Система - охлаждение - реактор
Cтраница 2
После загрузки реакторов катализатором приступают к их подогреву. Систему охлаждения реакторов заполняют химически чистой водой или конденсатом, для чего включают водяной насос, и конденсат закачивают в паровые барабаны, откуда он самотеком поступает в межтрубное пространство реакторов до появления уровня в барабанах. [16]
 |
Принципиальная схема малой атомной электростанции. [17] |
Однако граница 100 С уже давно превзойдена. Воду в системах охлаждения реакторов заменяют жидкие металлы: в одних случаях ( реакторы на быстрых нейтронах) - ртуть, в других ( реакторы на медленных нейтронах) - натрий или же сплав натрия с калием. Ясно, что в этом случае оба контура системы охлаждения реактора должны быть замкнутыми. Во втором контуре для отвода тепла от жидкого металла может с успехом применяться вода. [18]
Реакционная масса охлаждается как при помощи рубашки, так и двумя встроенными цилиндрическими холодильными камерами, размещенными вдоль вертикальной оси реактора. Охлаждение осуществляется за счет циркуляции жидкого аммиака через систему охлаждения реактора и испарения аммиака. [19]
 |
Характеристики ударно-вибрационного режима работы аппаратуры на носителях. [20] |
Функции, выполняемые ядерными реакторами, и их конструктивные особенности в различных случаях применения несколько различны, но общим является наличие проникающего ядерного излучения. Электронное оборудование для контроля и управления работой: ядерного реактора размещается обычно поблизости от системы охлаждения реактора. [21]
Основными причинами остановки реакторов на перегрузку катализатора являются превышение в них допустимого перепада давления или же снижение конверсии олефи-иов. О последней причине обычно судят либо по снижению перепада температуры по высоте реактора, либо по количеству получаемого в системе охлаждения реакторов водяного пара. [22]
Разложение проводят при низких начальных концентрациях гидроперекиси в реакционной смеси таким образом, чтобы обеспечивался полный распад гидроперекиси за один проход. При высоких концентрациях гидроперекиси незначительное колебание режима может вызвать неконтролируемое спонтанное разложение ее с выделением такого количества тепла, которое нельзя отвести в системе охлаждения реактора; это может привести к взрыву вследствие мгновенного испарения реакционной смеси. При неполном разложении за один проход гидроперекись будет распадаться на следующих стадиях процесса, что вызывает ее потери за счет термического распада и нежелательно по соображениям техники безопасности. Высокая экзо-термичность реакции обусловливает необходимость создания эффективной системы отвода тепла. [23]
Активная зона реактора не нагревается слишком сильно благодаря жидким или газообразным теплоносителям, используемым также и для производства пара, прямо или опосредованно приводящего в движение турбину. В состав управляющей системы входят стержни из материалов, поглощающих нейтроны, которые могут быть погружены и извлечены из каналов активной зоны реактора для управления скоростью реакции оператором электростанции. В водо-во-дяных реакторах поглотители могут вводиться в систему охлаждения реактора через растворимые абсорбенты. [24]
Однако граница 100 С уже давно превзойдена. Воду в системах охлаждения реакторов заменяют жидкие металлы: в одних случаях ( реакторы на быстрых нейтронах) - ртуть, в других ( реакторы на медленных нейтронах) - натрий или же сплав натрия с калием. Ясно, что в этом случае оба контура системы охлаждения реактора должны быть замкнутыми. Во втором контуре для отвода тепла от жидкого металла может с успехом применяться вода. [25]
В США приняты следующие основополагающие критерии, которым должна соответствовать степень безопасности атомных реакторов АЭС. Качественных критериев два: первый - каждому жителю страны должен быть гарантирован такой уровень защиты от последствий эксплуатации АЭС, чтобы для его жизни и здоровья не создавалось дополнительного значительного риска; второй - общественный риск для жизни и здоровья от эксплуатации АЭС должен быть сравним или меньшим, чем риск, обусловленный другими способами получения электричества, и не должен быть значительным добавлением к существующим типам общественного риска. Количественные критерии формируются следующим образом: 1) риск гибели человека вблизи АЭС при инциденте не должен превышать 0 1 % суммарного риска гибели человека от других инцидентов, с которыми сталкиваются жители США; 2) риск ракового заболевания для жителей вблизи АЭС не должен превышать 0 1 % суммарного риска ракового заболевания вследствие других причин; 3) вероятность инцидента с атомным реактором, связанного с крупномасштабным расплавлением активной зоны реактора, нормально должна быть менее 10 - 4 в год на каждый реактор; 4) вероятность крупномасштабного выхода ядерного топлива и продуктов ядерного распада из системы охлаждения реактора нормально должна быть менее 10 - 5 в год на каждый реактор. [26]
В последнее время большое внимание уделяется изучению конвективного теплообмена при нестационарном режиме. Одним словом, важно знать поведение аппарата в динамике. Естественно, что для этого необходима разработка методов расчета процессов теплообмена в каналах системы охлаждения реактора при нестационарных режимах. [27]
Если же отклонения от стационарного состояния увеличиваются во времени, то это состояние является неустойчивым. Например, при осуществлении политропического процесса в непрерывном реакторе идеального смешения процесс может проходить в нижней или в верхней устойчивых точках. Однако при пуске аппарата возможно ведение процесса в нижней устойчивой точке. Для того чтобы вести процесс в верхней устойчивой точке, необходимо принять соответствующие меры в период пуска реактора. Это осуществимо путем подачи в аппарат в начальный период разогретых продуктов или путем перевода реактора в начальный период на периодический режим с целью разогрева содержимого аппарата до нужной температуры с обязательным выключением в это время системы охлаждения реактора. [28]
Страницы: 1 2