Реакторы ядерные — Тепловая мощность

Как отмечалось выше, поддержание реактора на постоянной тепловой мощности в условиях выгорания первичного ядерного горючего достигается регулированием потока нейтронов. Кроме того, в любом ядерном реакторе имеется обычно не одно, а не- [c.179]

Поток Ve, испускаемых ядерным реактором, пропорционален его тепловой мощности. Поэтому по количеству v , зарегистрированных в единицу времени (после соответствующей калибровки прибора), можно судить о мгновенной мощности реактора и оперативно следить за ее изменением. [c.205]

Для обоих вариантов принимали одинаковыми распределение объемного тепловыделения в активной зоне, тепловую мощность реактора, температурный уровень и род газового теплоносителя, а также ядерную концентрацию в активной зоне. При сопоставлении вариантов учитывалось также требование свободного перемещения шаровых твэлов в каналах, необходимое для работы реактора по принципу одноразового прохождения твэлами активной зоны. [c.94]

В высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах в качестве ограничивающих факторов выступают предельно допустимая температура ядерного топлива и перепад давления, приходящийся на активную зону, который характеризует допустимые затраты энергии на прокачку теплоносителя. Таким образом, необходимо при одинаковой максимальной температуре топлива или одинаковой разности температур Д7 = A7 s+ДТ тв топлива Б шаровых твэлах и газом найти такой вариант активной зоны, который обладал бы минимальным гидродинамическим сопротивлением при заданных геометрических размерах активной зоны, тепловой мощности и параметрах газового теплоносителя. [c.97]

Определить годовой расход ядерного горючего для реактора с тепловой мощностью 500 000 кВт, если теплота сгорания применяемого для расщепления урана равна 22,9-10 кВт-ч/кг, а число часов работы реактора составляет 7000. [c.58]

Независимо от сооружения реактора БН-350 в Мелекесском институте ядерных реакторов ведется постройка опытного реактора БОР-60, предназначенного для исследований, связанных с дальнейшим совершенствованием конструкций реакторов на быстрых нейтронах. Тепловая мощность этого реактора 60 тыс. кет. [c.179]

В десятой пятилетке начались работы по использованию ядерного топлива для производства тепловой энергии, начато сооружение первых атомных станций теплоснабжения (A T) мощностью по 3600 ГДж/ч каждая в Горьком и Ворон еже. Введены в работу первый реактор водоводяного типа (ВВЭР-1000) мощностью 1 млн. кВт на Нововоронежской АЭС и мощный атомный реактор на быстрых нейтронах мощностью 14 [c.14]

Фиг. 69. Зависимость тепловой мощности реактора термического к п.д. цикла t] , электрической мощности установки N и изменения стоимости электроэнергии ДС (при доле стоимости ядерного горючего = 0,25) от изменения средней температуры подвода тепла в цикле. [c.148]

Реакторы ядерные — Тепловая мощность 147 Реальные газы — см. Газы реальные Реверберация звука 355 Реверс электродвигателей 525 [c.726]

Ядерные излучения 429 Ядерные реакторы — Тепловая мощность [c.740]

В США проведено проектное сопоставление двух вариантов космической силовой установки на ядерном топливе — с ртутнопаровой турбиной и батареей жидкометаллических топливных элементов. При тепловой мощности реактора 53 кВт мощность ртутнопарового турбогенератора составляет 3 кВт. К. п. д. установки 5,7%. Мощность топливной батареи равна 5,55 кВт, а к. п. д. ее— 10,5%. Массы обеих установок практически равны (270— 280 кг/кВт). [c.116]

Так как тепловая мощность реактора, его параметры и технико-экономические показатели во всех рассматриваемых вариантах АЭС, как указывалось выше, приняты неизменными (меняется мощность электрического генератора), все затраты на реактор и ядерное горючее исключены из рассмотрения. В этом случае за критерий эффективности при оптимизации принимаем величину изменяющейся части расчетных затрат АЗ, которая является сложной нелинейной функцией многих переменных. [c.102]

Капитальные вложения в установку высокотемпературного ядерного реактора опреде-ляются в основном стоимостью высокоогнеупорных материалов шаровых тепловыделяющих элементов, а также отражателя нейтронов. Эти капиталовложения, по нашим оценкам, составляют 20 руб/кВт тепловой мощности реактора. [c.118]

Из уравнения (4.2) следует, что потребность АЭС в ядерном топливе при заданных проектной тепловой мощности реактора и времени ее использования или при заданной выработке электроэнергии определяется главным образом величиной В или (что равнозначно) величиной а. [c.99]

Важнейшим параметром, характеризуюш,им любой ядерный реактор и определяющим интенсивность сжигания в нем ядер-н го топлива, компактность и габариты активной зоны, является средняя тесовая энергонапряженность топливной загрузки J, т. е. средняя тепловая мощность, выделяемая в единице массы топлива, размещенного в активной зоне, МВт/т или кВт/т [c.104]

Впервые в мире регулируемая реакция деления ядер осуществлена 2 декабря 1942 г. Энрико Ферми в ядерном уран-графи-товом реакторе тепловой мощностью 200 Вт, сооруженном в Чикаго (США). [c.147]

Важнейшие особенности использования ядерного топлива, присущие всем РБН, —высокая объемная плотность мощности (кВт/л) энерговыделения в активной зоне и высокая средняя тепловая мощность единицы массы топлива (массовая энергонапряженность топлива) (кВт/кг), превосходящие в 5—10 раз и более подобные показатели у РТН. Известно (см. 4.4), что средняя массовая энергонапряженность топлива определяет требуемую дорогостоящую топливную загрузку активной зоны реактора. А чтобы максимально снизить эту загрузку, РБН необходимо проектировать для работы при высоких объемных плотностях энерговыделения в активной зоне. Объемная плотность энерговыделения и удельная топливная загрузка (кг/кВт) непосредственно влияют на коэффициент воспроизводства, на время удвоения топлива и на другие основные экономические показатели РБН. [c.330]

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]

Первоначально в качестве источника теплоты для МГД-генератора замкнутого цикла рассматривались ядерные реакторы. В настоящее время перспективными представляются комбинированные циклы с источником теплоты в виде продуктов сгорания органического топлива, которые обеспечивают нагрев инертного газа в регенеративном теплообменнике (до 1800 К), КПД МГД-электростанции (МГД-гене-ратор — газовая турбина) тепловой мощностью 1000 МВт составляет около 55 % при использовании природного газа в качестве топлива и гелия в качестве рабочего тела МГД-генератора [50]. [c.528]

Оптимальное проектирование испарительной установки должно быть выполнено при оптимизации всего производства как единой взаимосвязанной системы. Например, тепловая мощность, расход пара из ядерного реактора водоопреснительной установки при заданной производительности по дистилляту определяются расходом тепла на опреснительную часть, который зависит, в частности, от количества ступеней испарения. Следовательно, при определении оптимального количества ступеней испарения следует [c.139]

Установка СНАП-10 (США). Термогенератор СНАП-10 представляет собой ядерную энергетическую установку малой мощности, предназначенную для использования в качестве источника энергопитания бортовой аппаратуры космических кораблей. Система состоит из реактора на тепловых нейтронах, термоэлектрического преобразователя и излучателя. Невысокая тепловая мощность позволяет [c.227]

Самое замечательное состоит в том, что в результате деления очень малых весовых количеств урана выделяется колоссальное количество тепла. Так, реактор, в котором делится 400 г урана-235 в сутки, развивает тепловую мощность около 400 тыс. кет, т. е. такую мощность, которую можно получить, сжигая в топке парового котла около 1500 тыс. ш каменного угля. Чтобы перевезти такое количество угля, нужно несколько железнодорожных эшелонов, а 400 г урана можно унести в руке. Вот откуда проистекают выгоды применения ядерного реактора в качестве мощного источника тепловой энергии на всех видах транспорта. [c.189]

Тепловая мощность реактора в значительной степени зависит от максимально допустимой температуры ядерного горючего и оболочек, в которых оно заключено. При одной и той же максимальной температуре поверхности количество отводимого из реактора тепла тем больше, чем ниже средняя температура теплоносителя в реакторе, т. е. чем ниже она на выходе. Но чем ниже эта температура, тем ниже к. п. д. энергетической части установки. Следовательно, при возрастании понижается Для каждой установки существует максимум электрической мощности. [c.398]

Корпусные кипящие реакторы не получили распространения в отечественной ядерной энергетике опыт их сооружения ограничился пуском в 1965 г опьгтно-промышленного кипящего корпусного реактора ВК-50 тепловой мощностью 140 МВт и электрической мощностью 50 МВт. Диаметр активной зоны реактора 1,8 м, высота 2,0 м. Активная зона набрана из 85 ТВС, каждая из которых содержит 126 твэлов диаметром 10,2 мм. Обогащение топлива 2,0 %. Реактор генерирует 220 т пара в 1 ч при давлении до 10 МПа. Существуют разработки более мощных отечественных корпусных кипящих реакторов. [c.147]

В случае использования прессованных шаровых твэлов в реакторе ВГР уменьшается температурный уровень ядерного топлива при сохранении неизменными энергонапряженности и параметров гелиевого теплоносителя. Это преимущество использовано при проектировании реактора THTR-300. Поскольку в прессованных твэлах оболочки тонкие и микротопливо диспергировано почти во всем объеме твэла, то это позволило увеличить тепловую мощность шарового твэла диаметром 60 мм более чем вдвое по сравнению с тепловой мощностью твэла реактора AVR, а температуру топлива снизить с 1250 до 1050° С. Использование прессованных твэлов в реакторе AVR позволило поднять температуру гелия на выходе из реактора с 850 до 950° С, а максимальную температуру топлива снизить на 100° С [16]. [c.29]

Предположим, что имеется задание на разработку защиты реактора водо-водяного типа с корпусом под давлением тепловой мощностью 50 Мет. Схема расположения оборудования показана на рис. 1.1—1.3. Схема ядерной [c.295]

Общая загруженность реактора составляет 550 кг обогащенного урана. Это обеспечивает работу электростанции в течение 100 суток. Расход ядерного горючего — изотопа — составляет 30 г/сутки. Средний поток нейтронов в активной зоне равняется 5 -10 нейтронов на 1 см в сек. Полезная электрическая мощность электростанции 5 тыс. кет., при номинальной тепловой мощности 30тыс. кет. Таким образом, к. п. д. Первой атомной электростанции равен 16,7%. [c.316]

Мощность СЭУ, МВт Количество главных турбоагрегатов Тип реакторов Тепловая мощность реакторов, МВт Тип ядерного топлива Начальное обогащение топлива по U235, % Параметры воды 1-го контура [c.7]

Ядерные термоэлектрические ПЭ представляют собой комбинацию ядерного источника тепла (реактора) и ТЭГ термоэлектрического, термоамиссионного (чаще термоионного, ибо поддержание вакуума и малого межэлектродного расстояния технически трудно) или магнитогазодинамического типа. Все три варианта были в той или иной степени испытаны (в СССР установка первого типа Ромашка , второго — Топаз ). Недостатком первых двух ТЭГ является их маломощность при большой тепловой мощности реакторов, а также относительно низкий КПД (10—15%) и некоторые др. [c.148]

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]

Реактор этот тепловой мощностью 1 млн. кет и номинальной электрической мощностью 350 тыс. кет будет работать на ядерном горючем из спеченной смеси двуокиси нлутония (81%) и урана-238 (19%), помещенной в стальных трубках тепловыделяющих элементов. Его активная зона имеет диаметр 1,5 л и высоту 1,06 м. Теплоносителем в первичном контуре принят жидкий (расплавленный) натрий с температурой на входе в реактор 300° С и на выходе 500° С. Пар, образующийся в парогенераторе вторичного контура, поступает к рабочим агрегатам с температурой 430° С под давлением 50 атм Постройка реактора предпринята на атомной электростанции, сооружаемой в г.Шевченко (на полуостровеМангышлак в восточной части Каспийского моря) и предназначенной для выполнения двух функций выработки 150 тыс. кет электроэнергии и опреснения морской воды для промышленных и бытовых нужд в количестве до 150 тыс. в сутки. Такое комплексное использование ядерной энергии снижает строительные и эксплуатационные затраты на производство электроэнергии и опреснение воды и будет способствовать решению проблемы освоения засушливых и безводных земель — одной из актуальных народнохозяйственных проблем. [c.179]

Для иллюстрации масштаба возникающих в реакторной технике проблем рассчитаем выход достаточно опасного для здоровья людей изотопа на типичном ядерном реакторе. При. электрической мощности АЭС 750 Мет и к. п. д. 33,3% тепловая мощность реактора равна 2250 Мет. Скорость делений составляет 2250-10 егХЗ,Ы0 делений/(вт сек) или около 7-10 (Зе-лений1сек. Так как суммарный выход равен 3,1%, скорость образования его атомов составит 2,15-10 атомое/сек. Скорость распада Ч, накопившегося в горючем, в равновесном состоянии будет такой же. Следовательно, его равновесная активность рав- [c.122]

Развитие атомной энергетики в ССО осуществляется для удовлетворения потребностей народного хозяйства в злектроэнергии, в теплофикации городов и промышленных объектов, энергообеспечении в перспективе ряда энергоемких технологических процессов (в металлургии, химии). В предстоящие годы суммарная мощность атомных энергетических установок различного назначения должна удваиваться примерно в каждые 8-10 лет. Основу атомной энергетики в СССР и за рубежом в настоящее время составляют атомные электростанции с реакторами на тепловых нейтронах корпусного и канального типа (водо-водяные энергетические реакторы - ВВЭР, реакторы больщой мощности кипящие - РБМК) и на быстрых нейтронах (корпусного типа - БН). Реакторы на тепловых нейтронах обладают сравнительно высокой экономичностью, реакторы на быстрых нейтронах - высоким коэффициентом использования и воспроизводства ядерного топлива. Единичная мощность этих реакторов непрерывно возрастает, достигая к настоящему времени 1000 1500 МВт. [c.5]

Чтобы повысить эффективность работы трубчатых анодов ядерных ТЭП из ноликристаллического молибдена, на их внутреннюю поверхность наносят молибденовые покрытия с преимущественной текстурой ПО , обладающей максимальной работой выхода электронов (по сравнению с поликристалличе- ским материалом без текстуры). Для повышения коррозионной стойкости в натриевом и свинцово-висмутовом жидкометаллических теплоносителях стальные оболочки твэлов и тепловые трубы активной зоны реакторов на быстрых нейтронах также покрывают молибденом. Молибденовые покрытия наносят на ампулы изотопных генераторов и других деталей ядерных установок небольшой мощности. [c.105]

Параметры пара, вырабатываемого в парогенераторе, а также тепловая мощность реактора определяются допустимой температурой оболочек тепловыделяющпх элементов (обычно около 400—600 °С), а в ряде случаев предельно допустимой температурой ядерного горючего, наличие которой связано с началом нежелательных фазовых превращений его (например, для металлического урана такой температурой является 600°С, поскольку прп ней начинается переход урана из а-фазы в р-фазу [Л. 6]). [c.235]

ПГТУ с высокотемпературным ядерным реактором тепловой мощностью 2100 МВт и турбиной мощностью 3000 МВт имеет производительность 150 т/ч, или 1,2 млн. т окислов азота в год. Строительство в нашей стране нескольких ПГТУ такой производительности может практически полностью покрыть потребности промышленности в азотосодержащих продуктах и сельского хозяйства в азотных удобрениях. [c.127]

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]

В знергетических ядерных реакторах одним из факторов, ограничивающих удельную тепловую мощность, является допустимая температура ядерного горючего и к0нструкци01нных материалов, использованных Б конструкции ТВЭЛ. Следовательно, ДЛ Я расчета реактора необходимо знать распределение температур по всему объему ТВЭЛ. [c.598]

Здесь Qp —тепловая мощность реактора, МВт К — средняя удельная энерговыработка (глубина выгорания) обогащенного ядерного топлива, МВт-сут/т. Для различных типов реакторов можно принимать /(=28Х ХЮ (ВВЭР-440) К=40-10 (ВВЭР-1000) /С=100-10 (натриевые реакторы на быстрых нейтронах) > Т уст — число часов использования установленной мощности АЭС (Густ = = 6-ь7 тыс. ч/год). [c.22]

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]

Высокотемпературные модульные ядерные реакторы с гелиевым теплоноснтелем. В Германии выполнены проекты модульного ВТГР с интегральной компоновкой парогенератора (при двухконтурном исполнении) и гелий-гелиевого теплообменника с газотурбинной установкой, исключающей возможность попадания водяного пара и воды в активную зону. Тепловая мощность модуля 256 МВт. [c.175]

Рис. 14.1. Схема двухцелевой ядерной водоэлектростанции с уран-графитовым канальным реактором тепловой мощностью 1950 Мет

На первой в мире ядерной водоэлектростанции, которая сейчас строится в Шевченко для опреснения воды Каспийского моря, применен реактор на быстрых нейтронах тепловой мощностью 1000 Мет. [c.200]

Как же устроены такие станции Основой их является малогабаритный ядерный реактор. Активная зона одного из зарубежных реакторов представляет собой цилиндр высотой 3 и диаметром 1 м. Экран вокруг реактора, состоящий из восьми слоев железа, помещается в резервуар с водой. В качестве горючего используется обогащенный уран. Порция урапа весом 25 кг обеспечивает непрерывную работу станции на полную мощность в течение 1,5 года. Тепловая мощность построенной на этом реакторе атомной передвижной станции 10 тыс. кет, ее электрическая мощность 1,3 тыс. кет. Для охлаждения реактора нужно пропускать 1500 т воды в 1 мин. [c.186]

На фиг. 209 показан испаритель без циркуляции для турбины к гомогенному реактору тепловой мощностью 5 мгвт. Первичный теплоноситель (жидкое ядерное горючее) поступает в аппарат при 300° и 140 ати и проходит через 250 U-образных трубок наружным диаметром 9,5 мм и толщиной стенки 1,5 мм. Верхняя часть корпуса — сухопарник с сепаратором. С целью уменьшения диаметра трубной доски и камеры предусмотрен конический период между ними и корпусом аппарата. При общей длине 4,3 м, внутреннем диаметре корпуса 1,02 м и поверхности нагрева 45 м генерируется в час 7300 кг насыщенного пара давлением 36,4 ата. В том случае, когда в испарителе производится и подогрев воды, вход ее осуществляется у выходного конца трубок, которые целесообразно отделить горизонтальной перегородкой (фиг. 210). При этом образуется зона предварительного подогрева воды за счет дополнительного охлаждения первичного теплоносителя. [c.405]

Отработавший в турбине пар конденсируется в конденсаторе Дот4<удала ох ож 9 возвдащает реактор таким образом тепловой цикл теплоносителя замыкает - ся. Для регулирования мощности реактора служит специальный стержень 1, опуская и поднимая который можно влиять на интенсивность протекания ядерной реакции при полном опускании стержня работа реактора прекращается. [c.15]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...