Типы реакторов деления

Типы реакторов деления [c.299]

В зависимости от энергии нейтронов, которые вызывают основную часть делений ядер горючего, реакторы подразделяют на быстрые, промежуточные и тепловые. Тип реактора зависит от соотношения количества замедлителя, горючего и других материалов, находящихся в его активной зоне, их геометрического расположения и размеров реактора. В реакторе на тепловых нейтронах энергия нейтронов, вызывающих наибольшую часть делений, обычно не превышает 0,2 эв. В реакторе на промежуточных нейтронах энергия большинства нейтронов, вызывающих деление, составляет 0,2 эе —100 кэв. В реакторе на быстрых [c.8]

В зависимости от типа реактора вопрос радиационного роста может иметь, в общем, неодинаковую технологическую ценность. Изменение размеров урана, циркония, графита вследствие радиационного роста наблюдается в интервале температур примерно до 300—400° С, поэтому проблема роста наиболее важна для реакторов, охлаждаемых водой, и для некоторых типов газовых реакторов. Ранее предполагалось, что основная причина радиационного роста заключается в анизотропии кристаллографической структуры урана, циркония, графита. Однако в последнее время получены данные о том, что эффект анизотропного изменения размеров в результате облучения проявляется также в металлах с ГЦК- и ОЦК-структурами, предварительно подвергнутых пластической деформации [П. Эти результаты свидетельствуют о том, что радиационный рост не является свойством, присущим исключительно кристаллам с анизотропной структурой. Таким образом, область проявления эффекта радиационного роста может затрагивать довольно широкий круг материалов, в связи с чем исследования этого явления занимают важное место в рамках комплексной проблемы радиационной стойкости реакторных материалов. Наиболее исследованным в настоящее время является радиационный рост моно- и поликристаллов а-урана при облучении нейтронами, вызывающими деление ядер Радиационный рост урана и связанные с ним [c.185]

Реактор на быстрых нейтронах — простейший тип реактора, так как он не требует замедлителя. При использовании уран-плутониевого цикла в таком реакторе возникают потоки нейтронов более высокие, чем при использовании любого другого цикла. Каждый акт деления ядра рождает три новых нейтрона. Таким образом, реактор этого типа, в принципе, может произвести больше горючего, чем расходует сам. Однако сечение поглощения быстрых нейтронов делящимся материалом относительно невелико, и поэтому ядерное топливо в виде окиси или карбида должно иметь высокую степень обогащения делящимся или [c.13]

Для поддержания реактора в критическом режиме избыточное число нейтронов, образующихся при каждом акте деления, должно быть удалено из цепной реакции. Часть нейтронов теряется вследствие утечки из активной зоны, часть —поглощается конструкционными материалами, замедлителем и теплоносителем, а также продуктами деления урана, в частности ксеноном Хе. Определенная часть нейтронов поглощается находящимся в тепловыделяющих элементах изотопом урана в результате чего образуется вторичное ядер-ное горючее — плутоний 2з Pu. Оставшиеся избыточные нейтроны поглощаются стержнями управления и защиты, а также вводимой в теплоноситель некоторых типов реакторов борной кислотой, используемой для их регулирования. С учетом этого общая реактивность реактора является алгебраической суммой ряда составляющих, определяемых каждым из этих процессов. Влияя на эти составляющие (например, путем перемещения регулировочных стержней, изменения концентрации борной кислоты и пр.), можно увеличить реактивность до некоторого максимального в данный момент значения. В этом смысле говорят о запасе реактивности. Для поддержания реактора в критическом состоянии по мере выгорания ядерного горючего в процессе рабочей кампании реактора постепенно выдвигают из активной зоны регулировочные стержни и уменьшают концентрацию борной кислоты в теплоносителе. При этом запас реактивности уменьшается. [c.152]

Т. р. не связаны с образованием сильно радиоактивных ядер (типа осколков деления). 3) Поскольку количество вещества в термоядерном реакторе дол кио быть малым (см. ниже), нет опасности того, что реакция приведет к взрыву. [c.179]

Атомная бомба может также рассматриваться как реактор на быстрых нейтронах, но только в таком реакторе протекает неуправляемый цепной процесс деления взрывного типа. В качестве взрывного ядерного вещества в ней используются изотопы Pu или Под действием быстрых нейтронов ядра изотопов [c.319]

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]

Особо существенной для развития новых направлений реакторостроения является разработка промышленных образцов реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного топлива. В этих реакторах (в результате захвата части нейтронов деления ураном-238) на каждый килограмм сгоревшего плутония можно получать до полутора и более килограммов вновь образующегося плутония. В реакторах этого типа происходит полное использование урана-235, вовлечение в топливный цикл урана-238 и тория. Практически это означает увеличение ресурсов ядерного топлива более чем в 20 раз по сравнению с использованием обычного цикла сгорания топлива в реакторах на медленных (тепловых) нейтронах [c.179]

В последней работе Мейера и др. [18] описывается применение системы такого типа для экспериментального реактора, работающего на ВеО. Высокотемпературные исследования, рассматриваемые в этой статье, показали, что такая топливная система обладает хорошей способностью удерживать газообразные продукты деления и может конкурировать с обычными, но еще более сложными оболочковыми системами, которые будут обсуждаться нин е. [c.450]

Существуют различные способы классификации реакторов. Их подразделяют в зависимости от выполняемой ими функции (на рабочие или экспериментальные), от используемого типа расщепляющегося топлива, от типа теплоносителя, предназначенного для извлечения тепла, выделяемого в результате расщепления, и т. д. Весьма удобно классифицировать ядерные реакторы по энергии нейтронов (быстрые, медленные), вызывающих большинство реакций деления (табл. 5). Конечно, термины быстрые , средние (промежуточные) и медленные нейтроны (или реакторы) весьма относительны, поскольку даже так называемые медленные [c.71]

Давайте подведем итог и просуммируем известные нам факты о ядерном синтезе. 1. Энергия связи в принципе может выделиться в процессе синтеза ядер, если общая сумма масс ядер, вступающих в реакцию, примерно меньше 50 а. е. м. 2. Энергия, излучаемая большинством звезд (включая Солнце), получается в результате таких реакций синтеза, причем преобладающий их тип зависит от плотности, температуры и химического состава конкретной звезды. Чтобы превратиться в гелий, солнечный водород проходит цепочку реакций, начиная ср + р— d- - е+ v. 3. Эта реакция протекает слишком медленно, и поэтому в земных термоядерных реакторах будут использоваться реакции синтеза с участием более тяжелых изотопов водорода — дейтерия и трития. 4. Запасы дейтерия практически безграничны и исключительно дешевы по сравнению как с обычным (ископаемым), так и с ядерным (например, ураном или плутонием) топливами. Кроме того, в отличие от реакции деления реакции синтеза не оставляют после себя [c.112]

Итак, в реакторах корпусного типа выделение газа может быть подавлено добавлением водорода в питательную воду для промышленных силовых установок потребуются большие количества водорода для подавления разложения воды. Этого можно избежать путем рециркуляции газа, но ценой увеличения азота (из-за течи воздуха в конденсаторе) и рециркуляции газообразных продуктов деления из дефектных твэлов. [c.99]

Выводы. Приведенная информация свидетельствует о сложности оценки выхода продуктов деления из поврежденного твэла в АЭС с водоохлаждаемыми реакторами во всем диапазоне изменения параметров проектируемой установки. Существующие методы оценки (по крайней мере для реакторов типа [c.147]

Основные радиоактивные изотопы и их предшественники. С точки зрения радиоактивной загрязненности контура основной интерес представляют долгоживущие радиоактивные изотопы, испускающие жесткие v-кванты со значительным выходом на распад. В табл. 9.1 приведены предшественники (ядра мишени), типы радиоактивного распада и энергия испускаемых у-квантов для наиболее важных изотопов, не являющихся продуктами деления ядерного горючего и обычно встречающихся в реакторах с водой. [c.280]

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]

В настоящее время плутоний получают в реакторах различного типа во многих странах мира. Реакторным горючим служит уран с обычным содержанием урана-235 или слегка нм обогащенный. Ураи как ядерное горючее применяется в различных видах, но чаще всего в виде металла (наиболее плотная форма) для сведения к минимуму размера реактора [lOl]. Обычно в реакторе выгорает лишь относительно небольшая доля урана-235, прежде чем горючее извлекается из реактора для химической переработки с целью отделения плутония от урана н продуктов деления. [c.512]

Предельно допустимое количество дефектов твэлов, допускаемое проектами АЭС с ВВЭР, составляет 1 % с дефектами типа газовой неплотности и 0,1 % с прямым контактом теплоносителя и диоксида урана. Суммарная удельная радиоактивность продуктов деления в теплоносителе ГЦК, соответствующая такой неплотности твэлов, составляет (1,8—3,7)10 Бк/л на момент отбора пробы при 100 %-ной тепловой мощности реактора. [c.155]

Существуют несколько источников загрязнений теплоносителя в пароводяных трактах ТЭС и АЭС примеси добавочной воды, вводимой в цикл для покрытия внутренних и внешних потерь пара и конденсата присосы в конденсат пара охлаждающей воды в конденсаторах или сетевой воды в теплообменниках примеси загрязненного конденсата, возвращаемого от внешних потребителей пара на ТЭЦ примеси, искусственно вводимые в пароводяной тракт для коррекции водного режима (фосфаты, гидразин, аммиак и другие разнообразные добавки) продукты коррозии конструкционных материалов, переходящие в теплоноситель. На АЭС примеси, кроме того, могут поступать в тракт в виде продуктов деления ядерного топлива через негерметичные участки тепловыделяющих элементов и образовываться в активной зоне реактора за счет процессов радиолиза воды, а также протекания радиационных превращений и радиационно-химических реакций. В зависимости от типа основного теплоэнергетического оборудования и условий работы вклад и влияние каждого из перечисленных источников (табл. В.1) в суммарное загрязнение водного теплоносителя ТЭС и АЭС могут значительно варьироваться. [c.9]

Ядерная электростанция, должна содержать все элементы обычной тепловой электростанции. Ядерный реактор заменяет топку котла. Ток газа, например гелия, передает тепло, освобождающееся в результате деления, к теплообменнику в теплообменнике образуется пар, направляющийся в турбину, к которой подключен генератор переменного тока. Изображенный здесь реактор относится к типу гетерогенных. [c.198]

С точки зрения расчета защиты реактора представляет интерес сравнить интенсивность потоков излучений, выходящих из активной зоны или отражателя различных типов реакторов. Эта интенсивность зависит от мощности реактора, его конструкции, назначения. Однако можно привести некоторые средние цифры. Так, в уран-графи-товом реакторе плотность потока нейтронов, падающих на защиту, достигает (1ч-2)-10 нейтрон/ (см сек), плотность потока энергии у-квантов 2-10 2 Мэв/ см сек)-, до 95% потока нейтронов составляют медленные и тепловые нейтроны. В водо-водяном реакторе плотность потока нейтронов, как правило, не превышает 1X ХЮ нейтрон/ см --сек), интенсивность потока энергии у-квантов 5-10 з Мэе/(см -сек), причем в спектре нейтронов примерно 50% быстрых и промежуточных. В реакторах на быстрых нейтронах плотность потока нейтронов составляет до 5-10 —1-10 нейтрон/ см -сек), плотность потока энергии у-квантов - 10 3 Мэе/ см --сек). Максимум в спектре нейтронов, падающих на защиту, обычно соответствует нейтронам с энергией 50—100 кэв. Для примера на рис. 9. 1 приведен спектр нейтронов, выходящих из быстрого реактора Ферми с натриевым теплоносителем. Он существенно мягче спектра нейтронов в активной зоне этого реактора и мягче спектра нейтронов деления, подробно описанного в 9. 2. [c.9]

Потоки нейтронов в современных реакторах имеют порядок 10 нейтрон/см -с при значительном разбросе по обе стороны от этой величины в реакторах разных типов. Нейтронный спектр зависит от типа реактора. В реакторах на медленных нейтронах форма этого спектра близка к максвелловскому распределению по скоростям с максимумом в области около 0,07 эВ и с немаксвелловским хвостом , простирающимся в область высоких энергий примерно до 10 МэВ. Примером может служить изображенный на рис. 9.6 спектр нейтронов советского исследовательского реактора ВВР. В реакторах на быстрых нейтройах энергетическое распределение нейтронов является промежуточным между тепловым спектром (рис. 9.6) и спектром нейтронов деления, изображенным на рис. 9.7. В этом случае из реактора вылетает большое число нейтронов с энергией порядка 1 МэВ. [c.487]

Как указано в разделе б, независимо от типа реактора, управление определяется В-долей потока нейтронов, испускаемых с запаздыванием ). Если заметное количество запаздывающих нейтронов будет испускаться вне активного объема (фиг. 97), управление затруднится. Если скорость циркуляции Q см /сек. очень велика, во внешнем объеме (трубы, насосы и теплообменник) концентрация продуктов деления будет такая же, как в активном объеме. В этом случае доля V jV запаздывающих нейтронов будет испущена вне V . Следовательно, эффективная величина %n = l—V V,) и необходимо конструировать установку так, чтобы VolVi было возможно меньше ). Для У /У, = 0,18, Pef = 0,50% вместо 0,61% (см. раздел 9 гл. П). В предельном случае средних значений Q и достаточно большого VJV-i, когда практически все ядра, испускающие запаздывающие нейтроны, удаленные из активной зоны, успевают распасться раньше, чем возвратиться в, можно показать, что [c.274]

В некоторых реакторах замедлитель отсутствует и для возбуждения новых реакций деления используются непосредственно образующиеся нейтроны. Такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах. К такому типу реакторов относятся воспроизводящие реактдры (реакторы-размножители) ( 11.10.2.2). [c.287]

Благодаря более высокому к. п. д. и более экономичному процессу деления за счет меньшего поглощения нейтронов в реакторах ВГР с паротурбинными установками достигается уменьшение удельного расхода ядерного горючего по сравнению с удельным расходом в водо-водяных реакторах типа ВВЭР в 1,5 раза, а начальное удельное вложение ядерного горючего на единицу мощности — в 5 раз и более. Однако, по-видимому, основное преимущество реакторов ВГР будет реализовано при применении одноконтурных энергоустановок с гелиевыми турбинами, а также в комбинированных энерготехнологических [c.4]

Некоторые (например, транспортные) реакторы работают ограниченное время и затем с тем же составом ядерного горючего продолжают свою работу. У энергетических водо-водяных реакторов (типа ВВЭР) частичная (примерно 1/3) перегрузка ядерного горючего происходит при остановленном реакторе. Кроме того, в различные кампании может изменяться мощность реактора. Поэтому представляет практический интерес рассмотреть изменение активности продуктов деления для подобных случаев (рис. 13.2). При кампании и выдержке 4 актив- [c.179]

Новые возможности иолучения интенсивных пучков быстрых и медленных нейтронов появились после изобретения циклических ускорителей заряженных частиц и ядерных реакторов. В ускорителях получаются быстрые нейтроны при помощи (а, п)-, р, п)- или [d, п)-реакций, идущих при соударении ускоренных а-частиц, протонов или дейтонов с мишенью. В наиболее распространенных типах ядерных реакторов получаются медленные (в основном тепловые) нейтроны, которые образуются в результате замедления нейтронов, испускаемых в процессе деления ядер урана или другого ядерного горючего. В обоих случаях получаются пучки нейтронов несравненно большей интенсивности, чем с помощью нейтронных источников. В особенности интенсивные пучки нейтронов 10 нейтрКсм сек) позволяют получать ядерные реакторы, работающие в импульсном режиме. [c.286]

Так, если следовать морфологическому методу прогнозирования, мы должны будем рассмотреть более 4 тыс. реакторов 1) по типу деления ядер (3) — тепловыми нейтронами (до 1 эВ), промежуточными (1—10" эВ), быстрыми (выше 10 эВ) 2) по типу горючего (5) — природный уран (0,7% U-235), слабообогащен-ный уран (до 5% U-235), высокообогащенный уран (до 90% U-235), Pu-23d, U-233 3) по типу теплоносителя (4) — вода (HgO, DaO), жидкая органика (дифенил, терфенил), жидкие металлы (Na, NaK, Bi, Pb), газы (воздух, СОз, Не, H ) 4) по типу замедлителя (3) — вода (НзО, DaO), жидкая органика, твердые вещества (графит, ВеО, ZrH) 5) по типу регулирования (4) — механические стержни, выгорающие поглотители, газовое регулирование, движение замедлителя 6) по типу горючего (6) — металлическое, дисперсное, керамическое, жидкометаллическое, водные растворы, газообразное. [c.147]

Нагретая вода из реактора по трубопроводу поступает в первый контур парогенератора, нагревает воду второго контура и превращает ее в сухой насыщенный пар (второй контур). Парогенератор представляет собой большой цилиндр горизонтального типа с и -образными трубами из нержавеющей стали с внутренним диаметром 16 мм и толщиной стенки 1,4 мм. Сухой насыщенный пар (второй контур) по паропроводам подводится к турбине мощностью 220 МВт. Процесс управления интенсивностью тепловыделения в рёактбрб происходит путём регулирования деления атомов урана-235. Технически это осуществляется введением в активную зону или извлечением из нее стержней из материала, поглощающего нейтроны. Стержни из карбида бора, сильно поглощающие нейтроны, размещены тоже в кассетах, общим числом 73 или 37. К их верхнему концу присоединены штанги, связанные с электромеханической системой управления и защиты реактора. [c.164]

Другим очень редким типом ядерной реакции является спонтанное деление ядер урана и плутония. Изредка эти ядра могут самопроизвольно расщепляться, подобно тому, как они самопроизвольно излучают альфа-частицы при радиоактивном распаде, то есть расщепляться без какого-либо явного внещнего воздействия, как, например, при поглощении нейтрона. Хотя этот процесс является редким и не совсем до конца понятным, его учет тем не менее также необходим при конструировании ядерного реактора, поскольку этот физический процесс является дополнительным источником нейтронов. Так, в одном грамме природного урана спонтанное деление происходит один раз в 100 с, и в результате каждого такого деления образуются два или три нейтрона. Следовательно, в большом ядерном реакторе, содержащем от 10 до 10 кг урана, каждую секунду образуются миллионы нейтронов дополнительно к тем, которые возникают в результате цепной реакции. [c.58]

При работе реактора все оборудование первого контура становится радиоактивным. Причиной этого является загрязнение его радиоактивными продуктами, присутствующими в теплоносителе. На станциях с водоохлаждаемыми кипящими реакторами типа РБМК радиоактивными также становятся питательный тракт, турбинная установка и главные паропроводы. Радиоактивным становится и теплоноситель, циркулирующий через реактор вода в водоохлаждаемых реакторах, двуокись углерода или гелий в газо-графитовых реакторах, тяжелая вода в тяжеловодных реакторах, натрий в реакторах на быстрых нейтронах. Вместе с неорганизованной утечкой теплоносителя через различного рода неплотности оборудования и - в значительной мере - сальники арматуры в воздух помещений АЭС попадают радиоактивные аэрозоли, изотопы иода, криптона, ксенона, цезия и др. Загрязнение воздуха продуктами деления ядер-ного топлива создает значительные затруднения в эксплуатации. [c.2]

Продукты деления. Продукты деления могут попасть в теплоноситель в результате загрязнения наружной поверхности оболочек твэлов ураном или через дефекты в оболочке. Первый источник был рассмотрен выше и выражен через сечения реакций, выход и энергию продуктов деления, состав материалов и пробеги ядер отдачи в зависимости от их энергии. Выход продуктов деления из ядерного горючего существенно зависит от того, какой тип горючего используется. В настоящее время на водоохлаждаемых реакторах предпочтение отдается UO2. Другие материалы, такие, как смесь окислов урана и плутония, сплавы урана типа UaSi, находятся в стадии разработки и еще не достигли коммерческого применения. Обычно UO2 используется в виде спрессованных до высокой плотности и спеченных таблеток, размещенных в трубке из циркалоя или нержавеющей стали. Другие формы использования UO2 в энергетических реакторах, такие, как горючее с вибрационным уплотнением, находятся в процессе исследования, но также еще не достигли коммерческого применения. [c.132]

Несмотря на тщательность обоснования работоспособности твэлов и контроль за соблюдением нормальных условий теплообмена, не удается обеспечить абсолютную герметичность оболочек твэлов при их эксплуатации. Предельное число дефектов твэлов, допускаемое проектами АЭС с ВВЭР, составляет 1% с дефектами типа газовой неплотности и 0,1% с прямым контактом теплоносителя и диоксида урана. Суммарная удельная радиоактивность продуктов деления в теплоносителе ГЦК, соответствующая такой неплотности твэлов, составляет 0,05— 0,1 Ки/л на момент отбора пробы при 100%-ной тепловой мощности реактора (при этом удельная активность негазообразных продуктов деления через 2 ч после отбора пробы равна 5-10 —5-10 Ки/л). Все системы и сооружения, обеспечивающие радиационную безопасность АЭС, рассчитаны на возможность длительной работы с указанными предельными значениями активности теплоносителя без нарушения действующих санитарных норм. Реально наблюдаемые на действующих блоках с ВВЭР значения удельной активности теплоносителя на один-два порядка ниже предельных значений. [c.94]

Величину АК=К—1 называют реактивностью реактора. Если /С>1, то реактивность положительна и мощность реактора увеличивается, если К<1, то реактивность отрицательна и мощность уменьшается. Если реактивность постоянная, то относительный прирост мощности АЛ//(Л/Дт) за некоторое время Дт не зависит от времени. Величину Т= ДЛ / (Л/Дт)] , обратную относительной скорости приращения мощности, называют периодом реактора. Период численно равен времени, за которое нейтронный поток в реакторе (при постоянной относительной скорости) увеличивается в е=2,718... раз. Значение периода зависит от внесенной реактивности. При этом существенную роль играют так называемые запаздывающие нейтроны, что было отмечено еще в 1940 г. выдающимися советскими учеными Я. Б. Зельдовичем и Ю. Б. Харитоном. При делении ядра непосредственно выделяются не все нейтроны небольшая их часть (0,7% для 0,4% для 239ри) выделяется при радиоактивных превращениях осколков разделившегося ядра. Долю запаздывающих нейтронов обозначают р. Наличие запаздывающих нейтронов приводит к тому, что при внесении относительно небольшой положительной реактивности (Д/С СР) относительная скорость прироста мощности мала (период велик) и реактором легко можно управлять. При внесении больших реактивностей Д/С>Р относительные скорости велики (период мал). В табл. 11.1 приведены значения периода при различных значениях ДК/р (для реактора типа ВВЭР). [c.123]

Многие вопросы ядерной и радиационной безопасности АЭС фирма ССА предлагает решить с помощью корпуса из предварительно напряженного железобетона, в который заключается реактор и все оборудование первого контура и дополнительной противоактивной оболочки. По условиям безопасности первый контур теплоносителя состоит из трех независимых петель. В нем также предусмотрен специальный контур расхолаживания реактора. На первом этапе разработки реактора ведутся для давлений 80— 100 бар (с последующим повыщением до 120 бар) с температурой гелия 600 — 650 °С с тепловыделяющим элементом вентилируемого типа, в котором давление газовых осколков деления автоматически вы- [c.17]

Осуществление регулируемой цепной реакции деления ядер-ного горючего положило начало работам по созданию ядерных ГТУЗЦ. Велись проработки установок с одноконтурной, двухконтурной и трехконтурной схемами на базе реакторов различных типов. [c.84]

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]

Тепловыделяющий элемент (твэл) представляет собой топливный сердечник, заключенный в герметичную оболочку с концевыми деталями, предотвращающими утечку продуктов деления и взаимодействие топлива с теплоносителем. В больщин-стве случаев твэл энергетического реактора имеет цилиндрическую форму. В реакторах типа ВТГР твэл имеет сферическую форму. [c.135]

Спектр нейтронов в используемых тесных решетках сравнительно жесткий, существенное значение приобретают процессы деления и поглощения в надтепловой области энергий. Водо-водяные реакторы характеризуются большими отрицательными значениями температурного и мощностно-го эффектов реактивности в процессах разогрева и вывода на мощность. Поэтому реакторы типа ВВЭР обладают динамической устойчивостью. [c.150]

Измерение и контроль мощности осуществляется с помощью нескольких типов нейтронных детекторов ионизационных камер, размещенных снаружи корпуса реактора и используемых при работе на мощности высокотемпературных камер деления, контролирующих реактор в подкритиче-ском состоянии и пусковых режимах. [c.168]

Твэлы ВТГР представляют собой графитовую матрицу, в которой диспергированы микротвэлы. Применение микротвэлов позволяет обеспечить малую удельную активность первого контура при глубоком выгорании ядерного топлива и высоких температурах топлива и теплоносителя. Невозможность расплавления керамического топлива в виде микротвэлов, отрицательный мощностный и температурный коэффициенты реактивности, невозможность образования вторичной критической массы, самопроизвольное прекращение цепной реакции деления при тяжелой аварии с полной потерей гелиевого теплоносителя делают ВТГР наиболее безопасными из всех энергоблоков с ядерными реакторами других типов. [c.173]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...