ПРОБЛЕМЫ КОНСТРУИРОВАНИЯ РЕАКТОРОВ

Применение термопар в ядерных реакторах сталкивается со многими трудностями, и пока нет достаточных оснований для создания термопар со сроком службы более 20 лет. Однако конструирование и технология производства термопар для реакторов быстро развивается и ниже будут рассмотрены специфические проблемы, возникающие при работе термопар в потоке нейтронов. Прежде чем перейти к рассмотрению конкретных типов термопар и их применениям, остановимся кратко на основах теории термоэлектрических явлений, возникающих в металлах и сплавах, помещенных в неоднородное температурное поле. [c.267]

В ходе ее проектирования и строительства возникало множество трудностей. Известные в то время ядерные реакторы действовали при низких температурах теплоносителя (50—100°С) и были непригодны для энергетических целей. Для осуществления приемлемого термодинамического цикла необходимо было повысить нагрев тепловыделяющих элементов (твэлов) и теплоносителя до 250—300° С. Это вызвало в свою очередь коренные изменения в реакторной технологии, необходимость конструирования специальных энергетических реакторов, разработку технически целесообразных и экономически перспективных схем использования тепла, получаемого в активной зоне реакторных установок, выбор и испытание новых конструкционных материалов. Помимо этого многообразного комплекса впервые ставившихся и решавшихся проблем серьезное внимание ученых и проектировщиков привлекла проблема обеспечения радиационной безопасности [c.173]

По оценочным данным, стоимость ГЦН осевого типа может быть в 2—2,5 раза ниже стоимости центробежного ГЦН, а уменьшение размеров деталей насоса значительно облегчает их промышленное изготовление. Вместе с тем нельзя недооценивать трудностей, неизбежных при разработке ГЦН этого типа. Насколько сложна проблема создания осевых насосов, показывает опыт работы с 1966 г, западногерманской фирмы KSB со встроенными осевыми насосами с уплотнением вала на подачу 6120 м ч и напор 27,6 м для реакторов BWR. При разработке и конструировании этих ГЦН применяли только проверенные элементы конструкции, и особое внимание уделялось тому, чтобы комбинации элементов конструкции ГЦН также имели бы проверенный необходимыми испытаниями образец [9]. Несмотря на столь продуманный подход, осевые ГЦН в 1969 г. были вновь усовершенствованы в целях повышения надежности, упрощения монтажа и технического обслуживания [10]. [c.277]

Вследствие большой важности величины пробега осколков деления в конструировании ядерных реакторов, в частности при рассмотрении эффекта излучения и при определении наименьшей толщины покрытия для горючего материала, мы расскажем о двух исследованиях этой проблемы. [c.250]

Центральной проблемой при конструировании ракеты с ядерным горючим является проблема отвода тепла. Необходимо, с одной стороны, добиться того, чтобы тепло уносилось максимально быстро, с тем чтобы получить по возможности большую отдачу, а с другой стороны, чтобы удельный вес реактора был мал. Этого можно достигнуть с помощью пористой конструкции. Для того чтобы оценить с количественной стороны скорость теплоотдачи, представим себе пористый материал состоящим из трубок постоянного радиуса длиной 3,2 мм. Радиус этих трубок примем равным 0,0962 мм. Средняя скорость газового потока в трубках пусть будет равной 6,1 м/сек. [c.200]

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]

Известно, как важно для конструирования реакторов с водяным охлаждением знать устойчивость различных конструкционных материалов к коррозии под высоким давлением и при высокой температуре. В температурном интервале около 300— 350° С для изготовления трубопроводов и темплообменников могут быть использованы материалы двух типов сплавы циркония и нержавеющие стали. Поскольку материалы первого типа очень дороги, то большей частью используют нержавеющие стали. Проблемы коррозии нержавеющих сталей в воде при высокой температуре изучаются с тех пор, как началось использование этих сталей для изготовления перегревателей тепловых электростанций. Однако при этом всегда имелись в виду промышленные воды с весьма относительной степенью чистоты, в то время как в ядерной технике используется вода очень высокой чистоты. [c.217]

В пособии изложены принципы расчета параметров и основные проблемы конструирования термоядерных энергетических реакторов. Главное внимание уделено реакторам на основе систем с магнитным удержанием. Проанализированк <онцептуальные проработки ряда проектов испытательных реакторов, в том числе реактора-токамака ITER. [c.2]

К ооновным проблемам конструирования магнитных систем для терглоядерных реакторов можно отнести следующие [c.87]

Отработка торцовых уплотнений для ГЦН с контролируемыми протечками. Методика отработки гидростатических и гидродинамических торцовых уплотнений достаточно полно изложена в [38, 42, гл. 3]. Здесь остановимся лищь на некоторых особенностях отработки гидродинамического торцового уплотнения с малыми протечками (не более 0,05 м ч). Главной проблемой при конструировании такого уплотнения, как уже упоминалось ранее, является обеспечение во всех режимах работы стабильной жидкостной смазывающей пленки в уплотняющем подвижном контакте, что гарантирует безызносный режим трения. Это оказалось непосредственно связано со стабильностью макрогеометрии уплотняющих поверхностей, независимо от применяемых материалов [9, 10]. Задача стабилизации макрогеометрии оказалась чрезвычайно трудной потому, что основу работоспособности торцовых уплотнений составляет контактирование оптически плоских поверхностей. При этом значение рабочего зазора лежит в пределах от долей микрона до нескольких микрон, и нарушение макрогеометрии даже на несколько микрон приводит к существенному изменению характеристики уплотнения. При достижении некоторого предела это нарущение вызывает выход уплотнения из строя. Между тем термические и силовые деформации деталей, образующие контактирующие поверхности, и деталей, соприкасающихся с ними, в условиях высоких давлений и переменных температур, а также больщих диаметров, характерных для уплотнения ГЦН АЭС, составляют сотни микрон, т. е. превышает рабочий зазор в сотни и даже в тысячи раз. Таким образом, конструкция уплотнений должна быть такой, чтобы эти гигантские по сравнению с рабочим зазором перемещения деталей не приводили к искажению рабочих поверхностей даже на несколько микрон. Выяснение указанных обстоятельств предопределило принципиальный подход к методике отработки уплотнения вала (см. рис. 3.34) для модернизированного насоса реактора РБМК. При выборе материала для рабочих колец, образующих уплотняющие поверхности, было учтено, что лучшие результаты при испытаниях и эксплуатации показывали силицированные графиты, несколько модификаций которых прошли испытания на первом этапе на спе- [c.238]

В предыдущих главах были изложены экспериментальные и теоретические основы конструирования и постройки ядерных реакторов. Основные трудности проблемы—инженерные. Круг возникающих задач начинают теперь называть ядерной техникош>. На первом этапе своего развития ядерная техника была посвящена непосредственно получению взрывчатых веществ для военных целей. Теперь особое значение приобретают мирные применения, в частности в области использования ядерной энергии. [c.245]

Вопросы, связанные с проблемой защиты, важны не только при конструировании ядерных реакторов, но также и при экспериментировании на котле и вообще при работе с радиоактивными веществами. Общая проблема защиты может быть условно разделена на три отдельные проблемы 1) проницаемость самого защитного слоя, 2) проникновение излучений по путям, огибающим защиту благодаря рассеянию, и через отверстия в защитном слое и 3) возникновение искусственной активности в материалах окружающих предметов, установок и т. д. Мы будем, в основном, интересоваться первыми двумя проблемами, и в особенности действием у-лучей, 3-лучей п нейтронов с энергиями ниже 3—4 MeV. Биологическое воздействие 3-лучей связано с ионизацией, производимой нопосродственно самими 3-ча-стицами в тканях, в то время как эффект от у-лучей в основном обусловлен ионизирующим действием вторичных компто-новских электронов. В случае нейтронов биологические эффекты возникают в результате ионизации протонами отдачи или из-за реакций типа [п, частица) в легких элементах, особенно а также благодаря ионизации у-лучами с энергией 2,17 MeV, возникающими при захвате нейтронов протонами. [c.210]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...