Поток нейтронов и тепловая мощность реактора

ПОТОК НЕЙТРОНОВ И ТЕПЛОВАЯ МОЩНОСТЬ РЕАКТОРА [c.358]

Фиг. 200. Зависимость нейтронного потока в реакторе и тепловой мощности реактора от глубины погружения регулирующих стержней

Вычислительные программы наряду с потоками нейтронов позволяют рассчитать распределение полного энерговыделения, нормированного на условно заданную мощность реактора. Перераспределение этой энергии между твэлами и другими материалами, входящими в элементарную ячейку ядерного реактора (замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами), слабо изменяет тепловыделение в топливе. Важно правильно произвести пересчет с условно заданной в расчете мощности на реальную. В настоящее время тепловая мощность реактора экспериментально может быть определена с погрешностью не менее 3 %. [c.186]

В то же время ядерный реактор мощностью 1 000000 кет дает поток нейтронов, способный по истечении года вызвать изменение почти всех атомов примесей. Но нет никакой необходимости изменять все атомы. По истечении нескольких дней или нескольких недель в результате исчезновения некоторых старых пигментов и появления новых возникает значительное изменение окраски. Присутствие в реакторе значительного количества алмазов не отразится чувствительно на его работе. Величина средней энергии нейтронов деления (порядка 1 /Нэв), а также наличие в реакторе резонансных нейтронов и тепловых нейтронов являются благоприятными факторами для процесса превращения, причем изотопы углерода, входящие в состав алмаза, С и С , реагирующие лишь с быстрыми нейтро- [c.245]

Для снижения радиационного тепловыделения и радиационных нарушений в корпусе реактора предусматривают внутри-корпусную защиту. Таким образом, эта защита выполняет функции тепловой и противорадиационной защиты корпуса [44]. Она обеспечивает снижение радиационного энерговыделения в корпусе реактора до уровней, удовлетворяющих требованиям безопасности эксплуатации в условиях термических напряжений, и ограничивает потоки нейтронов, падающих на корпус, до величин, соответствующих допустимому накоплению радиационных нарушений за время срока службы корпуса. Кроме того, внутри-корпусная защита должна в максимально возможной степени снижать выход захватного у-излучения из своих элементов и корпуса реактора, которые довольно часто вносят основной вклад в мощность дозы излучения за биологической защитой реактора, [c.66]

Средний поток тепловых нейтронов Фт в активной зоне реактора на тепловых нейтронах определяется мощностью реактора и загрузкой делящегося материала в нем [c.89]

В 1949 г. для проведения различных исследований по нейтронной физике и других исследовательских работ в Советском Союзе был построен универсальный исследовательский тяжеловодный реактор ТВР, функции замедлителя и теплоносителя в котором выполняла тяжелая вода. В дальнейшем для тех же целей строились аналогичные по конструкции реакторы ТВР-С тепловой мощностью 7—10 тыс. кет с потоком медленных нейтронов до 6-10 нейтр/см -сек. [c.169]

Опасность взрыва в ядерном реакторе, как ядерного, так и обычного, прямо связана с проблемами управления реактором и темпом изменения уровня мощности. Уровень мощности реактора зависит от скорости реакции деления, которая в свою очередь зависит от плотности потока тепловых нейтронов в реакторе. Для того чтобы определить, что может явиться причиной взрыва, необходимо понять механизм влияния на плотность потока тепловых нейтронов. [c.168]

Плотность потока нейтронов ( 0,5 МэВ) во внутренней полости ТВС в средней плоскости реактора составляет, ио экспериментальным данным (77], (0,7- 1,8) 10 нейтр./(см -с) при тепловой мощности канала 600—1500 кВт тепловыделение в алюминии 2,2—5,5 Вт/г, в графите до 4 Вт/г. Спектр быстрых нейтронов ф( ), рассчитанный >методом Монте-Карло, приведен на рис. 2.1., [c.76]

Кроме известного отравляющего эффекта ксенона-135 в тепловых реакторах с достаточно высоким потоком нейтронов [30] существует возможность возникновения локальных осцилляций мощности в больших реакторах, вызванных действием ксенона-135. Поток нейтронов (или тепловыделение) может в этом случае меняться периодически в пространстве и во времени. Метод разложения по собственным функциям обеспечивает тогда удобный подход к изучению динамики ксеноновых колебаний мощности. [c.437]

Значение величины тепловыделения, обусловленного 7 излучением, может быть проиллюстрировано примером. Рассмотрим реактор, полная мощность которого 5000 Мет. Из этой мощности около 300 Мет будет теряться с Y-излучением. При радиусе кожуха в 3 фута поток энергии Y-излучения, приходящийся на единицу внутренней поверхности кожуха (пренебрегая поглощением 7-излучения материалом между активной зоной реактора и кожуха), будет равен 2,6 Мвт/фут . Для никелевого или железного (стального) кожуха коэффициент поглощения равен 0,23 см или 7,0 фут . Тогда плотность мощности в единице объема внутренней части кожуха будет 18 Мвт/фут , что составляет около одной пятой плотности мощности в реакторе. Из этого примера ясно, что для механических частей ядерных ракетных двигателей желательно применять материалы с малым значением коэффициента поглощения и большим коэффициентом теплопроводности. Эта задача упрощается тем, что большинство материалов замедлителей обладает малым коэффициентом поглощения однако в замедлителях большое значение имеет нагрев, обусловленный замедлением нейтронов, хотя в общем-то этот фактор незначителен для металлических конструкций. Локальная плотность мощности, выделяемой при облучении быстрыми нейтронами, равна произведению локальной величины потока быстрых нейтронов, умноженной на макроскопическое поперечное сечение рассеяния нейтронов материалом и на величину средней энергии, теряемой при одном столкновении. Нельзя дать общих данных по этому вопросу, так как явление сильно зависит от нейтронных характеристик материалов активной зоны и реактора в целом однако для многих реакторов на тепловых нейтронах и реакторов на замедленных быстрых нейтронах было найдено, что для тех частей замедлителя, которые расположены вблизи или внутри активной зоны, плотности мощностей, обусловленных гамма- и нейтронным излучением, сравнимы. [c.520]

Независимо от выбранного метода согласование расхода охладителя и выделяемой мощности должно быть сделано с максимальной возможной точностью, так как температурная чувствительность физических свойств и сжимаемость охладителя могут значительно усилить любые небольшие расхождения в тепловой нагрузке, отнесенной к каналу с единичным расходом. В том случае, когда поток охладителя проходит через ряд параллельных каналов, соединенных коллекторами около каждого конца активной зоны, превышение среднего уровня тепловыделения в одном нз каналов вызовет чрезмерный нагрев газа, проходящего через этот канал, в результате чего повысится вязкость и уменьшится расход газа, что вызовет дальнейшее повышение температуры. Поэтому уравнения, описывающие процесс теплообмена, должны давать суждение об устойчивости процесса. Было найдено, что турбулентный поток в параллельных каналах является устойчивым относительно тепловых возмущений, в то время как ламинарный поток идеального газа становится неустойчивым, если отношение выходной температуры к входной температуре потока становится больше трех. Имеются три главных источника возникновения несогласованности и неравномерности расхода охладителя и плотности мощности, выделяемой в активной зоне реактора. Это, во-первых, допуски производства на размеры тепловыделяющих элементов, во-вторых, ошибки при загрузке реактора горючим и, в-третьих, отклонения действительного распределения потока нейтронов от расчетного. Отклонения в размерах для лучших конструкций тепловыделяющих элементов можно выдерживать в пределах 1% при тщательном их производстве. Аналогично этому точный контроль процесса загрузки реактора должен уменьшить отклонения от расчетных величин до 2%, хотя эта задача становится гораздо сложнее при более низких значениях средней загрузки реактора горючим. [c.523]

В реакторах с мягким регулированием при 1500 мг/кг бора и потоке тепловых нейтронов Фт=10 з мощность. дозы от В равна - 100 мвт/г. Макинтош и др. [86] в опытах на реакторе NRX наблюдали, что водород при концентрации 5 см 1кг подавляет радиолиз при концентрации борной кислоты вплоть до 0,1 М н при более высокой мощности поглощенной дозы, чем в опытах Харта и др. [8а]. Тяжелая вода несколько более стабильна, чем легкая, при облучении, создаваемом борной кислотой. Отношение скоростей разложения порядка 0,6. [c.75]

Тепловыделяющие элементы реакторов на быстрых нейтронах должны отвечать более жестким и многообразным требованиям, чем описанные ранее. Большинство этих требований, вызванных высокой удельной мощностью и высоким выгоранием, несколько смягчается меньшим периодом кампании тепловыделяющих элементов по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Необходимость обеспечить высокую степень воспроизводства делает желательным исключение дополнительного замедления нейтронного потока, а это, наряду с высокой удельной мощностью, требует применения жидкого металлического или высокоэффективного газообразного теплоносителя. Имеется два важнейших требования к конструкции тепловыделяющих элементов. Во-первых, необходимо воспрепятствовать перемещению топлива в тепловыделяющих элементах, связанному с изменением температуры, так как это может привести к изменению реактивности, в результате чего реактор может выйти из-под контроля. Во-вторых, необходимо избежать увеличения диаметра тепловыделяющего элемента, которое будет препятствовать прохождению теплоносителя и может стать причиной перегрева и последующего расплавления их. [c.119]

Зависимость нейтронного потока и тепловой мощности реактора от глубины погружения регулирующих стержней показана на фиг. 200. 5-образная форма кривой объясняется тем, что у периферии реактора поток мал, так что введение стержня лишь незначительно уменьшает общее число нейтронов в реакторе. Введение стержня в центральную область активной зоны, где поток нейтроно велик, оказывает на общий баланс нейтронов гораздо более существенное воздействие и вызывает большее изменение тепловой мощности. [c.364]

Радиационные характеристики смеси продуктов деления являются исходными параметрами для расчета защиты, тепло-съема и собственно ведения технологического процесса. Они зависят в основном от трех факторов удельной тепловой мощности реактора хю вт/г (или плотности потока нейтронов Ф нейтрон1 см -сек) , продолжительности кампании Г и выдержки Для процессов переработки облученного топлива основными радиационными характеристиками смеси продуктов деления, которые в первую очередь необходимо знать при проектировании защиты, являются удельные активности [c.183]

Надежный отвод теплоты от активной зоны для реакторов типа ВВЭР предполагает отсутствие кризиса теплосъема и плавления таблеток из диоксида урана во всех режимах нормальной эксплуатации и при их нарушениях. Как показали исследования, для активных зон ВВЭР, использующих твэлы относительно малого диаметра, условие недостижения кризиса является более жестким, а режимы, связанные с потерей расхода (отключениями ГЦН), определяющими для установления предельных значений тепловой мощности реактора. Вследствие низкой теплопроводности и достаточно высокой теплоемкости диоксида урана тепловая мощность реактора изменяется со значительным запаздыванием по отношению к изменениям нейтронного потока, и быстрое введение в активную зону поглотителей при уменьшении расхода через реактор — недостаточно эффективная мера для обеспечения надежного теплоотвода в авариях, связанных с потерей теплоносителя. Поэтому в проектах реакторов типа ВВЭР предусматриваются технические средства, направленные в аварийных случаях на сохранение достаточного расхода теплоносителя через активную зону в течение времени, требуемого [c.93]

Классификация Я. р. По назначению и мощности я. р. делятся на неск. групп 1) экспериментальные р е а к т о р ы (к р и т и ч. с б о р-к а), предназначены для изучения разл. физ. величин (V, 9 и др.), значение к-рых необходимо для проектирования и эксплуатации Я. р. мощность таких Я. р. не превышает неск. кВт 2) исследовательские реакторы, в к-рых потоки нейтронов и у-квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследовани в яд. физике, физике тв. тела, радиац. химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей Я. р.), для произ-ва изотопов. Мощность исследовательского Я. р. не превосходит 100 МВт выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским Я. р. относится импульсный реактор, 3) изотопные Я. р., которые используются для получения радионуклидов, в т. ч. 2з Рп 4) энергетические Я. р., в к-рых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения мор. воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) совр. энергетич. Я. р. достигает 3—5 ГВт. Я. р. различаются также по виду яд. топлива (естеств. уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его хим. составу (металлический 11, иОг, иС [c.921]

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]

Исследовательский реактор ИРТ (рис. 46) тепловой мощностью 2000 кет с максимальным потоком медленных(тепловых) нейтронов 2,3 0 нейтр1см сек относится к группе простых, надежно действующих и недорогих бассейновых водо-водяных реакторов, работающих на обогащенном уране-235. Активная зона его содержит около 4 кг ядерного горючего, выполнена из графитовых блоков со стержневыми трубчатыми тепловыделяющими элементами, имеет графитовый отражатель и расположена на дне открытого алюминиевого бассейна глубиной 7,8 м, окруженного защитным бетонным с.лоем и заполненного водой, выполняющей двоякую функцию — замедлителя нейтронов и теплоносителя, отводящего тепло из реактора в теплообменник. Первый реактор этого типа сооружен в 1957 г. в Институте атомной энергии в Москве. Двумя годам и позднее такой же реактор введен в эксплуатацию в Институте физики Академии наук Грузинской ССР в Тбилиси в да.льнейшем они были построены во многих других исследовательских центрах СССР (в Риге, Минске, Киеве и др.) и за пределами нашей страны. [c.169]

В некоторых исследовательских учреждениях Ленинграда, Киева, Обнинска и других, а также за рубежом введены в действие универсальные водо-водяные реакторы ВВР и их модификации тепловой мощностью до 10 000 кет с потоком медленных нейтронов до 10 нeг inp/ зi -сек. Активная зона такого реактора окружена бериллиевым отражателем и помещается в алюминиевом баке с чугунным защитным ограждением под водяным слоем толщиной 3,5 м. [c.169]

Еще более мощными Н. и. являются исследовательские ядерные реакторы, испускающие 5 10 с на каждый МВт мощност реактора, Реактор как Н. и. обычно характеризуется не полным кол-вом испускаемых нейтронов, а макс, плотностью А их потока (яркость) внутри активной зоны или замедлителя реактора. В исследовательских реакторах N достигает 10 с 1 см . Хотя в реакции деления ядер ср. энергия образующихся нейтронов — 2 МэВ, в результате замедления нейтронов в конструкц. элементах и замедлителе спектр нейтронов обычно сильно обогащён тепловыми нейтронами (максимум в области 0,06 эВ). Ещё большая яркость 10 с 1 см (в импульсе длительностью 100 мкс) достигается в импульсных реакторах. [c.283]

Конструкция активной зоны выполняется разборной, с фиксированным размещением ТВС. Любая ТВС может быть установлена в активную зону, извлечена из нее и заменена новой. Состав топливной загрузки и конструкция активной зоны должны обеспечивать заданные требования к эксплуатации реактора по тепловой мощности, удельной энергонапряженности, кампании топлива, способу перегрузки, достижимой глубине выгорания, обеспечению надежного теплоотвода при всех режимах работы, регулированию н поддержанию равномерности нейтронного потока по радиусу и высоте зоны. Активная зона вместе с системой управления и защиты (СУЗ) реактора должна удовлетворять требованиям ядерной и радиационной безопасности, аварийной защиты, требованиям по прочности, коррозионной стойкости, размерной стабильности твэ-лов и т. п., т. е. удовлетворять всем требованиям к надежности ра-296 [c.296]

На этой мощности уточняется тепловой баланс блока, определяется распределение нейтронного потока по радиусу и высоте активной зоны, проверяется работа автоматичес.кого регулятора мощности реактора и стерегущего регулятора блока, работа турбоагрегатов с полной проектной системой регенерации и проводятся работы и эксперименты по программе осЬоения мощности. [c.380]

Нейтроны от бериллий-поло ниевого источника или блуждающие нейтроны вызывают деление ядер урана-235. Для того чтобы реак ция могла нарастать, удаляют аварийные стержни и постепенно выводят регулирующие, пока коэффициент размножения не станет боль, ше единицы. Нейтронный поток в реакторе нарастает, тепловыделение увеличивается и температура активной зоны растет. Длина диффузии нейтронов и расстояние, на котором быстрые нейтроны замедляются до тепловой скорости, возрастают, плотность активного вещества убывает, утечка нейтронов растет, реактивность уменьшается. Таким образом, процесс нарастания мощности является до некоторой степени саморегулирующимся. Чем больше выдвинуты регулирующие стержни, тем при большем нейтронном потоке, а следовательно, при большей тепловой мощности реактивность реактора падает до нуля. [c.364]

Самыми мопщыми Н. и. явл. ядерные реакторы, испускающие 5-10 нейтрон/с на каждый МВт мощности реактора. Для хар-ки реактора кап Н. и. более употребительно не полное кол-во испускаемых нейтронов, а макс. плотность N их потока (яркость) внутри активной зоны илп замедлителя реактора. В спец. исследовательских реакторах яркость достигает 10 нейтрон/с с 1 см . Хотя в реакции деления ядер ср. энергия образующихся нейтронов составляет 2 МэВ, в результате замедление нейтронов в конструкц. элементах в замедлителе спектр нейтронов обычно сильно обогащён тепловыми нейтронами (максимум в области 0,06 эВ). Ещё большая яркость -10 нейтрон/с с 1 см (в импульсе длительностью - 100 мкс) достигается в импульсных реакторах, к-рые удобны для спектро-метрич. исследований (см. Нейтронная спектроскопия). [c.456]

Повреждения в полимере при облучении обычно определяются интегральной поглощенной дозой независимо от типа излучения. В связи с этим часто возникает необходимость установить влияние мощности дозы. Эйткин, Ральф и Шелдон [1 ] облучали эпоксидные смолы в реакторе у-квантами на сборке отработанных твэлов и электронами на линейном ускорителе. В реакторе образцы облучали на воздухе при 70° С в потоке тепловых нейтронов 1,2-10 нейтрон/ см -сек). С учетом переводного коэффициента 10 нейтрон/см =7-10 рад были получены дозы 1,2-10 8,5-10 [c.53]

В дальнейшем опыты проводили при наличии приложенного к облучаемым сопротивлениям напряжения, так что условия испытания сопротивлений были приближены к рабочим. В одном опыте угольные сопротивления с номиналами 100, 240, 1000 и 10 ООО ком, находящиеся в условиях оптимальной рабочей нагрузки, облучали в течение 12 дней в реакторе, работающем на мощности 16,5 Мет. Потоки излучения составляли для тепловых нейтронов 7,8-10 нейтронI см сек), для быстрых — [c.345]

В работе [1 ] четыре стеклянных конденсатора емкостью 0,02 мкф и рабочим напряжением 200 в облучали в реакторе (мош ность 16,5 Мет) в течение 12 дней потоками тепловых нейтронов 7,8-10 нейтронI см сек), быстрых 2,5-10 нейтрон I см сек) при мощности дозы уоблучения [c.363]

Для определения работоспособности стеклянных конденсаторов в комбинированных условиях в работе [16] шесть конденсаторов облучали в реакторе (мощность 3,5 Мет) при температуре 300° С потоками тепловых нейтронов 9-10 нейтронI см сек) и быстрых 9-10 нейтрон 1(см -сек) мощность дозы Y-облучения составляла 2-10 эрг г-сек). В этой работе использовали конденсаторы емкостью 0,001 и 0,01 мкф и максималь- [c.363]

В работе [53] термокомпенсационные конденсаторы с номинальной емкостью 43 пф облучались 17 дней в реакторе при мощности 40 Мет потоками тепловых нейтронов 2,0-101 нейтрон 1 см -сек) и быстрых нейтронов 1,3-10 нейт,рон1 см -сек) мощность дозы у-облучения составляла 1,0-10 эрг/ г-сек). [c.370]

В этой же работе [Ц в реакторе при мощ,ности 16,5 Мет облучали четыре герметизированных бумажных конденсатора с параметрами 0,1 мкф и 200 в. Измерения при этой мош,ности дали значения величины потоков тепловых нейтронов 7,8 10 нейтрон см-сек), быстрых нейтронов 2,5-10 нейтрон/ см -сек) и мощности дозы у-облучения5,8-10 эрг г-сек). [c.376]

Опыты по изучению влияния излучения на пластмассовые конденсаторы показали, что органические диэлектрики почти в 10 раз более чувствительны к радиационным повреждениям, чем неорганические. В работе [1] четыре конденсатора с диэлектриком из полистирола (0,04 мкф, 100 е) облучали 12 дней в реакторе мощностью 16,5 Мет потоками тепловых нейтронов 7,8-10 нейтронI см сек), быстрых 2,5-10 нейтрон 1 см -сек) и Излучением с мощностью дозы 5,8-10 эргI г-сек) [c.382]

Конденсаторы облучали 12 дней потоками тепловых и быстрых нейтронов соответственно 7,8-10 нейтронI см сек) и 2,5-10 нейтрон 1 см -сек)-, мощность дозы 7"0 лучения составляла 5,8-10 эрг г-сек). При облучении конденсаторы находились под напряжением 18 в, за исключением времени измерения. Емкость конденсаторов с номиналом 0,3 мкф сначала резко возросла на 35—65%, а затем так же резко снизилась до исходной величины. Емкость конденсаторов с номиналом 3 мкф сначала быстро возросла на 5—15% и затем почти без изменений сохранялась в течение всего опыта. Емкость всех шести конденсаторов после остановки реактора восстановилась до величин ниже исходной. Аналогичным образом изменялся коэффициент рассеяния. Для конденсаторов емкостью 0,3 мкф он изменился на 0,06—0,18, а у образцов емкостью 3 мкф — на 0,06—0,14. Ток утечки всех шести конденсаторов во время облучения увеличился на порядок, причем один конденсатор емкостью 3 мкф к концу опыта отключился. После остановки реактора ток утечки остальных пяти конденсаторов вернулся к исходным значениям. [c.388]

Примечание. Условия облучения печатных панелей в реакторе общее время облучения т = 54 104 сек, поток тепловых нейтронов 2,1-1012 нейтрон/ см2 Сеп), поток надтепловых нейтронов 3,6 109 нейтрон/(см2.сек) и мощность дозы у-облучения 5,3-104 эрг/(г-сек). [c.407]

Реакторы на быстрых нейтронах имеют сравнительно небольшие размеры и загрузку значительного количества ядерного топлива. Трудности в конструировании реакторов на быстрых нейтронах связаны с тем, что при больших энергиях нейтронов эффективные сечения деления ядер урана-235 и плутония-239 малы, и для получения приемлемого выхода мощности необходимо иметь большие величины потоков быстрых нейтронов, что обусловливает и высокие тепловые потоки в активной зоне реактора. Снятие огромных тепловых потоков возможно газом (парогазовой смесью), даходящимся под высоким давлением. Выполнение же активной зоны в виде слоя шаровой насадки из тугоплавкой двуокиси урана (тория) позволяет, в свою очередь, увеличить поверхность нагрева, коэффициент теплоотдачи и допустимый уровень рабочей температуры тепловыделяющих элементов. Именно так могут быть решены основные проблемы, возникающие при создании высокотемпературных ядерных реакторов-бридеров. [c.130]

Если в обычной энергетике удельные тепловые потоки в теплопередающих поверхностях парогенераторов и теплообменников составляют 80—200 тыс. ккал/(м2-ч) [340—840 Мдж/(м2-ч)], то> в активных зонах ядерных реакторов они могут быть в несколько раз или почти на порядок выше 1—2 млн. ккал/(м -ч) [- 4,2Х ХЮ МДж/(м2-ч)]. Примерно в таком же соотношении находятся объемные и линейные энергонапряженности теплопередающих конструкций. В реакторах на тепловых нейтронах, охлаждаемых водой, удельная объемная мощность энерговыделения активной зоны составляет 80—120 кВт/л, а в реакторах на быстрых нейтронах, охлаждаемых жидким натрием, она может достигать 600—1200 кВт/л. [c.88]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...