Cтраница 3
Главной особенностью энергетических реакторов на быстрых нейтронах является возможность получить не только тепловую и электрическую энергию, но и одновременно воспроизводить новое ядерное топливо. Основным топливом в быстрых реакторах является искусственный химический элемент плутоний-239 и пассивный уран-238. Тепловая энергия в реакторе на быстрых нейтронах получается за счет деления ядер плутония, при этом часть образующихся нейтронов захватывается ( поглощается) ураном-238 и он превращается в плутоний-239. Поскольку при делении плутоний может выделять несколько больше нейтронов по сравнению с необходимым количеством их для данного реактора, в нем образуется избыток нового плутония по сравнению с выгорающим. [31]
Во всех энергетических реакторах, за исключением тех, в которых циркулирует само горючее, перекачивают жидкость или газ для переноса энергии деления в форме тепла к установке для использования энергии. Обычно для этой цели применяют сжатый воздух, углекислый газ, воду, тяжелую воду или жидкий натрий. [32]
Но в энергетических реакторах, пригодных для промышленных целей, чаще возникает увеличение реактивности в результате ужесточения спектра нейтронов и dp / dT0, что видно из кривой на рис. 7.11. Когда это было открыто, проектировщики реакторов были обескуражены. Это длилось до тех пор, пока не было установлено, что другой важный температурный эффект, открытый ранее для реакторов на тепловых нейтронах ( эффект Доплера), играет большую роль и в реакторах на быстрых нейтронах. [33]
В некоторых крупных энергетических реакторах между твэлами из естественного урана монтируется в качестве пусковых несколько твэлов из высокообогащенного урана. [34]
Одноконтурные АПТУ включают кипящие водяные энергетические реакторы. [35]
Коэна Технология воды энергетических реакторов написана им для отдела Технической информации Комиссии по атомной энергии США. Следует отметить, что КАЭ систематически заказывает монографии по самым различным вопросам использования атомной энергии для мирных целей; в настоящее время под руководством Американского ядерного общества выпущена уже целая серия таких монографий и данная книга является частью этой серии. [36]
Измерение температур в энергетических реакторах н активной зоне имеет свои специфические особенности. Во-первых, это вопросы радиационной безопасности, которые требуют применения методов и средств измерения температуры, отличающихся высокой надежностью, во-вторых - обеспечение длительной работы средств измерения температуры со стабильными или практически стабильными гра-дуировочными характеристиками. [37]
В рассматриваемых нами энергетических реакторах, работающих на слабообогащенной UO2 ( от 2 5 до 4 %), предположение о постоянстве энерговыделения по радиусу твэла не является точным. Изменение плотности горючего и образование центральной полости также уменьшают максимальную температуру при данном полном энерговыделении. [38]
В отечественных нормах на ядерные энергетические реакторы [40] этот коэффициент равен 0 2; кроме того, обязателен поверочный расчет максимальных напряжений. В нормах ASME для ядерных реакторов коэффициент равен 0 14, но поверочный расчет не обязателен. Полная компенсация в нормах ASME требуется при проектировании как взаимовлияющих вводов, так и одиночного ввода. При этом две трети укрепляющего металла должно быть расположено в непосредственной близости к кромке отверстия. В частности, в срединной поверхности стенки корпуса эта зона ограничена расстоянием ( 0 5d 0 36 / Zte) от оси отверстия. [39]
Можно думать, что первые термоядерные энергетические реакторы с использованием дейтерий-тритиевой реакции появятся в конце текущего столетия. [40]
В этих странах строят энергетические реакторы различных типов, с тем чтобы по накоплении опыта их эксплуатации выбрать наиболее экономичный вариант. [41]
Так как при эксплуатации энергетического реактора вода I контура непрерывно загрязняется продуктами коррозии и изотопами - продуктами деления ( за счет неплотностей твэлов), то для поддержания ее постоянного состава необходимо либо выводить часть воды и добавлять свежую, либо организовывать очистку ее на байпасном контуре. [42]
Реальная структура активных зон энергетических реакторов неоднородна. [43]
Поток теплоносителя внутри корпуса энергетического реактора является источником энергии, способным возбудить колебания элементов внутрикорпусных устройств, что приводит к появлению динамических напряжений. Определение динамических напряжений в деталях, омываемых потоками жидкости, оказывается необходимым для оценки прочности и ресурса современных энергетических установок. В зарубежной литературе имеются сообщения о колебаниях элементов конструкций, вызванных потоком теплоносителя. Много проблем, связанных с колебаниями, возникло, как указывается в [1], при эксплуатации таких зарубежных энергетических реакторов как Биг Рок Пойнт, Янки, Обриг-гейм; Сена и некоторых других. Например, тепловой экран реактора Обриггейм, рассмотренного в работе [2], не был жестко связан с корпусом, а опирался на шесть консолей, приваренных к корпусу. Измерения показали, что амплитуда колебаний теплового экрана недопустимо велика. Для устранения столь интенсивных колебаний экран прикрепили болтами к специальным накладкам, приваренным к каждой консоли, и связали двумя подкосами с корпусом установки. Надежность работы нового крепления была, как показано в статье [2], проверена и подтверждена испытаниями в рабочих условиях. [44]
Размеры санитарно-защитной зоны для энергетических реакторов устанавливаются в соответствии с Санитарными правилами проектирования атомных электростанций. [45]