Реакторы тепловыделяющие элементы

В связи с широким развитием ядерной энергетики серьезной проблемой становится переработка радиоактивных отходов, образующихся в результате работы энергетических реакторов, в которых в качестве горючего часто используется уран-235, делящийся при захвате медленных нейтронов. Радиоактивные отходы или осколки деления постепенно зашлаковывают реактор и после разложения 10—20% имеющегося в нем активного материала вызывают такое падение реактивности, что требуется полная переработка тепловыделяющих элементов (стержней и блоков) с очисткой нх от накопившихся вредных примесей, имеющих огромные сечения захвата тепловых нейтронов [308]. Состав продуктов деления зависит от делящегося вещества, времени его облучения, энергии нейтронов, времени охлаждения после облучения и т. д. (табл. 19). [c.319]

ГОРЯЧАЯ ЛАБОРАТОРИЯ — лаборатория, предназначенная для работы с радиоактивными препаратами высокой активности (до сотен тысяч кюри). В Г. л. выделяют плутоний и другие трансурановые элементы, перерабатывают тепловыделяющие элементы ядерных реакторов и продукты их деления, исследуют свойства материалов, обладающих высокой радиоактивностью и др. Оснащение Г. л. исключает возможность облучения обслуживающего персонала. [c.80]

Металлический цирконий и сплавы. Металлический цирконий, не содержащий гафния, и его сплавы применяются преимущественно в атомной энергетике для изготовления оболочек тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), теплообменников и других конструкций ядерных реакторов, которые не должны поглощать, нейтроны и обладать высокой стойкостью против действия ядерных излучений при повышенной температуре. [c.308]

Использование в качестве источников излучения отходов ядерных реакторов (тепловыделяющих элементов — ТВЭЛ) позволяет не только широко развернуть исследования по осуществлению многих химических процессов под действием ионизирующих излучений, но и ставить вопрос о их практической реализации. [c.270]

В настоящее время хлорная металлургия применяется для производства титаиа, ниобия, тантала, циркония, гафния, редкоземельных элементов, германия, кремния, олова и даже алюминия. Она является эффективной при переработке не только многокомпонентных руд, но и промышленных отходов, содержащих ценные элементы, металлолома, отработанных тепловыделяющих элементов ядерных реакторов и т. п. Она нашла широкое применение в металлургии редких металлов. Преимуществами хлорной металлургии по сравнению с традиционными способами извлечения металлов из руд являются полнота вскрытия сырья (полнота извлечения из него ценных элементов), а также высокая избирательность. Метод требует совершенной технологии и высокой культуры производства, поскольку хлор и его летучие соединения очень токсичны и химически агрессивны. [c.171]

Для облучения применяются отработанные расщепляющиеся материалы, выгруженные из ядерного реактора (тепловыделяющие элементы — ТВЭЛ), но можно использовать и потоки расщепляющегося материала в наружных контурах реактора, работающего на растворах солей урана в воде или непосредственно активную зону ядерного реактора. [c.271]

Кроме того, торий более распространен в природе, чем уран. Наряду с применением чистого металлического тория в виде блоков для облучения в реакторах тепловыделяющие элементы для реакторов изготавливаются также из сплавов тория с обогащенным ураном. В этих сплавах торий служит также материалом-разбавителем высокообогащенного урана. Топливные элементы из таких сплавов благодаря отсутствию фазовых превращений могут быть использованы при весьма высоких тепловых потоках и температуре (1080°). [c.652]

В момент выгрузки из реактора тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) обладают высокой радиоактивностью, вызываемой в основном короткоживущими продуктами деления. Образующиеся в процессе деления продукты подвергаются дальнейшим превращениям путем р-распада. При испускании р-частиц умень-N [c.616]

Источником тепла всех современных атомных энергетических установок является ядерный реактор — устройство, в котором протекает самоподдерживающаяся управляемая ядерная реакция. Ядерное горючее уран применяется в виде стержней, называемых тепловыделяющими элементами. Та часть реактора, в которой размещается уран и протекает реакция деления, называется активной зоной. Вокруг нее обычно располагается отражатель нейтронов. Назначение отражателя состоит в том, чтобы вернуть в активную зону реактора возможно большее количество вылетающих из нее нейтронов. В качестве отражателей применяются легкие металлы, углерод (в виде графита), обычный и тяжелый водород. Реактор должен иметь надежную защиту с тем, чтобы выделяющиеся в активной зоне излучения не проникали за пределы реакторов. [c.96]

Когда же д = уаг, можно оценить характер зависимости д = (1), решая систему уравнений теплового баланса и теплопередачи, и, при необходимости, перейти к расчету гидравлического сопротивления по участкам, в пределах которых изменение д близко к линейному. Имеются решения для случаев, когда распределение д — 1(1) подчиняется синусоидальному закону, например в тепловыделяющих элементах ядерных реакторов, и некоторых других. [c.82]

Сочетание в керметах различных, часто противоположных, качеств обусловило использование их в качестве конструкционных материалов для ракетных двигателей, тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) и регулирующих стержней ядерных реакторов, деталей насосов и сопел аппаратов, работающих в агрессивных средах, теплозащитных элементов космической техники. [c.327]

Основные области применения ПУ вкладыши критических сечений сопловых блоков ракетных двигателей [7-2], носовые части ракет [7-3], покрытия камер сгорания ракетных двигателей, углеродные сопротивления (отложения на керамике) газоплотные радиационно стабильные слои (коэффициент газопроницаемости 10" ° - 1,0 м /с), для тепловыделяющих элементов высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов объемное уплотнение тормозных колодок из композитов углерод-углерод, гра- [c.420]

Практический интерес представляет ПУ из конусообразных фрагментов и изотропный, в том числе легированный кремнием, для целей трансплантации в медицине и для тепловыделяющих элементов ядерных реакторов. [c.435]

Если принять за единицу сечение захвата нейтронов для углерода, то в ряду Ве—С—А1—Ее—С , приведенном выше, получим следующее соотношение величин сечения захвата 3 1 10 100 100000. Таким образом, А1 имеет ядерные характеристики, позволяющие применять металлический А1 и его соединения для упаковки делящихся материалов в тепловыделяющих элементах ядерных реакторов. [c.51]

Если бы реактор не имел отражателя, можно было бы воспользоваться непосредственно равенством (6.80) для определения критической концентрации топлива. Поскольку в данном случае есть отражатель, необходимо видоизменить это соотношение, чтобы учесть влияние отражателя. В гл. 1 было показано, что назначение отражателя состоит в том, чтобы уменьшить утечку нейтронов из активной зоны и, следовательно, понизить критическую концентрацию топлива в системе. Ясно, что, если отражатель совсем не принимать во внимание, оценка критической концентрации топлива может оказаться слишком завышенной. Нужно попытаться произвести более точные вычисления. Для этого можно воспользоваться эквивалентным реактором без отражателя. Определим размеры цилиндрического реактора без отражателя, который становится критическим при той же концентрации топлива, как и действительный реактор с отражателем. Понятно, что эта эквивалентная система без отражателя должна иметь в точности такую же геометрию тепловыделяющих элементов и такое же распределение нетопливных компонентов, как и реальная система. Если бы удалось как-то оценить размеры системы без отрая ателя, то можно было бы воспользоваться равенствами (5.204) и (6.80) для вычисления критической концентрации. Соответствующий метод — метод эффективной добавки — рассмотрен в общей теории многозонных реакторов (гл. 8). Этот метод позволяет оценить увеличение размеров при переходе от системы с отражателем к системе без отражателя при условии, что обе системы критичны прп одной и той же концентрации топлива. [c.229]

В ядерном реакторе, как известно, используются тепловыделяющие элементы (твэлы), представляющие собой чаще всего стержни из металлического урана высокой чистоты. Стержни из урана покрывают защитной оболочкой из алюминия, которая образует своеобразные пробирки (сейчас эти футляры изготовляют из нержавеющей стали). Урановые стержни помещают в каналы между кирпичами из графита (также высокой чистоты). [c.228]

Твэлы—тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. [c.128]

Применение урана и его соединений обусловлено главным образом потребностями ядерной энергетики. При этом изотоп используется непосредственно как ядерное горючее, а — как сырье для получения вторичного горючего — Ри. Экономически целесообразным оказывается использовать в реакторах не чистый а обогащенную смесь и При этом легкий изотоп подвергается реакции деления, а тяжелый превращается в плутоний. В качестве материала для тепловыделяющих элементов реактора (твэлов) используют не только металлический уран, но и его соединения (иОа, изОв, ик, иС). Один из искусственно получаемых изотопов — — также является ядерным горючим. [c.441]

Проблема закупоривания в параллельных каналах явилась одним из главных препятствий при использовании взвесей в качестве теплоносителей ядерных реакторов. В этом случае любое закупоривание канала, обеспечивающее смывание поверхности тепловыделяющего элемента, привело бы к наиболее разрушительным последствиям. [c.196]

Исследовательские реакторы для материаловедческих целей. по конструкции исполнения активной зоны и способу съема тепла с тепловыделяющих элементов или сборок можно подразделить на реакторы бассейнового типа, корпусные и канальные [45]. В этих реакторах в качестве замедлителя используется обычная вода повышенной чистоты, а отражатель выполнен из металлического бериллия. [c.23]

Тепло, выделяющееся при распаде урана, отбирается от тепловыделяющих элементов реактора теплоносителями, циркулирующими по замкнутому кон-туру. [c.91]

В активной зоне ядерного реактора, работающего в установившемся режиме, должно существовать полное равновесие между теплом, выделяющимся в единицу времени в процессе деления (т. е. ядерной мощностью), и теплом, отводимым в единицу времени теплоносителем (т. е. тепловой мощностью). В неустановившихся режимах между выделяющимся и отводимым теплом возникает неравновесие, способствующее повышению или понижению температуры активной зоны реактора. Большая часть тепла выделяется в тепловыделяющих элементах реактора, теплоемкость (аккумуляционная способность) которых мала по сравнению с теплоемкостью всей активной зоны, включая теплоноситель и замедлитель. В связи с этим возникает опасность резкого изменения температуры тепловыделяющих элементов при резком изменении ядерной мощности. Это может привести к аварии или серьезным изменениям в структуре и системе тепловыделяющих элементов. [c.549]

Проточные каналы цилиндрических труб или стержней, широко применяемых во многих теплообменных системах (например, тепловыделяющие элементы - твэлы - атомных реакторов или обычные теплообменники), имеют форму поперечного сечения, отличную от круглой. Обычно стержни в пучке располагают или по углам равностороннего треугольника, или по углам квадрата (рис. 1.83). Поправочный коэффициент для формы сечения продольного пучка зависит как от относитель- [c.86]

Бериллий удовлетворяет основным требованиям к конструкционным материалам ядерных реакторов, поэтому его используют в качестве замедлителя и отражателя нейтронов, как материал оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) с рабочей температурой до 500—600° С. [c.14]

Т1С . 2) твердые, изностойкие керметы, используемые для изготовления деталей, работающих на износ или в качестве режущих инструментов (материалы на основе карбидов и нитридов Т1, Те, Ш и др.) 3) кер.меты, используемые в специальных областях техники, - в атомных реакторах (тепловыделяющие элементы и другие детали из композиций иОг - А1, MgO-Ni, АЬОз -Сг), в электротехнике и электронной технике (С-Сп для электрощеток, ТЬОг-Мо, ТЬОг- -для усиления э.мисионной способности катодов и др.), в тормозных устройствах (фрикционные материалы, содержащие металлические и неметаллические компоненты -Си, Ре, N1, Со, АЬОз, ЗЮг и др). [c.55]

Применение. ТНОа — наиболее огнеупорный из устойчивых в присутствии воздуха материалов. Это соединение используют также в качестве катализатора, и и Ри являются ядерным горючим. В тепловыделяющие элементы (твэлы) атомных реакторов обычно помещают иОз, реже — другие соединения или металлический уран. [c.610]

Подробное описание реактора СР-5 представлено в материалах Комиссии по атомной энергии США [50], некоторые его основные характеристики приведены здесь. Активная зона реактора представляет вертикальный цилиндр из тяжелой воды, высота которого 62 см, и диаметр 62 см. В тяжелую воду помещены 16 тепловыделяющих элементов. С боков и снизу активная зона окружена сначала отражателем из D O толщиной 62 см, затем слоем графита толщиной 62 см. Верхний отражатель из D2O имеет толщину 76 см. Тепловыделяющие элементы собраны из плоских пластин, изготовленных из сплава урана с алюминием (17,5% алюминия и 82,5% урана). При вычислении иредноложим, что объемная доля алюминия в активной зоне fAi = 0,0688 и DjO—i d2O=0i914. Проектная тепловая мощность реактора 1000 кет, на этой мощности температура D O составляет 49 С. [c.228]

Применение. Оксид тория ThOj - наиболее огнеупорный иа устойчивых иа воздухе материалов. Это соединение используют также в качестве катализатора. Уран и плутоний яаляются ядериым горючим. В тепловыделяющие элементы (таэлы) атомных реакторов обычно помещают UO2. реже - другие соеди-JkeHHfl или металлический ран. [c.576]

В любом теплообменнике с потоками газовзвеси важно регулировать время пребывания частиц на стенке, поскольку после столкновения частицы стремятся остаться на ней. Газ, находящийся у стенки, значительно легче заменяется свежим газом ядра потока. Интересно отметить, что по существу такая же проблема возникает в охлаждаемых газом ядерных реакторах. Они содержат тепловыделяющие элементы с развитым оребрением. В пространстве между ребрами образуются застойные зоны, в которых время пребывания газа слишком велико. Это привело к разработке полизональных тепловыделяющих элементов [57], в которых разделительные ребра способствуют удалению неподвижного горячего газа и замене его новым холодным газом. [c.242]

A. С, Займовский и др. Тепловыделяющие элементы атомных реакторов. М., Атомиздат, 1966. [c.92]

Причиной аварии явилось повреждение оборудования и ошибочные действия персонала при несовершенной системе измерений параметров, в результате чего на несколько часов было нарушено охлаждение активной зоны реактора и температура с нормального значения 315°С резко поднялась до 1400°С. При этом верхняя часть активной зоны была осушена, циркалоевые оболочки тепловыделяющих элементов (твэлов) разрушались, а содержавшиеся в них урановое топливо и продукты его деления попали в корпус реактора и в систему трубопроводов первого контура. [c.19]

Контуры охлаждения реактора конструктивно выполняются в виде параллельных петель теплоотвода, работающих каждая с автономным главным циркуляционным насосом, что позволяет осуществлять охлаждение реактора при выходе из строя нескольких главных циркуляционных насосов. В результате этого предупреждается возникновение пароциркониевой реакции из-за перегрева тепловыделяющих элементов. [c.390]

Многие действующие реакторы имеют трубки водяного охлаждения и оболочки тепловыделяющих элементов из алюминия. В случае высоких температур и при применении в качестве теплоносителей жидких металлов алюминий непригоден. Сталь 1Х18Н9Т используется в тех случаях, когда требуются высокая прочность и химическая стойкость 1при вЫ(Соких температурах. [c.45]

Управление потоком нейтронов (управление реактивностью, ходом цепной реакции) в тепловых реакторах осуществляют обычно введением регулирующих стержней, часто выполняющих три функции предохранительную, компенсационную и регулировочную. Рабочая часть этих стерл<ней состоит из материала с большим сечением поглощения нейтронов (бор, кадмий). Стержни в зависимости от положения в реакторе поглощают большее или меньшее число нейтронов, регулируя их возникновение. Знание точного положения регулирующих стержней необходимо в нейтронной физике при измерении реактивности и в теории регулирования для создания обратной связи от положения стержня. Качественная схема изменения потока нейтронов в зависимости от реактивности показана на фиг. 16.2. Построенные кривые соответствуют состоянию реактора в начале процесса, когда замедлитель и тепловыделяющие элементы еще не нагрелись до высокой температуры. Высокая температура замедлителя и тепловыделяющих элементов в рабочем режиме [c.550]

Ермаков В, С,, Исследование темлературного поля о тепловыделяющих элементах ядерного реактора. Труды Института энергетики АН БССР, вып. 9, 1959. [c.661]

Ермаков В. С., К вопросу о естациоиа рном температурном поле в тепловыделяющем элементе реактора, Инж.-физич. жур.нал, т,. 3, № б, 1960. [c.661]

Во время работы реактора, если оболочки тепловыделяющих элементов не повреждены, основными отходами являются использованные теплоносители (вода, воздух). Радиоактивные изотопы в теплоносителях образуются при облучении нейтронами материала теплоносителя, примесей, продуктов коррозии и конструкционных материалов реактора. Спектр возникающих при этом радиоактивных изотопов чрезвычайно широк. Наиболее высокоактивные отходы образуются при обработке облученного топлива, полученного в течение года на р>еакторе мощностью 1 ГВт год электроэнергии 5 Ю ГБк (обрезки аетивированных оболочек, плутоний), криптон-85—1 10 ГБк, йод-129—37 ГБк, тритий—7- 10 ГБк, углерод-14—7- 10 ГБк. 314 [c.314]

Характеристики жидких радиоактивных отходов, образующихся при эксплуатации атомных электростаиций (АЭС), и технология их очистки и захороиеиия. При протекании ядерной реакции в реакторе АЭС образуется значительное количество тепла и оно должно постоянно отводиться теплоносителями. В качестве теплоносителя наиболее экономически выгодно использовать воду. Легководные корпусные реакторы — наиболее распространенный тип реактора в мире. Топливом для этих реакторов служат таблетки оксида сла-бообогащенного урана (2—4 % уран-235) в оболочке из циркониевого сплава — циркалоя. Эти таблетки называются тепловыделяющими элементами. Замедлитель нейтронов и теплоноситель в этих реакторах— обычная (легкая) вода. [c.331]

В тепловыделяющих элементах (твэлах) атомных реакторов используют иОз- Уран обогащается изотопом с помощью термодиффузии, центробежными и другими методами, основанными на разности атомных масс изотопов. Для разделения обычно используют газообразный гексафторид природного урана 11Гв, содержащий природную смесь изотопов (99,3%) и (0,7%). [c.193]

Этиленгликоль можно получить радиационно-химическим методом из метилового спирта [65]. Для этой цели используют у-излу-чение отработанных тепловыделяющих элементов ядерных реакторов (ТВЭЛ) п других источников, а также источники -излучения. Метиловый спирт для синтеза может содержать до 30% воды. Наряду с этиленгликолем образуются формальдегид, вода, окись углерода, водород, метап. Выход этиленгликоля составляет 65—70%) от теоретического, а формальдегида — около 20%. Присутствие кислорода приводит к сиюкению выхода этиленгликоля и повышению выхода формальдегида. Для повышения выхода этиленгликоля предложено проводить процесс в прнсутствип закиси азота. Реактор мощностью 138 МВт может обеспечить 50 тыс, т в год этиленгликоля с достаточно низкой себестоимостью. [c.66]

Весьма. многообразны задачи, стоящие перед химиками в области дальнейшего развития ядериой энергетик) . Без современной химии, и. в частности, без ее специфической области— радиохимии, ядерная энергетика вообще была бы невозможна. Вклад химиков в совершенствование и развитие ядер-ной энергетики выражается в создании технологии переработки уранового сырья, а также отработавших тепловыделяющих элементов, в создании материалов для реакторов, разработке средств защиты людей и окружающей среды на случай аварийных ситуаций. [c.9]