Коэффициент реактивности ядерных реакторов

Графитовые материалы имеют высокий предел прочности при сжатии (500—400 кГ см -) низкое удельное электросопротивление (5-10-" —6-10 ом/см) высокую теплопроводность (80— 180 ккал/м - ч- град)-, низкий коэффициент термического линейного расширения (2-10 — 3-10 ). Графит обладает высокой термической стабильностью при температурах около 3000°С в восстановительных и нейтральных газовых средах, химической стойкостью в кислых и щелочных средах, очень низкой реакционной способностью в окислительной среде. Эти свойства графита используют в химических процессах, в газовых турбинах и в реактивной технике [245]. Кроме того, исключительно чистый графит обладает свойством замедлять движение быстрых нейтронов. Это качество графита используют в атомных реакторах для обеспечения протекания самоподдерживающейся цепной реакции, когда в качестве ядерного горючего используется уран IJ235 или плутоний [178, 293]. [c.68]

Указанные преимущества тяжеловодных реакторов обеспечили им приоритет в развитии ядерных энергетических программ многих стран, не имеющих мощностей для производства обогащённого урана. Однако в бывшем СССР в ядерной энергетике они применялись только для специальных целей. В настоящее время, исходя из уроков аварии на Чернобыльской АЭС, а также из присущей тяжеловодным реакторам внутренней безопасности (в реакторах, где тяжёлая вода одновременно является теплоносителем и замедлителем нейтронов, сокращается критическая масса реактора и достигается отрицательный температурный коэффициент реактивности), отношение к их использованию в России пересмотрено. Примером этого является достигнутая в 1995 году международная договорённость о сотрудничестве в создании первого энергетического тяжеловодного реактора ВВР-640, строительство которого намечено в Приморье. Реализация в России энергетической программы на основе тяжеловодных реакторов потребует для её обеспечения значительных объёмов тяжёлой воды (так, уже упомянутый выше реактор ВВР-640 потребует около 600 тонн ВгО), которая, вероятно, будет закупаться за рубежом. Потребность в ВгО существует и вне зависимости от нужд в этом продукте большой энергетики. Она связана прежде всего с созданием и эксплуатацией в РФ, а также в других странах СНГ тяжеловодных исследовательских ядерных реакторов, первый из которых был введён в действие ещё в 1949 году в Институте теоретической и экспериментальной физики АН СССР в Москве. Реактор был предназначен для физических, биологических, радиационно-химических исследований, а также для получения радиоактивных изотопов. Аналогичные реакторы действовали в Институте атомной энергии им. И.В. Курчатова в Москве, в Екатеринбурге, в Харькове (в Физико-техническом институте низких температур), а также во многих научных центрах бывших союзных республик и в аналогичных центрах бывших стран СЭВ. [c.211]

Для описания указанных эффектов ограничимся пока одним параметром — температурным коэффициентом реактора. Если по некоторым причинам возрастет поток нейтронов, то пропорционально увеличится интенсивность делений и выделяемая мощность, а это, в свою очередь, внесет Возмущение в энергетический баланс системы, и произойдет изменение температуры реактора. Так как ядерные характеристики зависят от температуры, то изменение уровня потока обусловливает изменение реактивности, [c.424]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология