Реакторные петли

Влияние никелевых покрытий на мощность дозы гамма-из-лучения Со-60 на реакторной петле, работавшей в режиме реакторов [c.224]

Вторым фактором, определяющим стоимость радиационной обработки воды, является стоимость энергии излучения различных источников. Ниже с экономической точки зрения рассмотрены, ио возможности, все имеющиеся в настоящее время источники излучения изотопные источники, ускорители электронов, реакторные петли, ТВЭЛы, смешанные продукты деления. [c.127]

Был проведен расчет стоимости радиационной обработки при использовании в качестве источника облучения реакторной петли. Реактор мощностью 240 Мет с натриевой петлей содержит 38 Мкюри Ма, дающего у-излуче-ние с энергией 4 Мэе, что составляет 43 кюри/ет мощности реактора, или 900 кет у-мощности во всей петле. Это значит, что эффективность петли составляет 0,4%. Если принять, что во внешнем облучателе находится половина натрия и у-излучение используется только [c.130]

Стоимость излучения от реакторной петли ниже, чем от изотопов. До последнего времени рассматривалось применение реакторов только для получения электроэнергии. Сейчас ставится вопрос о возможности и экономичности двойного использования реакторов для получения электроэнергии и одновременно для очистки сточных вод. Двухцелевые реакторы в прошлом не строились. Вероятно, использование реакторов не только для получения электроэнергии, но и для очистки может быть перспективным. [c.131]

Реакторная петля 50 400 Мкюри 0,9 4-7 [c.133]

Снижение стоимости очистки сточных вод может быть достигнуто только при одновременном решении двух проблем. Первая из них, которой должны заниматься и которой занимаются специалисты по радиационной химии, это — интенсификация радиационной очистки, т. е. изыскание условий, при которых радиационные процессы будут протекать с большими выходами. Вторая проблема — снижение стоимости источников излучения. Представляется необходимым изыскание путей производства дешевых радиоактивных изотопов °Со и Сз. Относительно Сз в гл. VI уже упоминалось, что, по мнению американских ученых, его производство могло бы быть существенно усовершенствовано, во много раз увеличено и, очевидно, удешевлено, если он будет использоваться в большом масштабе. В настоящее время это производство значительно ниже возможностей ядерной промышленности. Что касается Со, то, по мнению некоторых ученых, при эксплуатации энергетических реакторов имеется возможность использовать часть нейтронов для активации кобальта без существенного снижения мощности реактора. Для этой цели, вероятно, можно было бы использовать нейтроны утечки и нейтроны из запаса реактивности. Тогда стоимость Со существенно снизится. Но этот вопрос, конечно, не может быть здесь обсужден сколько-нибудь подробно, он требует специального рассмотрения. Требуется также разработка и проверка в производственных условиях ускорителей, дающих мощный поток электронов с достаточной высокой энергией, стабильных и надежных в работе. И, далее, необходимы исследования возможностей, предоставляемых для радиационной очистки реакторными петлями и СПД. Весьма перспективным представляется использование реакторов атомных электростанций — не только для получе- [c.137]

Иногда на установках по очистке жидких отходов приходится иметь дело со значительными величинами удельных активностей. Так, например, как уже отмечалось в гл. V, через ионообменные фильтры, установленные на байпасных петлях I контура ядерных реакторных установок, может проходить вода с удельной активностью до 1-10- —кюри/л. В процессе работы удельная активность ионообменной смолы становится выше активности воды на несколько порядков, а сам фильтр преврашается в источник у-излучения. [c.245]

Рис. 3.12. Эскиз реакторного здания АЭС (в - схема б - оборудование) с петлей ГЦК

На энергоблоках ВВЭР-1000 с реакторными установками типа В-320 (энергоблоки № 1—4 Балаковской АЭС, а также № 1 Ростовской АЭС и № 3 Калининской АЭС) системы байпасной очистки (установка СВО-1) предназначены для очистки теплоносителя первого контура от продуктов коррозии, находящихся в дисперсной форме. В состав системы входят четыре высокотемпературных механических фильтра. К каждой циркуляционной петле первого контура подключено по одному фильтру. Циркуляция теплоносителя через фильтры осуществляется за счет перепада давления на ГЦН. В качестве фильтрующего материала применяется губчатый титан марки ТП-ВС-1 по ТУ 48-5661-11/082. [c.267]

Для определения влияния инжекции алюминия на снижение мощности дозы гамма-излучения от оборудования реакторных установок с 1980 г. были проведены длительные сравнительные испытания на двух реакторных петлях, контуры которых выполнены из нержавеющей стали 0X18 Н ЮТ. Теплоноситель петлевых установок — обессоленная вода, радиолиз теплоносителя подавлялся водородно-гелиевой смесью, которой заполнялись компенсаторы давления. Температура теплоносителя в зоне реактора составляла 150-200 °С, температура теплоносителя, подаваемого на ионообменную очистку, не выше 60 °С. Петлевая установка, в которой поддерживалась концентрация алюминия на уровне 10 мкг/кг, имела 30 ТВС, петлевая установка, в которую алюминий не дозировался, имела 2 ТВС. Концентрация кобальта в теплоносителе обеих петель была на уровне 10 Ки/кг. Продолжительность работы в таком режиме превышала 10 лет [8, 9. [c.229]

Не известно никаких методов непрерывной переработки расплавленного солевого горючего в реакторной петле. Газообразные продукты деления, как, например, криптон и ксенон, могут удаляться из горючего путем его дегазации. Эксплуатация реактора ARE, в процессе которой отравления ксеноном не было обнаружено, показала, что если не li b Хе з , то его большая часть З даляется. Сброса давления, как в случае переработки водного реакторного горючего, не требуется. Можно ожидать, что часть продуктов деления, а именно более благородные рутений и ниобий, будет отлагаться па металлических поверхностях. Растворимость редкоземельных элементов в расплавленных фторидах невелика, но не настолько, чтобы нельзя было ожидать осаждения этих продуктов деления. Представляется возможным в отводном потоке реактора растворять фториды некоторых специально добавляемых природных редкоземельных элементов, имеющих небольшое сечение захвата нейтронов, например церия, а затем, охлаждая поток, осаждать большую часть добавляемых фторидов, с которыми пропорционально будут соосаждаться редкоземельные элементы — продукты деления. [c.389]

На рис. 149 представлена схема реакторного блока с параллельным расположением реактора и регенератора и транспортом катализатора в потоке высокой концентрации. Регенерированный катализатор из регенератора 2 по напорному стояку поступает в пневмоствол, имеющий форму петли или лиры. В верти-кальш11Й участок пневмоствола подается горячее жидкое сырье. Кон-тактируясь с горячим катализатором, оио испаряется и служит транспортирующим агентом наряду с водян1лм паром, также подаваемым в ппевмоство.тт. Вместе с теле реакция крекинга начинается непосредственно 1 пневмостволе. [c.286]

Сейсмический отклик петли ГЦК определялся с учетом перечисленш выше нагрузок, соответствующих номинальным условиям эксплуатац АЭС, и сейсмических воздействий, заданных в виде ответных акселе грамм вертикального и горизонтального движений на отметке +13,5 (см. рис. 3.12), приведенных на рис. 6.5. Отметка соответствует точк закрепления петли в реакторном здании АЭС, землетрясение выбра на уровне МВЗ. [c.196]

Импульсная установка была смонтирована на базе лабораторного Х роматографа ЛХМ-8МД (3-я модель). В нее входит (рис. 1) система подачи газов, включающая краны тонкой регулировки 3, реометры с калиброванными капиллярами 4 и пенные измерители расхода газов 14. Система подачи импульса состоит из шестиходового крана 5 с калиброванной петлей и пробоотборника 6 для ввода импульсов газов или калибровочных смесей с помощью шприца. Реакторный блок включает кварцевый реактор 7 объемом 0,5—1,0 мл, помещенный в малогабаритную печь, обеспечивающую нагрев до 600—650° С. С целью устранения возможной конденсации высококипящих компонентов в соединительных трубках реакторный блок был помещен непосредственно в термостат хроматографа 5 с температурой 100° С. [c.61]

На рис. 3.14 приведена схема установки ГЦН с реактором корпусного типа, где из четырех имеюш,нхся петель показаны две. На рисунке видны две части контура — обш,ая (неотключаемая), содержащая реактор и участки трубопроводов между реактором к главными запорными задвижками, и отключаемая, в которую входят парогенераторы, насосы и соединительные трубопроводы между главными запорными задвижками. При остановке одного из ГЦН отключается данная петля для исправления повреждения, после чего снова включается в работу. Включение одной кз петель приводит к снижению мощности вссй реакторной установки без ее остановки. Таким образом, наличие нескольких петель дает возможность обойтись без резервных ГЦН. [c.54]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология