Основные типы ядерных реакторов

Несмотря на исключительно многообразные возможности применения редких металлов и их сплавов, выделим здесь лишь некоторые основные области их применения. Это прежде всего ядерная техника, где необходимы такие металлы, как бериллий, ниобий и цирконий и др., в качестве материалов оболочки ядерного горючего в различных типах реакторов. Эти металлы отличаются малым сечением захвата тепловых нейтронов, высокой твердостью при рабочих температурах, хорошей теплопроводностью, устойчивостью к коррозии и т. д. Галлий и литий предложены, кроме того, в качестве рабочих жидкостей [последний— при условии его отделения от изотопа зЫ почему ) ]. Благодаря свойству значительно поглош,ать нейтроны гафний индий и европий используют для изготовления регулирующих стержней. Значительное количество редких металлов потребляет производство стали. Наряду с чистыми легирующими компонентами (например, Мо, V, , V) ряд редких и др. металлов используется в качестве раскислителей (например, редкоземельные элементы, кремний). Для современной авиационной промышленности и космической техники необходимы жаростой- [c.589]

Поток нейтронов Ф, который является важнейшей регулируемой рабочей величиной в реакторе, определяется как произведение плотности и скорости нейтронов. Основной единицей измерения является единица потока (1 нейтрон см" сек). В зависимости от типа ядерного реактора при полной нагрузке поток нейтронов в активной зоне реактора достигает 10 2—10 единиц. Поток нейтронов пропорционален числу делений в единицу времени и, следовательно, высвобождающейся энергии. При каждом делении ядра высвобождается 3,2-Ю вт-сек энергии 1 вт высвобождается при 3-10 ° делений в 1 сек. Таким образом, тепловая мощность и поток нейтронов ядерного реактора взаимно пропорциональны. [c.549]

Рис. 8.1. Кривые, иллюстрирующие влияние температуры на выходе из парогенератора на основные параметры конструкции и капитальные затраты на парогенератор для одного из типов установки с охлаждаемым газом ядерным реактором (цифры около кривых означают наружный диаметр

Основные типы ядерных реакторов [c.250]

При разработке ядерно-нефтехимических комплексов важен выбор типа ядерного реактора, который должен удовлетворять следующим основным требованиям [60] температура греющего агента выше температуры процесса отсутствие радиоактивности высокий тепловой (водяной) эквивалент высокие теплотехнические (теплоемкость, теплопроводность и т. д.) свойства теплоносителя давление в контуре теплоносителя, соизмеримое с давлением со стороны нефтепродуктов отсутствие агрессивного взаимодействия с нефтепродуктами. [c.136]

Заключение. В настоящее время использование поглотителей нейтронов в ядерной энергетике сводится в основном к применению борной кислоты в реакторах типа ВВЭР. Использование других элементов пока не находит широкого применения, хотя с точки зрения повышения эффективности систем аварийной остановки реактора они являются более предпочтительными за счёт большого сечения захвата нейтронов. Наиболее приемлемыми для использования в жидкостных системах регулирования мощности и повышения эффективности аварийной защиты являются соединения гадолиния и кадмия в виде водных растворов их солей (нитраты, сульфаты, ацетаты) [23]. [c.223]

Наряду с указанными основными факторами при выборе аналитического метода следует иметь в виду и ряд других, которые не носят принципиального характера, но часто могут иметь решающее значение. Таковыми, например, являются наличие или отсутствие определенной аппаратуры, необходимой для осуществления данного метода. Так, нейтронно-активационный. анализ обладает рядом первостепенных преимуществ, таких, как высокая чувствительность, избирательность и быстрота определения. Однако необходимость в мощных источниках облучения типа ядерных реакторов или образцов радиоактивных изотопов, а также дорогой аппаратуры для анализа вторичного излучения в ряде случаев ограничивает его применение. [c.445]

В табл. 2.1 перечислены основные типы ядерных энергетических реакторов, включая реакторы, находящиеся на стадии разработки. В большинстве реакторов используется обогащенный уран. Для энергетических целей большое распространение получили ядерные реакторы, охлаждаемые водой под давлением (PWR), и ядерные реакторы с кипящей водой (BWR). В этих реакторах в качестве замедлителя и хладагента служит обычная вода. [c.26]

Содержание бора — основного загрязнителя ядерного графита— не должно превышать 0,1 млн . При большем его содержании, а также при наличии других элементов эффективное сечение захвата ядерного графита увеличивается [156]. Так, превышение допустимого содержаиия бора только на 10% [164] приводит к потере 1500 нейтронов на каждые 100 тысяч в случае применения реактора типа G= или к увеличению количества урана, необходимого для получения критической массы, до 8 т. [c.103]

Ядерные реакторы, потребляющие Я. г., могут иметь два назначения, часто совмещенных произ-во энергии (энергетические реакторы) и произ-во вторичного Я. г. (плутониевые и ториевые реакторы). В реакторах первого типа используется горючее сравнительно высокой концентрации — плутоний, уран 10—90%-ного обогащения по и з5. В реакторах второго типа используются природный уран, содержащий 99,3% и зз, или торий ТЬ зз (. добавкой и зб цди и зз. Задачей энергетич. реакторостроения является достижение как можно большей степени использования Я. г. Этому препятствуют, однако, следующие основные причины 1) Уменьшение концентрации горючего, приводящее к уменьшению избытка массы горючего сверх критической и прекращению ценной реакции. 2) Накопление продуктов деления горючего, поглощающих нейтроны и тем самым ухудшающих нейтронный баланс системы, что также ведет к прекращению цепной реакции. 3) Изменения инженерно-физич. свойств горючего вследствие нагрева и интенсивного облучения нейтронами, гамма- и бета-частицами, проявляющиеся, напр., в разрушении ТВЭЛ реакторов, заполненных Я. г. [c.539]

Помимо основной реакции (п, ) в ядерном реакторе протекают реакции на быстрых нейтронах типа (п, р), п, а) и др., в которых образуются изотопы соседних по Периодической таблице элементов. Кроме того, в облученном образце возможно появление дочерних радиоизотопов - промежуточных продуктов распада первично образующихся изотопов. И те и другие статистически равномерно распределены в определяемом элементе и могут, в принципе, использоваться в качестве чужеродной метки. [c.207]

В другой работе [20] отмечалось, что основные результаты проведенных исследований могут быть объяснены также с позиций обычного цепного механизма с участием свободных радикалов типа, впервые предложенного для термического крекинга [27]. Теоретический анализ данных, полученных в ядерном реакторе при низких температурах, с позиций простого радикального цепного механизма приводит к температурной зависимости выхода радикалов, полностью согласующейся с высокотемпературными данными, полученными при облучении кобальтом-60. Как видно из рис. 14, в области высоких температур экспериментальные данные достаточно точно согласуются с найденной расчетом длиной цепи. Влияние интенсивности часто наблюдается в цепных радикальных процессах. Влияние фазы также не противоречит общеизвестному клеточному эффекту, обусловленному конденсированным состоянием [9], которое приводит к рекомбинации свободных радикалов в клетке растворителя. Поскольку радикалы, первично образующиеся в разультате облучения, не диффундируют из клетки растворителя для дальнейших взаимодействий, в конденсированном состоянии эффективность инициирования на единицу израсходованной энергии значительно снижается. [c.144]

Нестационарные процессы в промышленных установках, например в пароводяных испарителях, кипятильниках дистилля-ционных колонн, барабанных паровых котлах и ядерных реакторах с кипящей водой, можно с очень большим упрощением описать аналогичными дифференциальными уравнениями. Ниже основное внимание уделено анализу динамики именно такого пространства (принципиального типа, которое в первом приближении можно рассматривать как систему с сосредоточенными параметрами, применяя к ней простой способ решения динамических свойств объекта), который базируется лишь на двух основных физических законах — сохранении массы и сохранении энергии. [c.290]

В справочнике в виде формул, таблиц н графиков приведено наиболее полное количество соотношений и величин, удобных для расчетов конкретных случаев теплопередачи. Рассмотрены, по существу, все основные виды теплопередачи теплопроводность, конвективный и лучистый теплообмен, теплопередача при кипении и конденсации жидкости. Данные могут быть использованы для оценки эффективности теплопередачи в активной зоне ядерных реакторов, при разработке н выборе различных типов конструкций твэлов, охлаждаемых однофазными, двухфазными капельными жидкостями илн газовым высокотемпературным теплоносителем. Приведенные формулы позволяют определить эффективность теплообменных аппаратов и оценить способность к теплообмену с окружающей средой строительных сооружений. [c.4]

Главные физические процессы, в которых образуются техногенные искусственные радионуклиды, — это деление ядер и нейтронная активация. Деление ядер, индуцированное нейтронами и используемое для получения энергии в ядерных реакторах, является основным источником искусственных радионуклидов. При взрывах атомных и водородных бомб деление ядер также является преимущественным процессом их образования. Получающиеся при делении тяжелых атомных ядер радионуклиды (осколки) и продукты их распада представляют собой набор из нескольких сотен радиоизотопов с периодами полураспада от долей секунды до миллионов лет. Распределение выходов осколков на деление зависит от типа и энергии бомбардирующих частиц (тепловые и быстрые нейтроны, протоны, ионы гелия [c.157]

Тейлор [32] рассмотрел действие у-излучения или радиоактивного облучения в ядерном реакторе на каталитическую активность окиси алюминия. Основной результат такой обработки — увеличение каталитической активности в реакциях типа изомеризация двойной связи олефинов вследствие удаления поверхностных гидроксильных групп и адсорбированной воды. Обший результат тот же, что и нри дегидратации. Облучение тщательно дегидратированных образцов почти не влияет на активность. Кроме того, облучение создает специфические центры, катализирующие орто—пара-превращение водорода по магнитному механизму и представляющие собой, вероятно, ловушки неспаренных электронов эти центры исчезают, по крайней мере с поверхности, после выдерживания окиси на воздухе. Облучение, как правило, сопровождается уменьшением удельной поверхности образцов, хотя обычно небольшим. [c.63]

Ядерная медицина, базирующаяся на использовании радиоактивных изотопов в форме радиофармацевтических препаратов (РФП), источников излучения закрытого типа, а также на внешнем облучении, позволяет проводить многие исследования, диагностические и терапевтические процедуры лучше, проще и быстрее, чем любые другие традиционные методы. В некоторых случаях методам ядерной медицины вообще нет альтернативы. Эффективность этих методов основана на достижениях таких фундаментальных наук, как ядерная физика, химия, биология, а также результатах развития техники ускорителей и новых диагностических систем (сцинтиляционные камеры, однолучевые и позитрон-эмиссионные томографы, низкоэнергетические детекторы типа многопроволочных камер и т.д.). В настоящее время для научно-исследовательских, диагностических и терапевтических целей применяют около 200 различных радиоактивных изотопов, период полураспада которых составляет от нескольких минут до нескольких лет. Эти изотопы имеют преимущественно искусственное происхождение за счёт образования в реакциях взаимодействия заряженных частиц или нейтронов с веществом мишени. Радиоактивные изотопы получают в ядерных реакторах (реакторные изотопы), на ускорителях (циклотронные изотопы) и с помощью генераторов короткоживущих изотопов (генераторные изотопы). Некоторые изотопы, в основном изотопы долгоживущих и трансурановых элементов, могут быть получены при переработке отработавшего ядерного топлива. [c.548]

В гл. I излагаются минимально необходимые сведения по ядерной физике и рассматриваются основные вопросы взаимодействия различных типов ядерных излучений с веществом. В гл. II описываются источники ионизирующих излучений и рассматриваются возможности их использования в радиационнохимических целях. Основное внимание здесь уделено генератору Ван-де-Граафа, линейному ускорителю и радиоактивным источникам, получаемым с помощью ядерного реактора. Гл. III посвящена вопросам [c.3]

Интерес, проявленный в последние годы к влиянию различных типов облучения на материалы, которые могут быть использованы для космических кораблей, ракет и ядерных реакторов, вызвал многочисленные исследования в этой области. Третичные эфиры фосфорной кислоты разлагаются под действием большинства видов излучений. Обычно считают, что эти соеди- нения отличаются недостаточной стойкостью к действию облучения, чтобы их можно было использовать в качестве основного смазочного вещества для ядерных реакторов или для оборудования, работающего в условиях сильного излучения. [c.59]

Особенностью этой системы являются ядерные реакции с двумя последовательными захватами нейтронов. Так как выход таких реакций пропорционален Ф , то они имеют наибольшее зна чение в реакторах с большими нейтронными потоками. Двумя основными результатами реакций такого типа является образова- [c.53]

Интерферирующие ядерные реакции первого порядка. При облучении тепловыми нейтронами реактора протекает основная реакция 2 А )г Однако присутствие в потоке некоторой доли быстрых нейтронов и жестких у Квантов может вызвать целый ряд интерферирующих ядерных реакций типа 1) ,,А(п, р) А 2) 2 А(п, а) А 3) + А(п, А [c.103]

Антор книги уже известен читателю но книге Инженерные расчеты ядерных реакторов (А. Я- Крамеров, Я- В. Шевелев. Атомиздат, 1964). Настоящая книга является продолжением первой. В ней рассматриваются основные типы ядерных реакторов водо-водяной, с графитовым и тяжеловодным замедлителями, с жидким топливом, на быстрых нейтронах. Систематизированы и обсуждаются типичные черты и варианты конструкций отдельных узлов и систем реакторов различных типов, в том числе тепловыделяющие элементы и их сборки, рабочие органы, приводы и каналы системы управления и защиты, системы перегрузки топлива, корпуса и уплотнения реакторов и т. д. Особое внимание уделено выявлению типичных вариантов конструкций, обсуждению обстоятельств, подлежащих учету при проектировании. [c.360]

Ядерные реакторы. Ядерные реакторы представляют собой наиболее мощные из известных до сих пор источников нейтронов. Основной частью ядерного реактора являются делящиеся вещества (уран, обогащенный изотопом Ри , а также и ), в которых благодаря определенному их расположению осуществляется самоподдерживаю.щаяся цепная реакция. В каждом акте деления испускается несколько нейтронов (для урана-235 их среднее число равно 2,54, а для плутония-239 оно составляет 2,89). Во всех реакторах должно выполняться одно принципиальное условие по меньшей мере один из этих не11тронов должен вызывать следующий акт деления, т. е. он не должен ускользать из реактора или расходоваться на другие ядерные реакции. Поэтому для данного типа реактора существует некоторый минимальный (критический) размер, ниже которого цепная реакция не может стать самоподдерживающейся. В действительности реакторы всегда строятся с достаточным избытком реактивности , что позволяет обеспечить большое количество нейтронов, исполь- [c.375]

В 1.2 приведены краткое описанпе принципиальной схемы ядерного реактора н 1 дассификацня реакторов по типам. В конце главы сформулированы некоторые основные задачи реакторной физики и дан краткий обзор аналитических методов их решения. Материал носит в основном обзорный характер и призван помочь читателю попять общую структуру и соотношение различных частей излагаемого предмета. [c.7]

Кипящие ядерные реакторы находятся в эксппуатации в течение 30 пет. За этот период повреждения реакторов указанного типа и реакторного оборудования быпи, в основном, связаны с коррозионным растрескиванием под напряжением (КРР) стапей аустенитного класса в высокотемпературной киспородсодержащей воде. [c.40]

В книге дано краткое описание ядерных, физических и механических свойств бериллия и его коррозионного поведения в ряде теплоносителей. Рассмотрены условия работы бериллиевых деталей ядерных реакторов различного типа, на основе чего сформулированы основные требоваиия, предъявляемые к материалу. Впервые систематизированы данные о поведении бериллия при облучении в широком диапазоне интегральных доз и температур. Описаны основные процессы и явления, происходящие в материале под воздействием облучения, установлена связь между структурой материала и его свойствами. Подробно рассмотрены некоторые общие закономерности радиационного повреждения бериллия, что позволяет установить предельные условия применимости материала, оценить его работоспособность и дать рекомендации по использованию бериллия в ядерных реакторах. [c.2]

Гамма-активациоппый метод, основанный на измерении наведенной активности Вг, образующегося из стабильного изотопа в облучателе радиационного контура ядерного реактора (в котором основной вклад в у-излучение падает на использован для опреде епия содержания брома в драже Бехтерева и бромурале. Относительное стандартное отклонение составляло +3%. При потоке 1-10 у-квапт/см -сек и измерении активности с помощью кристалла NaJ(Tl) колодезного типа и 256-канального анализатора чувствительность онределения составляла лишь [c.202]

Большинство радиоактивных изотопов в настоящее время готовят посредством облучения природных элементов нейтронами в ядерном реакторе. Меньшее значение имеет получение изотопов путем бомбардировки мишеней заряженнымп частицамп при помощи ускорителей того или иного типа. К этому методу прибегают в основном для производства таких изотопов, которые не образуются в реакторе. [c.9]

Если реактор работает на тепловых нейтронах (напом-ним, что их скорость — порядка 2000 м в секунду, а энергия — доли электронвольта), то из естественной смеси изотопов урана получают количество плутония, немногим меньшее, чем количество выгоревшего урана-235. Немногим, но меньшее, плюс неизбежные потери плутония при химическом выделении его из облученного урана. К тому же цепная ядерная реакция поддеживается в природной смеси изотопов урана только до тех пор, пока не израсходована незначительная доля урана-235. Отсюда закономерен вывод тепловой реактор на естественном уране — основной тип ныне действующих реакторов — не может обеспечить расширенного воспроизводства ядерного горючего. Но что же тогда перспективно Для ответа на этот вопрос сравним ход ценной ядерной реакции в уране-235 и плутонии-239 и введем в наши рассуждения еще одно физическое понятие. [c.398]

Около 59 разрушений, описанных в обзоре, не были связаны с мембранной частью (основными обечайками сосуда), а наблю- дались в обогреваемых зонах котлов, трубных досках, трубопроводах, фитингах и т. п. При анализе разрушений, относящихся в основном к первичным контурам давления, было установлено, что 20% повреждений обусловлены дефектаг и производства (расслоением листа, технологическими трещинами и т. п.), 26% — усталостью металла, 31% обусловлено коррозией. Аналогичные данные были получены при анализе 17 случаев повреждений энергетических и исследовательских ядерных реакторов (включая первичные контуры) [1 ], которые произошли при их эксплуатации общей продолжительностью 1350 лет. Келерман [3], Филлипс и Уорвик [1 ] пришли к выводу, что годовая вероятность катастрофического разрушения в любом контуре давления такого типа составляет 2 10" . [c.425]

Реакторная установка оснащена серийным ядерным реактором ВВЭР-1000 корпусного типа с водой под давлением (рис. 15.2). Реактор состоит из следующих основных узлов верхнего блока 7 внутрикорпусных устройств 2 блока электроразборок активной зоны 4 корпуса реактора 5. [c.244]

Рассмотрим два основных типа реакторов, работающих на водном горючем однозональный и двухзональ-ь ый реакторы. В однозональноы реакторе горючее, делящийся материал и замедлитель образуют единую смесь в пропорциях, которые диктуются ядерными требованиями. В двухзональном реакторе центральная активная зона, содержащая большую часть горючего и очень небольшое количество поглотителя нейтронов, окружена зоной воспроизводства толщина этой зоны и концентрация тория в ней достаточны для того, чтобы быстрые нейтроны могли покинуть ее. [c.369]

Схема незамкнутого ядерного энергетического цикла сформировалась в основном в 50-е годы, и многие его особенности определялись тем, что основной сферой приложения ядерной энергии тогда была военная сфера так развивалась атомная промышленность в США, СССР, Великобритании, Франции, Китае, таким же образом началось ее развитие и в других странах, обладавших или обладаюш,их ядерным оружием Южно-африканской республике, Индии, Пакистане. Несмотря на повсеместный режим секретности, в котором развивались атомная наука и техника, и разные исходные позиции, основные элементы схемы ядерного энергетического цикла в разных странах повторяются, хотя в силу определенных причин имеются и некоторые различия [1]. Последние касаются в основном техники и технологии вскрытия урановых руд (кислоты, гцелочи, подземное, наземное, автоклавное и т.п. выщелачивание урана) выбора экстрагентов и их разбавителей при аффинаже природного и регенерированного урана локации аффинажной технологии природного урана (до или после получения гексафторида урана в последнем случае используют ректификацию) технологии и техники производства гексафторида урана (фторирование тетрафторида урана или оксидного сырья фторирование в аппаратах кипящего или псевдоожиженного слоя или в пламенных реакторах) технологии разделения изотопов урана (диффузионная, центробежная, лазерная) технологии и техники производства ядерного топлива из тетрафторида или гексафторида урана (водные или неводные технологии, пламенные или плазменные реакторы) наличия или отсутствия регенерации урана и т.д. На эти различия сильно влияет тип энергетического реактора (нанример, использование оксидного или металлического ядерного топлива, легководного (Ь УК) или тяжеловодного (САКВи) реактора и т.п.). [c.731]

Твердые смазочные материалы также снижают износ. Кроме того, в зависимости от типа они вполне работоспособны в широком диапазоне температур, часто от — 70 до + 400 "С. Это особенно важно для авиа- и ракетостроения. Однако такие смазки повреждаются или даже разлагаются под действием частиц высоких энергий, например в ядерных реакторах. Они более или менее хорошо выполняют свои функции в вакууме и противостоят большинству химических воздействий стойки в среде жидкого кислорода, элементарного фтора, растворителей и топлива. Самыми известными представителями этой группы являются графит и дисульфид молибдена. Оба вещества имеют гексагональную слоистую решетку (рис. 126). Между слЬями атомов углерода у графита и молибдена и серы у дисульфида молибдена существуют весьма слабые связи (силы Ван-дер-Ваальса), которые позволяют слоям сдвигаться друг относительно друга и без потерь передавать энергию в окружающую среду. Основным фактором их действия является то, что в слоистую решетку могут встраиваться молекулы жидкостей и газов из окружающей среды. Помимо этого, между твердыми смазками, смазываемым материалом и окружающей средой происходят химические реакции, которые ведут к образованию различных продуктов, снижающих износ. Так, дисульфид молибдена образует с железными материалами слои из сульфида железа по реакции [c.189]

Основные типы приборов, используемых для обнаружения и измерения излучений радиоактивных веществ, рассматривались в гл. V. В данной главе обсуждаются отдельные методы, применяемые в исследованиях такого рода. Выбор метода работы и измерительной аппаратуры в большой степени определяется характером требуемой информации. Если речь идет просто о методе радиоактивных индикаторов, когда работу ведут с одним радиоактивным изотопом, характер излучения, количество и степень чистоты которого удовлетворяют поставленной задаче, часто бывает достаточно одного измерительного прибора (пропорционального или сцинтилляционного счетчика, или счетчика Гейгера — Мюллера). Техника измерений в таком случае не представляет трудностей. Иногда, напротив, приходится силами целой лаборатории ядерной химии изучать характеристики излучения ряда радиоактивных изотопов, идентифицировать новые излучатели и количественно исследовать ядерные процессы, протекающие при облучении в реакторе или при бомбардировке ускоренными частицами. В этом случае необходимо использовать множество разнообразных приборов, в том числе очень специализированных осуществление ряда методик и отдельных операций требует большого мастерства и изобретательности. Большинство радиохимических лабораторий занимает в этом смысле промежуточное положение. Даже в том случае, когда проводятся только исследования с помощью радиоактивных индикаторов, применяют, как правило, несколько различных изотопов и соответственно несколько методов детектирования и разные способы приготовления образцов. Во многих случаях необходимо выделить один из радиоактивных изотопов, идентифицировать его, проконтролировать отсутствие примесей. Анализ -излучателей в большинстве лабораторий проводят с помощью пропорциональных или гейгеровских счетчиков с тонким окном для регистрации у-лучей используют сцинтилляционные счетчики с кристаллами. Для анализа а-излучателей или изотопов, испускающих -частицы малой энергии, применяют полупроводниковые детекторы и проточные пропорциональные счетчики (в последнем случае необходимо введение радиоактивного вещества внутрь счетчика). Наряду с этими приборами приходится использовать также усилители и пересчетные устройства при исследованиях часто применяют различные одно- или многоканальные амплитудные анализаторы, схемы совпадений и другие приборы. [c.382]

Экономичность и безопасность эксплуатации ядерных энергетических установок в штатных, переходных и аварийных режимах зависит от безотказной работы насосов, обеспечивающих циркуляцию теплоносителя в активной зоне, парогенераторах и вспомогательных контурах реактора. В наиболее жестких эксплуатационных условиях функционируют насосы первого контура - главные циркуляционные насосы (ГЦН), прокачивающие облученный теплоноситель, находящийся при высоком давлении и температуре. Из-за большого радиационного фона непосредственный доступ персонала для профилактического осмотра этих насосов затруднен. Поэтому к надежности и работоспособности ГЦН предъявляют повышенные требования, причем проблема заключается в организации оптимального технического обслуживания насосов не по регламенту и наработке, а по их фактическому состоянию. Наиболее уязвимыми узлами ГЦН в настоящее время являются уплотнения и подшипники скольжения. Опыт эксплуатации АЭС в течение 250 реакторо-лет и проведение 128 перегрузок показывают, что отказы ГЦН из-за неисправностей уплотнений относятся к числу основных причин ежегодных простоев АЭС с водо-водяными реакторами типа ВВР, а надежность ГЦН в значительной степени определяется работоспособностью подшипниковых опор. [c.23]

Так закладывались основы атомной энергетики. Были осуществлены поисковые разработки по всем основным направлениям энергетических реакторов по реакторам с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением, с водой под давлением и с замедлением в обычной воде, с обычной кипящей водой, с графитовым замедлителем и теплосъемной водой под давлением. В городе Обнинске развернулось строительство опытной атомной электростанции промышленного типа. Эта первая в мире АЭС была сдана в эксплуатацию 27 июня 1954 года. Пуск ее имел огромное историческое значение. Всему человечеству была продемонстрирована возможность мирного применения энергии атома — энергии, ставшей к тому времени в сознании многих людей символом разрушения, символом слов Хиросима и Нагасаки . А через три года, в 1957 году, со стапелей сошло первое в мире гражданское надводное атомное судно — ледокол Ленин . Все это выражение созидательных устремлений Советского Союза в использовании ядерной энергии. [c.7]

Современный уровень развития ядерной энергетики и необходимость дальнейшего совершенствования АЭС определяют потребность в H TeM TH4ef koM анализе и обобщении опыта создания и эксплуатации АЭС в целом и отдельных видов их оборудования. Именно такого типа исследования позволяют обеспечить дальнейшее совершенствование АЭС, повышение их технико-экономических показателей, надежности и безопасности, а также выявить и обосновать наиболее перспективные направления совершенствования конструкций основного оборудования. Это в полной мере относится к насосным агрегатам реакторных установок. Независимо от типа используемых реакторов и схемных особенностей ядерных установок одним из обязательных для ЯЭУ видов оборудования являются насосы. На рис. В.1—В.З показаны принципиальные тепловые схемы АЭС с реакторными установками различного типа, которые наглядно подтверждают сказанное. [c.5]

Состав искусственных радионуклидов, попадающих в водную среду, в настоящее время определяется в основном продуктами деления ядерного топлива. Соотношение между ними может меняться в зависимосги от типа реактора, его мощности и условий протекания реакций. Заметим также, что в период с 1948 по 1962 г. в атмосфере было произведено около 450 взрывов атомных бомб. Радиоактивная пыль и аэрозоли в процессе циркуляции воздушных масс распространяются на обширные территории и выпадают на поверхность Земли, зафязняя почву и водные объекты. В первую очередь это относится к "8г и Сз, период полураспада которых около 30 лет. Исключительную опасность представляет Ри, который очень ядовит как химическое вещество 146) и образуется в оцессе распада и Св. Отдельную фуппу образуют Ма, К, Р, С1, Са, Мп, 8, Zn, являющиеся продуктами ядерных реаюцш нейтронов с ионами металлов в водной среде. [c.129]

Центробежные экстракторы до последнего времени в химической технологии ядерных материалов не получили заметного распространения. Лишь в 1956 г. появилось сообщение [82] о том, что экстрактор-сепаратор Лувеста применяется для экстракции солей урана и тория при обогащении расщепляющихся веществ для атомных реакторов, а в 1957 г. — сообщение, [111], что в США впервые применены горизонтальные центробежные экстракторы на урановом заводе. На этом заводе в результате выщелачивания урановой руды серной кислотой с добавкой МпОг в качестве окислителя получается раствор сульфата уранила, содержащий 0,8 Г 1л U3O8 [70], [77], [78]. Извлечение урана из сульфатного раствора производится путем жидкостной экстракции. Процесс осуществляется на центрюбежиых экстракторах Подбильняк . В качестве экстрагента применяется 5—10%-ный раствор амина в керосине. Амины, как известно, обладают высокими экстракционными свойствами и могут применяться без высаливателей. В химической технологии ядерных материалов экстракция аминами проводится в основном из сернокислых водных растворов. Экстракционная способность амина по отношению к урану при выделении его из сернокислых растворов, содержащих различные металлы, зависит от нескольких факторов, в число которых входят класс и структура используемого амина, тип разбавителя, pH и состав водного раствора. Из них 194 [c.194]