Тепловой реактор
Cтраница 1
 |
Классификация реакторов по энергии нейтронов. [1] |
Тепловые реакторы работают на природном уране, который, как мы помним, почти целиком ( более 99 %) состоит из урана-238. Последний не расщепляется, а лишь поглощает нейтроны высоких энергий и тем самым исключает распространение в нем цепной реакции. Так как же работает данный реактор. [2]
Тепловой реактор представляет собой обычную камеру выдержки или печь, в которую инжектируется воздух. Выбрасываемые СО и углеводороды выдерживаются в реакторе в течение некоторого времени, достаточного для их окисления до получения менее токсичных соединений. Эта система позволяет легко удовлетворить существующим нормам ЕРА для небольших двигателей. Остается, однако, неясным, удастся ли, увеличив объем камеры выдержки, очищать таким образом выхлопные газы более мощных двигателей. [3]
Но тепловые реакторы не могут работать в критическом режиме при подпитке их только МА. [5]
В тепловых реакторах энергия высвобождается в результате процесса деления или расщепления урана, вызываемого бомбардировкой медленными тепловыми нейтронами. Некоторые из высвобождаемых таким образом нейтронов поглощаются изотопами U238, преобразующими их в Ри23э, который, в свою очередь, может быть расщеплен и добавлен к общему количеству высвобождаемой энергии. [6]
В тепловых реакторах средний температурный коэффициент реактивности отрицательный, т.е. увеличение температуры топлива или замедлителя вызывает уменьшение реактивности. [7]
В тепловых реакторах, в которых используются относительно медленные нейтроны или нейтроны с малой энергией, для плакирования применяется циркониевый сплав, обладающий малым поперечным сечением захвата нейтронов наряду с высокой способностью к замедлению их до тепловой энергии. [8]
В современных тепловых реакторах сгорает уран-235. К концу нашего века определенно появятся промышленные реакторы-размножители. [9]
В современных тепловых реакторах сгорает уран-235. В уже существующих реакторах на быстрых нейтронах освобождается энергия ядер распространенного изотопа - урана-238, и если энергия - подлинное богатство, то урановые ядра уже в недалеком будущем облагодетельствуют человечество: энергия элемента № 92 станет основой нашего существования. [10]
При переходе от тепловых реакторов к быстрым и в будущем-к термоядерным реакторам значение данной группы явлений радиационной повреждаемости материалов не уменьшится, а возрастет. Это обусловлено, с одной стороны, тем, что переход к более энергонапряженным реакторам приводит к росту механических напряжений в элементах конструкции, а с другой - переход потребует работы материалов при потоках и флюенсах быстрых нейтронов, на два-три порядка более высоких, чем в случае тепловых реакторов. [11]
Для АЭС с тепловыми реакторами и теплоносителем-водой боковая биологическая защита из бетона обычно является основным вертикальным конструктивным элементом здания, к которому примыкают различные помещения. Внутренняя часть боковой биологической защиты часто представляет собой стальной бак с водой, выполняющей одновременно роль опорной конструкции. Вместо водяного бака может быть использована засыпка из горных пород и минералов, удерживающих в своем составе при высокой температуре кристаллизационную воду, либо радиационно - и термостойкие бетоны. [12]
На АЭС с тепловыми реакторами наиболее высокие требования к надежности питания ГЦН предъявляются в случае установки водо-водяных реакторов под давлением ( типа ВВЭР) при использовании в качестве ГЦН насосов бессальникового типа. Допустимый перерыв питания зависит от параметров реактора, типа и числа ГЦН. При работе реактора с номинальной нагрузкой потеря всех ГЦН без срабатывания аварийной защиты ( A3) допустима на доли секунды. Потеря питания части ГЦН без срабатывания A3 допустима, если обеспечено автоматическое снижение мощности реактора до уровня, соответствующего новому уровню расхода теплоносителя. Требования к надежности питания ГЦН указываются в технических условиях на реактор. После срабатывания A3 необходима работа части ГЦН для аварийного расхолаживания реактора. [13]
В рассматриваемой системе ( тепловой реактор без отражателя, горючее не циркулирует) с точки зрения физики разумно предположить, что пространственное изменение концентрации запаздывающих нейтронов пропорционально пространственному изменению нейтронного потока и что это соответствие остается в силе, даже когда меняется величина потока. [14]
Развитие атомной энергетики с использованием тепловых реакторов ставит перед радиационным материаловедением еще целый ряд других проблем: дальнейшее изучение газового распухания и радиационной стойкости керамического топлива, использование металлического топлива, исследование влияния облучения на коррозию, радиационного роста анизотропных материалов и др. Однако в настоящее время для тепловых реакторов эти задачи по сравнению с рассмотренными выше не столь актуальны. [15]
Страницы: 1 2 3 4