Высокотемпературный ядерный реактор
Cтраница 1
Высокотемпературный ядерный реактор, работающий на тепловых, промежуточных или быстрых нейтронах, представляет собой компактный источник тепловой энергии. [1]
Высокотемпературный ядерный реактор является ответственным и наиболее важным элементом ПГТУ с закрытой тепловой схемой. В реакторе осуществляется нагрев парогазовой смеси до 1200 К и выше. [2]
Высокотемпературный ядерный реактор отличается от обычных реакторов по конструкции, применяемым огнеупорным материалам и уровню нагрева газов. [3]
Высокотемпературные ядерные реакторы с гелиевым охлаждением могут широко использоваться в нефтехимической промышленности для проведения радиационно-термических процессов. Уникальные возможности в этом отношении представляют высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением: шаровыми твэлами. [4]
Высокотемпературный ядерный реактор представляет собой компактный источник высокопотенциальной тепловой энергии. В таком реакторе газ принципиально может быть нагрет до 2000 К. Получение столь высоких температур рабочих газов имеет исключительно важное значение для энергетики, металлургии, химии, нефтехимии, машиностроения и других областей. [5]
Энергия высокотемпературного ядерного реактора может быть эффективно использована в нефтехимической промышленности для проведения таких энергоемких процессов, как крекинг, пиролиз, гидроочистка, конверсия. Так, в нефтеперерабатывающем комплексе с ядерным реактором ( рис. 13.6) под действием высокопотенциальной теплоты в реакторе 8 паровой конверсии при 1073 К происходит паровая конверсия тяжелых нефтяных остатков. В технологическом аппарате 2 в интервале температур до 825 К осуществляются процессы первичной и вторичной переработки нефти с образованием сырья для нефтехимической промышленности, моторных топлив и тяжелых нефтяных остатков. Эта схема позволяет эффективно реализовать ряд технологических процессов с одновременным получением электроэнергии, топлива, водорода и других ценных продуктов. [6]
Начали действовать высокотемпературные ядерные реакторы нового типа, в которых теплоносителем служит гелий. [7]
Активная зона высокотемпературного ядерного реактора, работающего в восстановительной газовой среде, может быть также выполнена из графита и карбида урана, являющихся отличными конструкционными материалами. [8]
На базе высокотемпературных ядерных реакторов и парогазо-турбинных агрегатов могут быть созданы энерготехнологические установки газификации углей, получения высоконагретых восстановительных газов, производства водорода, метанола и других ценных продуктов. Использование высокопотенциального ядерного тепла позволит практически вдвое сократить потребность в природном органическом топливе и получить весьма значительный экономический эффект. Кроме того, существенно уменьшится и загрязнение окружающей среды продуктами сгорания органического топлива. Конечно, при разработке и создании высокотемпературных ядерных реакторов возникнет немало технических проблем. Но современные научные и технические возможности позволяют надеяться, что эти проблемы могут быть успешно решены и высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы на 1000 - 2000 К будут созданы уже в ближайшем будущем. [9]
 |
МГД-генератор с пульсирующей плазмой. [10] |
После создания высокотемпературного ядерного реактора появится возможность наиболее полно использовать преимущества МГД-генераторов, так как можно будет нагревать газы с хорошими термодинамическими и химическими свойствами, не ограничиваясь продуктами сгорания органического топлива. [11]
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. [12]
В некоторых устройствах высокотемпературного ядерного реактора, охлаждаемого газом, ядерное топливо содержится в графите. Согласно идее, положенной в основу такого реактора, утечка продуктов деления от топливных элементов подавляется противотоком охлаждающего газа. [13]
Энерготехнологические ПГТУ с высокотемпературными ядерными реакторами позволяют резко интенсифицировать и осуществить принципиально новые технологические процессы, увеличить лроизводительность печей, агрегатов, а также снизить удельный расход топлива и стоимость продукции указанных отраслей промышленности. [14]
Капитальные вложения в установку высокотемпературного ядерного реактора определяются в основном стоимостью высоко-егнеупорных материалов шаровых тепловыделяющих элементов, а также отражателя нейтронов. Эти капиталовложения, по нашим оценкам, составляют 20 руб / кВт тепловой мощности реактора. [15]
Страницы: 1 2 3 4