изотопа урана с массой 235, которая в среднем составляет 210 МэВ на один распад (1 эВ=1,6-10- Дж). Устройство реактора само по себе достаточно сложно, если говорить о технических деталях, однако по своей сути это всего лишь паровой котел, производящий пар для вращения турбины. [c.36]

Твэлы представляют собой устройства, содержащие твердое ядерное горючее. При помещении их в активную зону реактора они обеспечивают цепную реакцию деления, генерацию тепловой энергии, а при наличии в их составе материалов воспроизводства— накопление или В наиболее общем случае [c.222]

Устройство, в котором осуществляется управляемый цепной процесс деления атомных ядер тяжелых элементов, называется ядерным реактором (котлом). [c.313]

Реактором называется устройство, в котором поддерживается управляемая цепная реакция деления. R соответствии с типом цепной реакции различают реакторы на медленных, промежуточных и быстрых нейтронах. [c.578]

Мы живем в начале четвертого периода, основными энергетическими проблемами которого являются воспроизводство ядерного топлива деления в реакторах на быстрых нейтронах, осуществление контролируемого термоядерного синтеза, все более широкое применение возобновляемых источников энергии и повышение энергетической эффективности всех типов энергетических установок и энергопотребляющих устройств. К проблемам, нока не имеющим научно-технических оснований для их решения в ближайшем будущем, относятся концентрация рассеянного тепла окружающей среды, массовый искусственный синтез молекул, подобных хлорофиллу, извлечение энергии деления не только из ядер, но и из пока неделимых нуклонов — нейтронов и протонов. [c.15]

Эксперименты, выполняемые с целью получить данные об изменении свойств материалов элементов конструкции активной зоны проектируемых и строящихся ядерных реакторов, обычно проводят в исследовательских реакторах. Естественно, условия облучения в этих экспериментах, как правило, не полностью соответствуют условиям эксплуатации. Следует также отметить, что при радиационных испытаниях воздействует комплекс факторов спектр, плотность потока и флюенс нейтронов, осколки деления, -кванты, температура, влияние окружающей среды и т. п., — их необходимо учитывать для объяснения экспериментальных результатов. В то же время само облучение и определение условий, в которых оно происходило, проводятся исследователями различным образом. Это обстоятельство затрудняет сопоставление данных, полученных разными авторами. В связи с этим целесообразно рассмотреть как конструктивные особенности внутриреакторных устройств для облучения образцов графита, так и методы определения и сопоставления условий облучения. [c.75]

Защитная оболочка ядерного реактора — герметичное устройство, в котором размещается все оборудование первого контура, предназначенное для удержания продуктов деления, выделяющихся при аварии. [c.532]

Ядерный реактор является устройством, обеспечивающим высвобождение энергии при делении нейтронами ядер тяжелых элементов (урана, плутония или их смеси) или при слиянии ядер легких элементов (водорода, дейтерия или лития] под воздействием частиц высокой энергии, способных нагреть легкие атомы до температуры в миллионы градусов (стабильная управляемая реакция термоядерного синтеза требует температур 10 Си выше). Пока промышленное значение имеют лишь реакторы первого типа. [c.228]

Цепная реакция деления ядерного топлива протекает благодаря избыточным нейтронам. Под воздействием нейтронов в облучаемых конструкционных материалах реактора (оболочки твэлов, детали ТВС, внутриреакторные устройства, корпус), а также в теплоносителе и материалах биологической защиты, в газовой атмосфере, заполняющей пространство между реактором и его биологической защитой, многие химически стабильные (нерадиоактивные) элементы превращаются в радиоактивные. Возникает так называемая наведенная радиоактивность, усложняющая эксплуатацию, требующая применения защитных устройств и средств дистанционного обслуживания. Радиационное воздействие быстрых нейтронов вызывает в конструкционных материалах реактора, и прежде всего его активной зоны, существенные радиа ционные повреждения (охрупчивание, распухание, повышенную ползучесть). [c.87]

Активная зона реактора СНАП-10 состоит из твэлов цилиндрической формы, содержащих уран-235 и гидрид циркония (последний используется в качестве замедлителя). Между твэлами помещаются диски из бериллия, которые улучшают отвод тепла из активной зоны. С торцов и периферии активная зона окружена бериллиевым отражателем. К боковому отражателю примыкает термоэлектрический генератор, от которого отвод тепла осуществляется с помощью излучателя. Реактор состоит из двух половин, в каждую из которых загружается топливо с массой ниже критической. Эти половины во время транспортировки отделяются друг от друга специальным устройством, которое удаляется непосредственно перед запуском установки в космос. Реактор включается после вывода его на расчетную орбиту. При этом по команде с Земли включается механизм, сближающий обе половины реактора, в результате чего загрузка топлива становится выше критической и создаются условия для цепной реакции деления. После достижения рабочего уровня мощности реактор переключается на саморегулирование вследствие отрицательного температурного коэффициента. Система рассчитана на непрерывную работу в режиме саморегулирования в течение года и более. [c.228]

Выше уже говорилось о том, что большое количество свободных нейтронов образуется только в результате цепной ядерной реакции деления ядер урана-235, осуществляемой в атомных реакторах. Совершим мысленно путешествие внутрь уран-графитового реактора, посмотрим его устройство и работу. [c.89]

Стержни, вынутые из реактора, содержат большое количество урана-238, очень мало урана-235, некоторое количество плутония и продукты деления. Из каждой тонны стержней получается несколько килограммов плутония. Продукты деления обладают огромной радиоактивностью. Поэтому вынутые из атомного реактора стержни чрезвычайно опасны. Их извлечение, транспортировку и последующую обработку осуществляют при помощи специальных приборов и устройств на расстоянии. [c.102]

В обычных реакторах, как известно, нейтроны, вылетающие в результате деления ядер, идут на поддержание ценной реакции, воспроизводя такое же количество вторичных нейтронов. Автоматические устройства поддерживают реактор в так называемом критическом режиме. [c.200]

Устройство, в котором осуществляется регулируемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, называется ядерным реактором. [c.12]

Основным элементом атомной электростанции является ядерный реактор — устройство, в котором может поддерживаться управляемая цепная реакция деления ядер расщепляющихся материалов ядерного горючего. Почти вся выделяющаяся при этом энергия превращается в тепло, которое отводится из реактора первичным теплоносителем (воздух, углекислый газ, гелий и другие газы, вода, жидкие металлы) и преобразуется в атомной электростанции в электрическую энергию. При работе реактора возникает высокоинтенсивное проникающее излучение (гамма-лучи, нейтронные потоки), под воздействием которого ряд материалов, в том числе и теплоносителей, сами могут становиться радиоактивными. Излучение опасно для обслуживающего персонала, поэтому реактор первичный контур окружают биологической защитой обычно бетонными стенами (1—3 м). [c.392]

Устройства, позволяющие использовать подобным образом энергию деления ядер урана, называют ядерными реакторами. Пока преобладают реакторы на медленных тепловых нейтронах имеются экспериментальные реакторы и электростанции (Энрико Ферми) на быстрых нейтронах. При делении ядра высвобождается энергия, 83% которой приходится на осколки деления, 6% — на нейтроны и гамма-лучи и 11 % — на другие виды излучения и продукты деления. [c.376]

Экономические показатели. Сравнивать непосредственно стоимость производства электроэнергии на несуществующем ИТР с реально действующими энергетическими установками не вполне корректно, а экономическая конкурентоспособность реактора синтеза в будущем связана со стоимостью исчезающих запасов топлива, предсказать которую сейчас вряд ли возможно. Однако можно сделать некоторые качественные оценки. Затраты на единицу мощности для установок деления и синтеза практически одинаковы [38], но для реактора синтеза отсутствуют затраты на долгосрочное хранение отходов. Большие затраты в энергетике синтеза ожидаются при амортизации устройств, создающих условия для протекания реакции (лазеров, ускорителей), но это представляется все же решаемой проблемой, если будут созданы условия для выполнения энергетического критерия G 100. В этом случае темп развития научных исследований в области ядерного синтеза будет являться определяющим фактором при формировании тенденций развития мировой энергетики в XXI веке. [c.260]

При стационарном режиме работы ядерного устройства (реактора, генератора) критическое состояние системы, когда коэффициент размножения нейтронов к = 1, соответствует самоподдержива-ющейся реакции деления. Понятно, что при работе устройства в пределах этого режима коэффициент к будет меняться в окрестности единицы. Лля описания состояния работы ядерного устройства поэтому вводят коэффициент [c.297]

Этот процесс представляет собой расщнрен-ное воспроизводство ядерного горючего. Изотоп плутония относительно стабилен и имеет период полураспада более 24 тыс. лет. Но поскольку плутоний также не встречается в природе, этот период тоже не так уж долог. 2зэрц даже в большей степени, чем подвержен тепловой нейтронной реакции деления, и на одно деление у него образуется в среднем большее число нейтронов. Эти свойства были открыты на самых начальных этапах исследований ядерного деления, и во время второй мировой войны предпринимались интенсивные усилия наладить с помощью реакторов получение плутония в количествах, измеряемых килограммами. Первая ядерная бомба была взорвана 16 июля 1945 г. в Нью-Мехико около г. Аламогордо. Она представляла собой устройство, созданное на принципе деления плутония. [c.40]

Оптимизация параметров АЭС в случае деления общей модели на подмодели производится итерационно для заданных мощности реактора и района размещения станции при принятом ориентировочно расходе пара в конденсатор определяются оптимальные параметры конденсационного устройства и системы охлаждения воды. Затем по принятым начальным параметрам пара и параметрам питательной воды оптимизируются вид тепловой схемы турбоустаповки и параметры входящего в нее оборудования, а также выявляется зависимость оптимальных решений по тепловой схеме от параметров и расхода теплоносителя. В данной работе рассматривается блок АЭС с заданными типом и параметрами реактора, по- [c.79]

Устройство, в котором осуществляется регулируемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, называется я д е р н ы м реактором. В качестве ядерного топли-в а используются как природные изотопы [c.11]

Накопление радиоактивных продуктов деления в твэлах, чрезвычайно высокая их радиоактивность и связанное с этим весьма долговременное остаточное тепловыделение в активной зоне реактора после его остановки (рис. 4.3) вместе с высокой наведенной радиоактивностью материалов и теплоносителя — все это предъявляет особые требования к проектированию, сооружению и эксплуатации АЭС, ее основного оборудования, а также систем контроля, управления и защиты, систем гарантированного обеспечения ядерной и радиационной безопасности. Эти требования не имеют аналогии в теплоэнергетике, работающей на органическом топливе. Их удовлетворение в основном и вызывает увеличение в 1,5—2,5 раза удельных капитальных вложений в АЭС по сравнению с удельными капитальными вложениями в ТЭС. Такое увеличение связано с усложнением инженерных решений, с оснащением АЭС специальными дорогостоящими устройствами, оборудованием, приборами и специальными материалами, не имеющими применения в обычной энергетике. К специфическим устройствам и совружениям АЭС относятся система аварийного охлаждения и защиты реактора (САОЗ), защита от ионизирующего излучения, бассейны для охлаждения и выдержки отработавшего топлива, выгруженного из реактора, специальные машины для дистанционной загрузки и перегрузки топлива, система специальной вентиляции и фильтрации радиоактивных газов, специальная очистка теплоносителя первого контура от радиоактивных продуктов деления, устройства для дезактивации обору- [c.94]

Для РУ эволюционных проектов ВВЭР-1000 (В-392) и ВВЭР-640 основное внимание направлено на обеспечение надежного прекращения цепной реакции деления в аварийных ситуациях за счет пассивных средств и внутренне присущих реактору свойств, а также надежного и длительного пассивного охлаждения остановленного реактора, удержание и охлаждение расплава активной зоны. С этой целью осуществляют функциональное и пространственное разделение систем защиты, дублирование и резервирование систем обеспечения безопасности, увеличивают запас воды в корпусе и первом контуре. Используют пассивные устройства и системы безопасности, учитывающие возможность длительного перерыва в энергоснабжении двойную защитную оболочку, рассчитанную на внутреннее давление (стальную) и внешние воздействия (бетонную). ВВЭР-640 имеет пониженную энергонапряженность активной зоны (65,4 кВт/л), увеличенную эффективность механических систем управления и защиты (СУЗ), выгорающие поглотители, организованный вокпуг корпуса бассейн-выгородку с водой для аварийного отвода теплоты, систему аварийного охлаждения активной зоны с увеличенным запасом воды и систему пассивного отвода теплоты с эффективными водо-водяными теплообменниками. [c.129]

В активной зоне (АЗ) происходит цепная реакция деления ядер. АЗ пространственно-гетерогенного реактора состоит из тепловыделяющих элементов, замедлителя, теплоносителя, внутрикор-пусных устройств и органов управления и защиты реактора. [c.135]

Реактор состоит из твердого сердечника, в котором уран или плутоний смешаны с веществом, используемьш в качестве замедлителя. Таким веществом может, например, служить сплав с высокой точкой плавления или смесь металлического порошка с каким-нибудь огнеупорным веществом. В сердечнике имеются отверстия, сквозь которые проходит охлаждающий поток жидкости или газа. Во избежание засорения продуктами деления эти отверстия соответствующим образом облицовываются. Теплообменник может не иметь такой защиты, как сам реактор. В таком устройстве целесообразно в качестве охладителя использовать тяжелые металлы в жидком состоянии — расплавленный свинец, висмут или ртуть. Для замены горючего необходим демонтаж установки. [c.199]

Подкритические сборки (их часто назьшают нейтронными размножителями) по общему устройству близки к ядерным реакторам. Однако в них самоподдерживающийся процесс деления ядер горючего не может протекать. Для его осуществления в активную зону подкритической сборки вводится радиоактивный источник нейтронов. При его удалении процесс деления прекращается. [c.78]

Если один из V вторичных нейтронов вступит в реакцию (9-1), то будет протекать самоподдерживающая реакция, в которой распад одного атома повлечет в дальнейшем распад euie одного атома. Устройство, в котором осуп1ествляется самоподдержпвающаяся реакция ядерного деления, называется ядерным реактором (рис. 9-1). [c.139]

В атомных электростанциях используется теплота выделяющихся в процессах деления ядер атомов расщепляющихся материалов (урана-235, плутония-239 и урана-233). Устройства, в которых происходят процессы деления ядер с выделением тепла, носят название атомных реакторов. Теплота, выделяемая за счет ядерной энергии, передается в реакторе охлаждающему теплоносителю. Как сам реактор, так и охлаждающий его теплоноситель являются источниками опасного для жизни интенсивного проникающего излучения (нейтронный поток и гамма-лучи). Поэтому для защиты обслуживающего персонала реактор и связанное с ним оборудование ограждают толстыми (1,5—2,0 м) бетояными стенами. Для этой же цели часто использование выделяющегося в реакторе тепла ведут, пропуская нагретый в реакторе теплоноситель через специлль-ный промежуточный теплообменник. В таком теплообменнике теплотя от охлаждающего реактор первичного теплоносителя (обычная вода, тяжелая вода, углекислый газ, гелий. [c.22]

Экономические показатели. Сравнивать непосредственно стоимость производства электроэнергии на несуществующем реакторе ИТС с реально действующими энергетическими установками не вполне корректно. Оценки показывают, что капитальные затраты на единицу установленной мощности для установок деления почти вдвое меньше, чем для установок синтеза [6]. Значительная доля в капитальных затратах относится к устройствам, осуществляющим поджиг мишени (лазеры, ускорители). Она может быть снижена, если будут найдены способы улучшения энергетических характеристик мишени. В стоимости электроэнергии электростанций ИТС отсутствуют затраты на долгосрочное хранение отходов. Экономический анализ, проведенный различными исследовательскими группами, показывает, что себестоимость электроэнергии, произведенной с помощью ИТС, становится конкурентоспособной, когда один драйвер с частотой 10 Гц работает на 5 реакторов с тепловой мощностью каждого реактора 1 ГВт [3]. При этом себестоимость 1 кВтч электроэнергии по прогнозам сопоставима с показателями для МТС и ТЭС [4], но, однако, превосходит их. В этом случае темп развития исследований в области ядерного синтеза может [c.167]

Ядерными реакторами атомными котлами) называются устройства, в которых осуществляются управляемые цепные ядерные реакции. Основные элементы ядерного реактора ядерное горючее, замедлитель и отражатель нейтронов, теплоноситель для отвода тепла, образующегося в реакторе, регуляторы скорости развития цепной реакции деления. Различаются реакторы на медленных и на быстрых нейтронах (VI.4.9.2°). Для работы первых обязательно на-личте замедлителя, позволяющего нейтронам скачками преодолевать опасную область энергий, в которой происходит резонансный захват нейтронов (VI.4.9.3°), приводящий к убыли их числа в активной зоне реактора. [c.492]

Независимо от типа, в атомной энергетической уст принято различать две основные части — реакторную и м ческую. Реакторная часть предназначена для получения те энергии за счет реакции деления ядерного горючего и пе полученного тепла рабочему телу. В состав ее обычно реактор, парогенераторы или газонагреватели, трубопров вспомогательными механизмами и устройствами. В завио от рода рабочего тела реакторная установка может назы паропроизводящей или газонагревательной. [c.196]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...