Cтраница 2
Первый период работы многих уран-графитовых реакторов связан с их эксплуатацией при низкой температуре ( 300 С и ниже), что обусловило и накопление значительной скрытой энергии. Достигая 500 кал на 1 г графита, скрытая энергия будет выделяться при нагревании графита до температуры, на 30 - 80 превышающей рабочую [51], и может привести к недопустимому разогреву графита. Наиболее высокая скорость накопления энергии Вигнера была зафиксирована в реакторе ВЕРО, поскольку охлаждающий кладку газ подавали в центральную часть, где плотность нейтронного потока была наибольшая, а температура графита - пониженная. [16]
Речь идет о проектировании уран-графитовых реакторов. [17]
Одним из основных узлов уран-графитовых реакторов большой мощности является многотонная графитовая кладка, которая должна надежно работать в течение всего срока эксплуатации АЭС, достигающего 30 лет. Отсюда возникают жесткие требования к графиту как конструкционному материалу. [18]
Первоначальное развитие получили так называемые уран-графитовые реакторы, в которых теплоносителем была обычная вода, а замедлителем размножения нейтронов - графит. [19]
В атомной энергетике широкое распространение нашли уран-графитовые реакторы, основной частью которых является многотонная графитовая кладка. Основное назначение кладки реактора на, тепловых нейтронах состоит в замедлении быстрых нейтронов, рождающихся при цепной реакции деления ядер. Внутренняя часть кладки, где размещены твэлы, называется активной зоной; периферийная часть, служащая для-снижения утечки нейтронов, - отражателем. [20]
В результате этих работ был запущен первый советский ядерный уран-графитовый реактор ( декабрь 1946 г.); построена в 1954 г. первая в мире атомная электростанция ( АЭС в г. Обнинске) и тем самым положено начало использованию атомной энергии в мирных целях. [21]
В практике эксплуатации атомных электростанций с уран-графитовыми реакторами наибольший интерес представляют закономерности окисления графита в газовых средах с малыми концентрациями кислорода, так как окисление графита происходит уже при малых его примесях, остающихся после очистки в используемых инертных газах. [22]
Принципиальная схема блока одноконтурной ЭС с уран-графитовым реактором канального типа РБМК-1000 приведена на рис. 7.8. Рабочие каналы реактора включены в два цирк) ляционных контура. [23]
На рис. 324 изображена упрощенная схема устройства уран-графитового реактора. В нем ядерным горючим является обогащенный уран, замедлителем нейтронов - графит, а теплоносителем - обычная вода. На рисунке приняты следующие обозначения: А - активная зона реактора, В - отражатель нейтронов, С - биологическая защита, / - тепловыделяющие элементы - ТВЭЛы ( металлические пеналы, содержащие уран-235), 2 - блоки замедлителя из графита, 3 - управляющий стержень, 4 - аварийный стержень. [24]
Рассчитайте а) равновесное количество Ва140 в уран-графитовом реакторе мощностью 1000 кет, б) общее количество Се140, накопившегося в том же реакторе, если после годового периода работы реактор был остановлен на два месяца. [25]
Так, для электростанции мощностью 200 тыс. кет разработан уран-графитовый реактор с перегревом пара высокого давления. Всего в реакторе 1134 канала, из них рабочих, где происходит реакция, 998, для регулирующих стержней - 78, для остановки процесса - 16 и ряд каналов для других целей. Одни из них охлаждаются кипящей водой, другие - перегретым паром. [26]
До недавнего времени природный уран широко использовали в качестве ТВЭЛов уран-графитовых реакторов для производства оружейного плутония; сейчас потребность в природном уране для этой цели резко уменьшилась, однако в некоторых странах металлический уран применяют для изготовления сердечников ТВЭЛов энергетических ядерных реакторов с газовым охлаждением ( реакторы Magnox и AGR); обогащенный металлический уран является топливным компонентом ( Ц-7 г) - ТВЭЛов транспортных ядерных реакторов для флота. Потребление металлического урана резко возрастет при включении тория в ядерный топливный цикл по схеме, предлагаемой в работе [1]: создание реакторов ВВЭР-1000Т, в которых активная зона является гетерогенной. [27]
С достаточной степенью детализации рассмотрены конструктивные особенности и системы безопасности отечественных водо-водяных и уран-графитовых реакторов, представлены газоохлаждае-мые высокотемпературные реакторы и тяжеловодные реакторы, нашедшие применение в ряде стран. Значительное внимание уделено реакторам на быстрых нейтронах как основе широкомасштабной ядерной энергетики будущего. Рассмотрены тенденции развития реакторной техники. [28]
До недавнего времени природный уран широко использовали в качестве ТВ ЭЛов уран-графитовых реакторов для производства оружейного плутония; сейчас потребность в природном уране для этой цели резко уменьшилась, однако в некоторых странах металлический уран применяют для изготовления сердечников ТВ Э Лов энергетических ядерных реакторов с газовым охлаждением ( реакторы Magnox и AGR); обогащенный металлический уран является топливным компонентом ( 11 - 7г) - ТВЭЛов транспортных ядерных реакторов для флота. Потребление металлического урана резко возрастет при включении тория в ядерный топливный цикл по схеме, предлагаемой в работе [1]: создание реакторов ВВЭР-1000Т, в которых активная зона является гетерогенной. [29]
Вместе с тем в Советском Союзе на атомных электростанциях получили распространение и уран-графитовые реакторы, которые являются более опасными в эксплуатации. Именно на реакторе такого типа в 1986 году на Чернобыльской АЭС и произошла авария, в результате которой отношение к атомной энергетике и особенно к перспективам ее развития резко изменилось. [30]