Ядерные реакторы специальных типов

Ядерные реакторы специальных типов [c.526]

ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ СПЕЦИАЛЬНЫХ ТИПОВ [c.527]

Мощными источниками ядерных излучений являются специальные ускорители и ядерные реакторы. В СССР ведется изготовление промышленных ускорителей заряженных частиц, поставляемых производственным предприятиям и исследовательским учреждениям. Так, например, в 1966 г. вошла в эксплуатацию одна из новых облучающих установок этого типа —бетатрон (циклический ускоритель электронов), разработанный Томским политехническим институтом,— с двумя ускорительными камерами, генерирующими два скрещивающихся электронных пучка. Соответственно расширяется строительство специализированных производственных реакторов, используемых для облучения различных материалов. Так, с 1959 г. в Институте физики Академии наук Грузинской ССР находится в эксплуатации реактор со специальным ин-дий-галлиевым теплообменным контуром для облучения материалов и для других целей. Специализированными производственными реакторами располагают и другие атомные центры Советского Союза. [c.189]

Важным направлением развития ядерно-энергетических установок стало создание космической установки Топаз на основе термоэмиссионного реактора-преобразователя. Это была новая сложная задача, решение которой позволило объединить функции ядерного реактора и генератора электрической энергии в рамках одной технологической системы. Концепция этой космической энергетической системы была выработана в ГНЦ ФЭИ , где также проводилась отработка основных научно-технических вопросов создания и работы установки. В этих целях в ГНЦ ФЭИ был, в частности, создан специальный экспериментальный комплекс, который позволил изучить работу установки в условиях, моделирующих условия в космосе. Первое применение космической энергетической установки этого типа было осуществлено на спутнике Космос в 1987 году. При массе установки несколько более тонны она обеспечивала для потребления электрическую мощность в 6 кВт. [c.368]

Успешный опыт создания первой АЭС и создания промышленных реакторов для наработки плутония стал основой для разработки мощных энергетических реакторов канального типа для Белоярской АЭС. В качестве ядерного топлива этих реакторов использовался низкообогащенный уран, в качестве замедлителя - графит, в качестве теплоносителя - вода. Особенностью схемы этих реакторов бьшо осуществление перегрева пара до высокой температуры непосредственно в активной зоне, что потребовало решения специальных инженерных вопросов. Их проектирование проводилось, начиная с 1956 года, в НИИ-8 (НИКИЭТ). НИКИЭТ образовался на основе НИИ химического машиностроения. Во главе НИИ химического машиностроения и НИКИЭТ стоял выдающийся конструктор отечественных ядерных реакторов, один из создателей ядерной программы СССР академик H.A. Доллежаль. Основной проблемой разработки была необходимость существенного увеличения теплового КПД ядерных реакторов по сравнению с созданными к тому времени про- [c.352]

За немногими исключениями, нейтронный радиографический контроль осуществляется потоками нейтронов различных энергий с пиком интенсивности в области тепловых энергий. Такие нейтронные потоки большей частью получаются из ядерных реакторов и за последнее время из ускорителей и радиоактивных источников нейтронов. Были разработаны специальные методы нейтронной радиографии на нейтронах различных энергий тепловых, резонансных или надтепловых, быстрых. Обсуждение возможностей этих источников нейтронов будет проведено в следующем разделе. Далее будут рассмотрены также и методы обнаружения (детектирования) нейтронов. Однако уже здесь следует отметить, что наиболее широко для детектирования нейтронов используется фотопленка. Обычно используются рентгеновские пленки, которые помещаются непосредственно в поток нейтронов или, как в авторадиографии, совместно с радиоактивной фольгой, усиливающей изображение. Первый способ, в котором пленка помещается в поток нейтронов, может быть назван методом прямой регистрации. Конверторные (преобразующие) материалы в виде пленки используются для увеличения чувствительности рентгеновской пленки к нейтронам. Такими конверторами могут быть сцинтилляцион-ные материалы, как, например, смесь порошка фосфора и материалов, содержащих бор или литий. В этом случае в результате реакции типа (/г,а) облученные бор и литий возбуждают фосфор, а свечение последнего создает изображение на пленке. В качестве конверторного материала используется также металлическая фольга, например из гадолиния, которая благодаря реакции типа [п,у) сильнее воздействует на пленку. [c.291]

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]

В ядерных установках локомотивов тепло реакторов рационально использовать для приведения в действие турбины. Отличие от силовых энергетических установок состоит здесь только в том, что там турбина вращала генератор, а в атомовозе она должна вращать колеса. Ясно, что этот тип локомотива найдет применение в специальных условиях, например для вождения поездов на горных маршрутах или в пустынной безводной местности. [c.262]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...