Атомная энергетическая установка
Cтраница 2
Тепломассообмен в атомных энергетических установках с водоохлаждаемыми реакторами / Итоги науки и техники. [16]
Тепломассообмен в атомных энергетических установках с водоохлаждаемыми реекторами / / Итоги науки и техники. [17]
Широкое распространение получили атомные энергетические установки ( АЭУ) с водо-водяными двухконтур-ными реакторами ( ВВЭР), а также с графито-водными, тяжеловодными и графито-газовыми реакторами, В первом контуре ВВЭР водный теплоноситель переносит тепло от тепловыделяющих элементов ( ТВЭЛ), в которых протекает ядерная реакция, к парогенераторам. В отечественных ВВЭР в первом контуре поддерживается смешанный калий-аммиачный режим при борном регулировании. [18]
Наряду со строительством стационарных атомных энергетических установок проводятся большие работы по использованию атомных реакторов на транспорте. [19]
При проектировании и эксплуатации атомных энергетических установок ( АЭС, АТЭЦ и ACT) особое внимание уделяется обеспечению радиационной безопасности для эксплуатационного персонала и окружающего населения в нормальных режимах и при возникновении аварийных ситуаций. Для этой цели предусмотрены соответствующие устройства с их двух - и трехкратным независимым резервированием. На каждой АЭС, АТЭЦ и ACT создается специальная дозиметрическая служба, которая при помощи стационарных и передвижных установок осуществляет систематическое наблюдение и контроль за радиационной обстановкой в помещениях электростанции и за ее пределами в радиусе 30 - 40 км, контролируя при этом все внешние среды: воздух, растительность, почву, воду и донные отложения в реках и водоемах. [20]
Статистика отказов сосудов давления обычных и атомных энергетических установок [108], представленная в табл. 13.1.1, наглядно демонстрирует значительную роль коррозионной среды в возникновении и развитии разрушения. [21]
Гидродинамика и теплообмен в атомных энергетических установках. [22]
Посмотрим, как же работают атомные энергетические установки. [23]
Наиболее развиты в настоящее время атомные энергетические установки - АЭС. Следует лишь совершенствовать безопасность работы АЭС, что подтвердила авария на Чернобыльской и других АЭС. [24]
В ней рассматривается проблема использования атомных энергетических установок на судах морского транспортного флота. Приводятся сведения из иностранной и отечественной технической литературы о работах по созданию атомных энергетических установок морских транспортных судов. Описываются некоторые наиболее интересные проекты, специфические конструкции судовых реакторов, механизмов и вспомогательного оборудования. [25]
В предстоящие годы суммарная мощность атомных энергетических установок различного назначения должна удваиваться примерно в каждые 8 - 10 лет. Реакторы на тепловых нейтронах обладают сравнительно высокой экономичностью, реакторы на быстрых нейтронах - высоким коэффициентом использования и воспроизводства ядерного топлива. [26]
Так же как и в схемах судовых атомных энергетических установок, ядерный реактор может рассматриваться как источник тепловой энергии, которая частично преобразуется в электрическую. [28]
Новым шагом вперед по пути повышения эффективности атомных энергетических установок является переход на генерирование пара в самих реакторах и подача его непосредственно в турбины. [29]
При контроле качества сварных соединений и узлов атомных энергетических установок в условиях их эксплуатации и ремонта задачи радиографии существенно осложняются, так как само контролируемое изделие является источником ионизирующего излучения или находится в условиях повышенного радиационного фона, многократно превышающего допустимые санитарные нормы. Сварные соединения, как правило, являются неповоротными и находятся в труднодоступных местах, что исключает возможность применения в этих условиях рентгеновских аппаратов и ускорителей и позволяет использовать в основном только радиоизотопные источники излучения. Радиационная обстановка в зоне контроля определяется излучением, создаваемым продуктами коррозии на внутренних стенках трубопроводов первого контура, а также излучением от основного оборудования, создаваемого из-за активации материалов нейтронными потоками реактора. [30]
Страницы: 1 2 3 4