Ядерные реакторы — Тепловая мощност

Элементарные расчеты показывают, что в ядерном реакторе с тепловой мощностью в десять миллионов киловатт можно получить такое количество радиоактивного изотопа, которое, распадаясь, будет выделять мощность порядка 100 ООО кет, достаточную для полета межконтинентальной ракеты со сверхзвуковой скоростью. [c.382]

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]

В табл. 13 приведены расходы угля, водяного пара и тепловой энергии высокотемпературного ядерного реактора, а также мощности компрессоров водорода и газового продукта ПГТУ для получения 1000 нм газового продукта в установке газификации кан-ско-ачинского угля. [c.116]

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]

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]

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]

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]

Урановая сырьевая база с учетом некоторых допущений об открытии новых месторождений представляется достаточной для того, чтобы обеспечить действие всех реакторов в ближайшие десятилетия даже в варианте развития ядерной энергетики на тепловых реакторах с одноразовым использованием ядерного горючего. Однако все новые реакторы, строительство которых планируется после 2000 г., должны будут обеспечиваться ураном из еще не разведанных запасов. Для того чтобы мировая ядерная энергетика развивалась на долгосрочной основе, необходимо действовать в двух основных направлениях во-первых, разрабатывать демонстрационные установки и осваивать в промышленном масштабе реакторы с повышенной эффективностью использования урана и, во-вторых, интенсифицировать усилия по разведке новых месторождений урана и непрерывно наращивать мощности в уранодобывающей промышленности. Последнее направление является необходимым компонентом всех стратегий развития ядерной энергетики, поскольку внедрение новых ядерных технологий представляет собой долгий и медленный процесс, последствия которого в мировом масштабе начнут ощущаться спустя десятилетия после его начала. [c.103]

Тепловые реакторы, в которых вода служит и теплоносителем и замедлителем, гораздо более компактны, чем их собратья с графитовым замедлителем и газовым теплоносителем, однако не столь компактны, как быстрые реакторы. Быстрые реакторы могут быть очень компактными и обладать исключительно высокой номинальной мощностью, по крайней мере в 1000 раз превышающей номинальную мощность графито-газовых реакторов. Несомненно поэтому, что в ближайшем будущем будет строиться все больше и больше быстрых реакторов, особенно в связи с увеличением запасов искусственного топлива— плутония и урана-233. По-настоящему компактные экономичные ядерные реакторы открывают перед человечеством волнующую перспективу использования портативных атомных электростанций, которые можно перевозить на самолетах или вертолетах в далекие джунгли, пустыни или отдаленные районы Севера. [c.90]

Хотя в некоторых случаях работа теплоотдающей поверхности при кризисе возможна, для ядерного реактора наступление кризиса обычно считается недопустимым с точки зрения надежности конструкции твэлов. Эксплуатационные и экономические характеристики АЭС и значительной степени определяются запасами до предельно допустимой мощности и критической плотности теплового потока. Уменьшение коэффициента запаса повышает вероятность выхода твэлов из строя, что вызывает недовыработку электроэнергии и увеличение топливной составляющей затрат на электроэнергию. Увеличение коэффициента запаса повышает теплотехническую надежность твэлов, но снижает выработку электроэнергии и увеличивает постоянную составляющую затрат на электроэнергию. Поэтому Коэффициент запаса должен выбираться и по показателям надежности реактора и по технико-экономическим характеристикам АЭС и обеспечивать минимальные затраты на производство электроэнергии. [c.85]

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 экспериментальной практике полезным может оказаться метод импульсного теплового источника. Метод состоит в измерение возмущения декремента затухания основной температурной гармоники 6vi от одиночных или периодически повторяющихся импульсов теплового источника. Причиной возмущения декремента может быть возмущение какого-либо параметра в системе, подлежащее определению (например, изменение коэффициента теплопроводности, коэффициента теплоотдачи, поля скоростей). Представляет интерес разработка этого метода применительно к работающему ядерному реактору, в котором можно периодически создавать импульсные вспышки мощности. Сравнивая измеряемые декременты спада основной температурной гармоники, можно судить об изменениях, происходящих со временем в условиях охлаждения твэлов или в процессах теплопередачи внутри самих твэлов (например, из-за появления дефектов между сердечником и оболочкой твэла, из-за изгиба твэлов и др.). Тем самым может быть обоснован и разработан способ контроля и диагностики состояния теплонапряженных элементов ядерного реактора, основанный на измерении декремента затухания. [c.115]

Основным генеральным направлением атомной энергетики является создание атомных электростанций большой мощности с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах, позволяющими наиболее эффективно использовать потенциальные возможности ядерного горючего. В реакторах на тепловых нейтронах из одной тонны урана может быть выработано энергии 5000— 15 000 МВт-сут (с использованием плутония до 25 ООО МВт-сут). В реакторах на быстрых нейтронах энерговыделение тонны урана может достигать 250—500 тыс. МВт-сут. [c.17]

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]

Мощность ядерного реактора, его параметры и технико-экономические показатели во всех рассматриваемых вариантах АЭС считаются неизменными. Соответственно полезная мощность АЭС при варьировании ее параметров переменна. Для возможности сопоставления всех рассматриваемых вариантов использовано понятие замещающей мощности. В качестве замещающей электростанции, по данным института Энергосетьпроект , принята атомная электростанция с реактором на тепловых нейтронах. [c.99]

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]

Обсуждены условия работы, а также некоторые вопросы конструирования и эксплуатации основного оборудования ПГТУ с открытой и закрытой тепловыми схемами компрессора с впрыском воды, камеры сгорания, высокотемпературного ядерного реактора, парогазовой турбины, холодильника-конденсатора и др. Показано также, что для ПГТУ отсутствуют какие-либо принципиальные ограничения по увеличению мощности до нескольких тысяч мегаватт в одном агрегате. [c.7]

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]

ПГТУ могут работать как по открытой (с камерами сгорания), так и по закрытой (с высокотемпературными ядерными реакторами) тепловым схемам. Они не имеют каких-либо ограничений по увеличению мощности (по крайней мере до нескольких тысяч мегаватт) в одновальном турбинном агрегате. [c.128]

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]

Основу современной атомной энергетики составляют ядерные реакторы на тепловых нейтронах, которые будут определять ее структуру и расход природного урана на ближайшее десятилетие. Однако с учетом ограниченных запасов дешевого природного урана широкое развитие атомной энергетики возможно лишь на основе ядерных реакторов на быстрых нейтронах, в которых возможно расширенное воспроизводство делящегося ядерного горючего и повышение в 30— 40 раз эффективности использования природного урана. Экономически необходимый темп удвоения производства электроэнергии в большинстве стран мира составляет 8— 10 лет, а ожидаемый аемп удвоения мощностей ядерной энергетики — 5 лет [1.1]. Атомная энергетика может выполнить возлагающиеся на нее надежды и стать определяющей в энергообеспечении, если будут созданы быстрые реакторы с временем удвоения вторичного делящегося ядерного горючего 4 — 6 лет [1.1]. В этом случае в топливном балансе ядерной энергетики определяющая роль переходит к плутонию, нарабатываемому в быстрых реакторах, а система АЭС с тепловыми и быстрыми реакторами будет способна обеспечить саморазвитие при ограниченном потреблении ресурсов природного урана на начальном этапе с последующей работой системы АЭС на отвальном уране и вторичном плутонии из быстрых реакторов. [c.3]

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]

Всего при одном делении в тепло внутри активной зоны преобразуется около (180—190) МэВ (почти 3-10 Дж). При помощи жидкого теплоносителя это тепло переносят в теплообменник. Ядерный реактор — это тепловая машина, в которой делящееся вещество служит источником тепла. Его коэффициент полезного действия определяется циклом Карно и превышает 40 % только в случае реакторов-размножителей (воспроизводящих ядерных реакторов). Таким образом, необходимо отводить более чем 60 % ядерной энергии, преобразующиеся в тепло. При этом, чтобы быть экономически выгодными, ядерные реакторы должны обладать очень большой мощностью, и их месторасположение обычно выбирается с учетом этого требования. Отвод неиспользованного тепла, выделяющегося при работе реактора, является чрезвычайно важной задачей. [c.282]

В реакторе с тепловой мощностью 300 МВт в результате микровзрыва должно выделяться около 3- 10 Дж-с Ясно, что при калорийности топлива 3 - 10 Дж-г и степени выгорания 30% необходимо использовать порядка 3-4 мг топлива. (Заметим, что 3 10 Дж выделяется при взрыве около 100 кг химического ВВ). В 80-х годах при проведении подземных ядерных испытаний были предприняты усилия по зажиганию мишеней с минимальной массой топлива (в ходе экспериментов Центурион-Хелайт в США и аналогичных исследований, проведенных ВНИИТФ в СССР). Опубликованные впоследствии американские данные по скэйлингам коэффициента усиления мишеней от энергии драйвера основаны на полученных калибровочных точках. [c.13]

Экономические показатели. Сравнивать непосредственно стоимость производства электроэнергии на несуществующем реакторе ИТС с реально действующими энергетическими установками не вполне корректно. Оценки показывают, что капитальные затраты на единицу установленной мощности для установок деления почти вдвое меньше, чем для установок синтеза [6]. Значительная доля в капитальных затратах относится к устройствам, осуществляющим поджиг мишени (лазеры, ускорители). Она может быть снижена, если будут найдены способы улучшения энергетических характеристик мишени. В стоимости электроэнергии электростанций ИТС отсутствуют затраты на долгосрочное хранение отходов. Экономический анализ, проведенный различными исследовательскими группами, показывает, что себестоимость электроэнергии, произведенной с помощью ИТС, становится конкурентоспособной, когда один драйвер с частотой 10 Гц работает на 5 реакторов с тепловой мощностью каждого реактора 1 ГВт [3]. При этом себестоимость 1 кВтч электроэнергии по прогнозам сопоставима с показателями для МТС и ТЭС [4], но, однако, превосходит их. В этом случае темп развития исследований в области ядерного синтеза может [c.167]

Основные тенденции в усовершенствовании ядерных реакторов АЭС заключаются в увеличении единичных мощностей, знергонапряженности топлива, повышении к. п. д. и коэффициента воспроизводства. Наиболее полно этому удовлетворяют новые типы ядерных реакторов с гелиевым охладителем— высокотемпературный реактор на тепловых нейтронах (ВГР) ч реактор-размножитель на быстрых нейтронах (БГР) [1]. [c.3]

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]

Три водо-водяных реактора мощностью по 90 МВт (здесь и дальше для энергетических реакторов приводится мощность вырабатываемой электроэнергии) установлены на ледоколе Ленин . Реакторы этого типа (мощностью 210, 365, 440, 440 МВт) установлены на Ново-Воронежской АЭС. Водо-водяные реакторы положены в основу ядерной энергетики США, где построено более сотни таких АЭС. Имеются оценки, показывающие, что стоимость электроэнергии на водо-водяных АЭС может быть сделана не более высокой, чем на обычных тепловых электростанциях. В Англии в основу ядерной энергетики положены газо-графитовые реакторы. Там уже действуют десятки таких АЭС. [c.584]

Будущее крупной энергетики связано с применением ядерного горючего. В СССР проведены проектные исследования характеристик блока АЭС с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором на тепловых нейтронах и одноконтурной гелиевой газотурбинной установкой закрытого цикла (ГТУЗЦ), действительной (внутренней) мощностью 1200 МВт. Конструктивные варианты ГТУЗЦ проектировались по циклу с однократным подводом теплоты, [c.136]

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]

Началась подготовка к строительству крупнейшей в Советском Союзе АЭС, электрическая мощность которой в одном блоке (с реактором воднографитового типа) составит 1 млн. кет. Ведется подготовка к строительству новых мощных атомных электростанций, намечаемому преимущественно в районах, бедных энергоресурсами и удаленных от мест добычи органического топлива,— там, где такие станции обусловят возможность особенно экономически выгодного получения электроэнергии. Энергетическую базу первой очереди этих станций составят реакторы на тепловых нейтронах электрической мощностью 400 тыс. кет каждый и более. Такие реакторы обладают большой эксплуатационной надежностью и на некоторый период сохранят значение одного из основных типов реакторов для предприятий атомной энергетики СССР. Но наряду с ними все большее значение приобретают реакторы на быстрых нейтронах как особенно перспективный тип энергетических реакторов с высоким коэффициентом воспроизводства ядерного топлива (плутония). Работы по конструированию и промышленному освоению рациональных реакторных установок, по введению поточного производства тепловыделяющих элементов и по осуществлению других практических задач создадут возможность для широкого строительства атомных электростанций. Общая мощность советских АЭС будет исчисляться многими миллионами киловатт. [c.196]

С тех пор развитие атомной энергетики пошло семимильными шагами. За чрезвычайно короткий (в историческом масштабе) период было построено более 200 тепловых ядерных реакторов (рис. 17) (на замедленных нейтронах) общей мощностью около 120 ООО МВт (6 % мирового производства электроэнергии). Стала осуществляться мечта великих фантастов завладеть чудесным [c.40]

Кроме малой утечки радиоактивности, газоохлаждающие реакторы имеют другое существенное преимущество перед легководными реакторами термический КПД практически такой же, как и в ТЭС на органическом топ- ливе аналогичной мощности. Таким образом, в конденсатор отводится такое количество теплоты, которое позволяет использовать оборотную систему с градирнями, что существенно для предотвращения теплового загрязнения водотоков и водоемов. В добавление к этому техническая реализация газоохлаждаемых реакторов естественным образом приводит к разработке следующего поколения ядерных реакторов — реакторов - размножителей на быстрых нейтронах. [c.175]

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]

Уровень развития реакторостроения в определенной мере зависит от изучения гидродинамики и теплообмена теплоносителей в элементах активной зоны ядерных реакторов. Необходимость знания процессов теплообмена и гидродинамики определяется тем, что ядерные реакторы представляют собой энергонапряженные тепловые машины, в которых указанные процессы проявляются в весьма сложной форме. С одной стороны, существенные запасы по параметрам теплоносителя, ограничивающие мощность и к. п. д. атомных энергетических установок (АЭУ), недопустимы. С другой стороны, [c.6]

Регулятор теплового потока с механическим управлением параметров парового потока используется для термостатирования скафандра [34]. Управление изменением объема сильфона с неконденсирующимся газом применяется для регулирования электрической мощности термоэлектрических генераторов [68]. Использование электрического поля для этих целей позволяет интенсифицировать процессы охлаждения и термостабилизации электронных или полупроводниковых приборов, работающих при высоких напрял<ениях [69]. Управляемые магнитным полем ТТ успешно используются в энергетических контурах ядерных реакторов [40]. [c.60]

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]

Энциклопедия по машиностроению XXL

Оборудование, материаловедение, механика и ...