Продолжительность - работа - реактор
Cтраница 1
Продолжительность работы реакторов на сырьевом потоке зависит от жесткости режима и качества сырья. Содержание кокса на катализаторе перед регенерацией обычно не превышает 2 0 вес. [1]
Однако, как ни медленно расходуется ядерное горючее, продолжительность работы реактора на одной загрузке горючего, или в течение одной кампании, ограничено. Это объясняется накоплением продуктов деления, сильно поглощающих нейтроны, приводящим в конце концов к уменьшению коэффициента размножения системы до величины, меньшей единицы, и к прекращению цепной реакции. Для повторного пуска реактора требуется загрузить в него свежее ядерное горючее. [2]
 |
Изменение температуры по высоте реактора. [3] |
Опытами было определено, чю увеличение размеров и уменьшение насыпного веса коксовых частиц, загружаемых в реактор, способствуют росту коксоемкости и продолжительности работы реактора, а также точности снимаемых показателей. [4]
Новый процесс имеет ряд существенных преимуществ: 1) исключается использование сильнотоксичного и летучего СН3С1; 2) температура полимеризации на 20 - 40 выше; 3) продолжительность работы реактора до промывки увеличивается в 8 - 12 раз в первую очередь за счет уменьшения налипания полимера на стенках реактора; 4) облегчается удаление остатков катализатора из готового продукта; 5) в связи с тем, что скорость процесса заметно ниже скорости реакции получения бутилкаучука в присутствии А1С13 в СН3С1, достаточно эффективным становится внешний теплосъем; 6) процесс легко управляем; 7) четко регулируется молекулярная масса образующегося полимера за счет изменения температуры в зоне реакции ( Мп от 500 до 100 000); 8) перевод системы полимеризации с получением другой марки производится без остановки цеха и качественных показателей сырья; 9) возможность использования некондиционного сырья вследствие специфичности и повышенной селективности используемой каталитической системы; 10) возможность использования отработанных газов в производственном цикле; 11) некоррозионность реакционной среды; 12) оздоровление условий труда. [5]
 |
Схема технологического процесса получения бутилкаучука в углеводородном растворе. [6] |
Новый процесс имеет ряд существенных преимуществ: 1) исключается использование сильнотоксичного и летучего СН3С1; 2) температура полимеризации на 10 - 15 выше; 3) продолжительность работы реактора до промывки увеличивается в 8 - 12 раз, в первую очередь за счет уменьшения налипания полимера на стенках реактора; 4) облегчается удаление остатков катализатора из готового продукта. [7]
Продолжительность работы реактора в режиме ароматизации увеличили до 100 часов, а длительность регенерации составила 60 часов. После четырех циклов реакция-регенерация активность катализатора практически не изменилась. [8]
Будучи установленными на рабочих площадках, блоки станции, обслуживаемые бригадой из четырех человек, не нуждаются в сооружении специальных помещений; перед вводом их в действие необходимо лишь возведение земляного слоя биологической защиты вокруг реакторного отделения. Продолжительность работы реактора станции без пополнения ядерного горючего, как показали испытания, может быть доведена до 2 - 3 лет. [9]
Генератор SNAP - 10A был установлен на спутнике, запущенном 3 апреля 1965 г. Через 43 дня после вывода спутника на орбиту генератор вышел из строя. Полученные со спутника телеметрические данные обрабатываются. В момент запуска спутника КАЭ сообщила, что продолжительность работы реактора рассчитана на 1 год, включая 90-дневное испытание при первоначальном запуске и эксплуатации реактора. [10]
В отличие от тепловых энергетических установок, где практически минеральное топливо сгорает почти полностью, в современных ядерных реакторах используется сравнительно небольшая часть энергии, заключенной в атомах урана. Дело в том, что природный уран состоит из двух составных частей ( изотопов) - урана-235 и урана-238. В данном время практически все атомные электростанции строятся с реакторами, где происходит расщепление атомов урана-235. Чтобы увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки атомного горючего, урановая руда предварительно обогащается. В результате содержание урана-235 увеличивается с 0 7 до 3 - 5 %, при этом начальный запас горючего и длительность работы реактора значительно увеличиваются. Хотя в принципе можно работать и не на обогащенном топливе, как это практикуется на АЭС в Англии и Канаде. [11]
Страницы: 1