Ядерные реакторы мощность

Рнс. 3.6, Концентрация и масса водорода в защитной оболочке ядерного реактора мощностью 1300 МВт при аварии с потерей теплоносителя [c.105]

Рассчитать количество урана-235 (в граммах), которое требуется для непрерывной работы ядерного реактора мощностью 1000 кет в течение одного года. [c.12]

Прочие сведения имеется ядерный реактор мощностью 5 Мет. [c.115]

До недавнего времени во всех ядерных реакторах использовали в качестве горючего уран, однако в ноябре 1961 года был запущен большой реактор энергетической станции, в котором в качестве основного компонента горючего использовался плутоний. В январе 1962 года ядерный реактор мощностью 10 вт с использованием изотопа стронция был установлен на бакене береговой охраны США. Тепло, выделяющееся при естественном распаде этого изотопа, превращается в электричество при помощи термоэлектрических устройств. Реактор может работать в течение десяти лет без перезарядки. [c.53]

В СССР в 1985 г. действовало 16 АЭС с51 ядерными реакторами общей мощностью 35 млн кВт, на которых было выработано более 215 млрд кВт-ч электроэнергии, что составило 12,7% от общего ее производства. [c.18]

Местный перегрев в ядерных реакторах. Более удобным примером для иллюстрации особенностей проблемы местного перегрева по сравнению с водяными котельными установками, работающими на продуктах сгорания, следует считать ядерные реакторы, поскольку для них соответствующие соотношения проще, а режим работы системы легче прогнозируется. Кроме того, проблема местного перегрева в реакторах является более критической, так как, с одной стороны, желательно получить максимальную мощность с единицы объема, а с другой, опасность пережога и затраты на ремонт при местном пережоге значительно выше, чем в обычных котельных установках. [c.135]

Металлический гафний применяется для изготовления стержней ядерных реакторов, регулирующих мощность благодаря большой способности к захвату нейтронов. Из гафния изготовляют также нити и катоды электронных трубок, поскольку он тугоплавок и обладает способностью к высокой электронной эмиссии. Сплавы, содержащие гафний, используются для изготовления турбореактивных двигателей, ракет и спутников. [c.369]

Искусственно ядерные реакции вызываются облучением ( бомбардировкой ) исходного вещества ( мишени ) различными частицами, обладающими достаточно большой энергией протонами, нейтронами, а-частицами и т. д. Особенно широко применяется обработка нейтронами. Как уже отмечено, эта незаряженная частица сравнительно легко проникает в ядра различных элементов, включая и тяжелые с большим положительным зарядом. Процесс ведут в специальных установках — ядерных реакторах ( атомных котлах ). Достигаемая мощность потока — до 10 нейтронов на 1 см облучаемой поверх- [c.373]

Месторождения графита нередко обладают большой мощностью, оцениваемой миллионами тонн. Обычным исходным материалом для его образования служили останки растительности очень древних эпох. Графит может быть получен и искусственно путем кристаллизации аморфного углерода при высоких температурах. Он потребляется многими отраслями промышленности. В частности, он служит основным (по объему) конструкционным материалом большинства ядерных реакторов. [c.300]

Бетон, в котором кальций заменен барием ( бариевый бетон ), применяют при конструировании защитных обкладок ядерных реакторов. Интересно, что очень механически прочная монолитная масса бетона оказалась крайне чувствительной к радиоволнам облучение пучком волн длиной 12,2 см при мощности генератора в 5 кВт вызвало почти мгновенное ее растрескивание. Такой метод дробления бетона имеет большие преимущества по сравнению с механическими. [c.394]

За 35 лет своего существования ядерная энергетика шагнула далеко вперед, и будущее мировой экономики сегодня трудно представить без ее использования. В настоящее время в 32 странах мира работают 417 ядерных реакторов суммарной мощностью около 300 тыс. МВт, в том числе 56 реакторов общей мощностью 33,6 тыс. МВт действуют в нашей стране. В стадии строительства в различных странах находятся еще 120 реакторов с общей мощностью, превышающей 100 тыс. МВт (табл. В). [c.5]

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]

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]

Как уже кратко отмечалось, в ядерных реакторах не существует однозначно определимой связи мел<ду определенной номинальной мощностью, физическими параметрами и размерами, с одной стороны, и динамическими свойствами — с другой. Эти динамические свойства характеризуются, например, определенными постоянными времени этого объекта, так как даже реакторы большой номинальной мощности с большими тепловыми емкостями могут иметь незначительные постоянные времени, прежде всего при низкой мгновенной мощности. Ни один ядерный реактор, который уже проработал в течение какого-то времени, нельзя полностью остановить , поскольку даже при сильно докритическом режиме, т. е. в остановленном реакторе, протекает цепная реакция, в которой участвуют как нейтроны из источника 8 (), так и запаздывающие нейтроны (образовавшиеся во время предыдущей работы реактора). Мощность остановленного реактора часто в 10 —раз меньше начальной номинальной мощности. Однако безопасный пуск реактора требует максимально возможной мощности остановленного реактора, в связи с чем применяются источники нейтронов как можно большей мощности. В определенном смысле ядерный реактор тем безопаснее, чем меньше его мгновенная мощность. При высоких мгновенных мощностях обратная связь между мощностью и реактивностью в результате влияния температуры активной зоны реактора и целого ряда других физических факторов весьма эффективна, так как ее усиление почти пропорционально мощности реактора. Для большинства реакторов она отрицательна и всегда запаздывает. Благоприятное влияние этой обратной связи может возникнуть, если мощность превысит определенный предел, но [c.577]

Рис. I. Схема дозиметра для измерения мощностей поглощенных доз излучения в технологических каналах ядерного реактора /—алюминиевый пенал 2—полиэтиленовый датчик 5—термопара (медь—константан) 4 сосуд Дьюара со льдом 5—микроамперметр.

Данные о мощности поглощенных доз, измеренных полиэтиленовым датчиком в технологических каналах тяжеловодного ядерного реактора ТВР (2500 кет), а также данные об их изменении в центре активной зоны в зависимости от мощности реактора приведены на рис. 3 и 4. Эти результаты, сведенные в табл. 2, позволяют выбирать технологический канал в зависимости от задаваемых температурных условий облучения и [c.246]

Условия облучения в технологических каналах тяжеловодного ядерного реактора ТВР мощностью 2500 кет [c.246]

Рпс. 4. Зависимость мощности поглощенной дозы излучения в центре активной зоны тяжеловодного ядерного реактора ТВР от мощности реактора. [c.247]

Выбросы радиоактивных веществ при авариях иа ядерных установках. В ядерном топливном цикле АЭС являются звеном максимальной потенциальной опасности для населения и окружающей среды. Еще на ранней стадии разработки энергетических ядерных реакторов были выполнены оценки относительной опасности аварийных ситуаций на АЭС и ТЭС одинаковой электрической мощности. Полученные расчетные данные привели к заключению, что при крупной аварии с оплавлением активной зоны и выходом облака летучих продуктов деления за пределы территории станции АЭС представляет собой значительно большую опасность для населения, чем аварийная ТЭС. [c.315]

Применение водорода в качестве моторного топлива для автомобильных двигателей в значительной мере определяется возможностью его получения в больших количествах при затратах на единицу энергии, сопоставимых с затратами, имеющими место при получении современных высокооктановых бензинов. В этом направлении в большинстве высокоразвитых стран ведутся интенсивные поиски высокоэффективных способов получения водорода. Ближайшей промышленной перспективой производства водорода будет его получение путем газификации углей. Объясняется это тем, что запасы углей достаточно велики и их использование путем газификации наиболее целесообразно как с экономической, так и с экологической точек зрения. Наиболее распространенным методом газификации углей является процесс Лурги — газификация под давлением в стационарном слое на парокислородном дутье. Перспективным также представляется способ получения водорода из воды в термохимических замкнутых циклах с использованием низкопотенциального тепла ядерных реакторов. Важное место в получении водорода отводится электролизу воды путем использования избыточной мощности электростанций в периоды их минимальной загрузки. Такое комбинирование электроэнергетики с системой производства и аккумулирования водорода позволит использовать электростанции в экономичном [c.6]

Ожидается, что к 80-м годам выпуск циркония возрастет до 4500 г в год а основном в связи с повышением мощности ядерных реакторов и увеличением использования циркония в реакторах на обычной воде в качестве оболочек для твэлов (табл. 6). [c.21]

На рис. 5 показано у.меньщение обменной емкости АВ-17-8 под действием смешанного излучения ядерного реактора (мощность дозы в центре канала, обусловленная -квантами и быстрыми нейтронами, — З Ю рад/с, поток тепловых нейтронов — 1-10 2 нейтр1с см ). [c.22]

Ядерная энергетика. В середине 1987 г. в мире эксплуатировалось 389 ядерных реакторов общей мощностью 290 млн кВт, в строительстве находилось 146 энергоблоков мохцностью 140 млн кВт. Доля электроэнергии АЭС от общей выработки электроэ1зергии в 1986 г. составила (в %) во Франции - 71, Бельгии - 65, Швещш - 42, Швейцарии - 40, Финляндии - 38, Болгарии - 32, Японии - 27 и в США - 16. По объему производства электроэнергии на АЭС СССР занимал третье место в мире после США и Франции. [c.18]

Проводимые в настоящее время работы по совершенствованию автотермических процессов направлены в основном на повышение давления газификации, увеличение единичной мощности и термического к. п. д. реакторов, максимальное сокращение образования побочных продуктов. В автотермических процессах газификации до 30% угля расходуется не на образование газа, а на получение необходимого тепла. Это отрицательно сказывается на экономике процессов, особенно при высокой стоимости добычи угля. Поэтому значительное внимание уделяется в последнее время разработке схем аллотер-мической газификации твердого топлива с использованием тепла, получаемого от расплавов металлов или от высокотемпературных ядерных реакторов. [c.97]

Уран-235, уран-233 и плутоний-239 при захвате нейтрона подвергаются делению. В результате возникает ядерная цепная реакция. При ее постоянной скорости режим реакции называется критическим. Если реакция замедляется, ее режим считается подкритическим. В атомной бомбе подкритические массы соединяют для получения надкритической массы. В ядерных реакторах проводится управляемая реакция деления, что позволяет получать постоянную мощность. В активной зоне ядерного реактора находятся делящееся топливо, контрольные стержни, замедлитель и охлаждающая жидкость. Атомная электростанция напоминает обычную тепловую электростанцию с той лищь разницей, что вместо камеры сгорания обычного топлива в ней имеется активная зона реактора. В реакторах-размножителях ядерного топлива должно образовываться больще, чем расходоваться на получение энергии. Безопасность работы атомных электростанций вызывает определенные опасения. Кроме того, нерещенными проблемами остаются восстановление отработанных топливных стержней и захоронение высокорадиоактивных ядерных отходов. [c.275]

Первые ядерные реакторы на быстрых нейтронах были построены в нашей стране — это Белоярская АЭС, а также АЭС в городе Шевченко. Получение атомной энергии в таких АЭС начинается с превращения в 9зNp и далее в 94Ри. Потом 94Ри подвергается делению, т. е. превращению в осколочные элементы. Чтобы реактор вышел на проектную мощность, нужно, чтобы практически весь Np [Т /2= =2,35 сут) превратился в Ри. Для этого необходимо время, равное десяти периодам полураспада, т. е. около месяца. Кроме того, получившийся Ри надо отделить от оставшегося исходного урана и осколочных элементов. Таким образом, химия работы атомных реакторов очень сложна. [c.229]

Гафний применяется в ядерной технике как материал, регулирующий мощность ядерного реактора. Применяется в ракетах, спутниках, а также в высоковакуумной технике, так как обладает свойством сильно поглощать газы. Это характерно также для циркония и титана. Используется н в производстве сталей в качестве дегазанта н легирующей добавки. [c.193]

Разработаны и другие процессы получения нейтронов при бомбардировке дейтерием. Используются также ядерные реакции, возбуждаемые у-излучением. С пуском ядерных реакторов появился мощный источник нейтронов, намного превосходящий по интенсивности все известные до сих пор методы их получения. Современные ядерные реакторы имеют поток нейтронов порядка Ю нейтрон/(см -с). В реакторах с плотностью нейтронного потока 10 —10 нейтрон/(см -с) можно полностью перевести в другие элементы загруженный материал в течение нескольких месяцев. Применение этого метода для накопления весомых количеств трансурановых элементов можно показать на примере кюрия. При облученииде Сгп потоками нейтронов мощностью 10 нейтрон/(см -с) можно полу- [c.417]

В радиационно-хим. установках используют долголшву-щие изотопные источники излучения (чаще всего Со) мощностью до 50 кВт и ускорители электронов (энергия 0,5—1,5 МзВ, мощность до 100 кВт). Перспективные источники — радиац. контуры, позволяющие комплексно использовать ядерное горючее. Радиац. контур состоит из генератора активности, облучателя радиационно-хим. установки, соединяющих их коммуникаций и устройств для перемещения по контуру рабочего в-ва. В генераторе, располо-женпон вблизи активной зоны ядерного реактора, рабочее [c.489]

Пром. установки создаются с ускорителями электронов (энергия 0,5-3 МэВ, мощность до 100 кВт) и с долгоживущими радионуклидными источниками у-излучения мощностью до 50кВт (активность нуклидов ок. 11-10 Бк для Со и ок. 44-10 Бк для Сз). Установки с наиб, мощными (до 10 кВт) источниками у-излучения м. б. реализованы путем создания при энергетич. ядерных реакторах (при обязат. условии обеспечения их надежности и безопасности) т. наз. радиац. контуров, в к-рых циркулируют рабочие в-ва, делящиеся (ядерное топливо) или неделящиеся (сплавы 1п-Са Na) под действием нейтронов. При прохождении рабочих в-в через ядерный реактор в них генерируются радионуклиды (в т. ч., что особенно важно, короткоживущие) с у-излучением, к-рое используется для инициирования и проведения радиац.-хим. процессов при прохождении рабочих в-в через радиац.-хим. установку. Такое у-излучение в 5-10 раз дешевле, чем у-излучение наиб, распространенного радионуклида Со. Благодаря комплексному использованию (для целей энергетики и РХТ) ядерного горючего значительно уменьшается стоимость тепла, генерируемого ядерным реактором, и, следовательно, удешевляется обычная хим. продукция, получаемая при использовании этого тепла или электроэнергии АЭС. [c.152]

В ядерных реакторах, работающих на тепловых нейтронах, в результате побочных процессов образуется Т., к-рый может попадать в окружающую среду с газообразными или жидкими отходами, как непосредственно на АЭС, так и при дальнейшей переработке облученного ядерного топлива. Количеств, оценка поступления Т. в оиужающую среду с газообразными и жидкими отходами АЭС, ГБк/МВт(электрич.)-год реакторы ВВЭР (водно-водяной энергетич. реактор) - в атмосферу 7,4-33, в гидросферу 33 реакторы РБМК (реактор большой мощности канальный) - соотв. 22 и 1,5. Существенно более высокие выбросы Т. наблюдаются на АЭС с тяжеловодными реакторами. Осн. источник поступления Т. в окру- [c.6]

Рис. 3. Изменение мощности поглощенных доз излучения (для полиэтиленового датчика) в технологических кансшах тяжеловодного ядерного реактора ТВР в зависимости от расстояний каналов от цент-1ра активной зоны реактора.

Исследования радиационной стойкости жидкостей для гидравлических систем в условиях статического облучения проводили либо на радиационной установке ВНИИ НП (кобальт-60 активностью 16 ООО г-экз радия), обеспечивающей мощность поглощенной дозы излучения 400 радкек, либо в каналах ядерного реактора, в которых мощность поглощенной дозы при облучении жидкости составляла 1,1x10 рад1сек. На кобальтовой установке ВНИИ НП пробирки с облучаемой жидкостью помещали, как показано на рис. 2, в цилиндрический охранный сосуд, расположенный коаксиально относительно охватывающего его снаружи облучателя, представляющего собой цилиндрическую кассету из трубок, заполненных 75 кобальтовыми стержнями. [c.292]

В радиационно-химических установках используют долгоживущие изотопные источники излучения (чаще всего Со мощностью до 50 кВт) и ускорители электронов (энергия 0,5—1,5 МэВ, мощность до 100 кВт). Перспективные источники — радиационные контуры, которые позволяют комплексно использовать ядерное горючее. Радиационный контур состоит из генератора активности, облучателя радиационно-химической установки, коммуникаций, соединяющих их, и устройств для перемещения по контуру рабочего вещества. В генераторе, расположенном вблизи активной зоны ядерного реактора, рабочее вещество захватывает нейтроны с образованием короткоживущих радионуклидов, у-из-лучение которых затем используется в облучателе. В опытных радиационных контурах применяют, например, индий-галлиевый еплав. Разрабатываются промыщленные радиационные контуры такого же типа, а также контуры с рабочим веществом на основе 235у Мощность радиационных контуров—10 —10 кВт. Генерируемое у-излучение в 5—10 раз дешевле излучения Со. [c.95]

Присоединенный завод в Портсмуте. Разделительная мощность трех существующих газодиффузионных заводов, которая достигнет 27,2 млн. кг ЕРР/год. [3.277] после завершения модернизации по программам IP и UP, позволит полностью обеспечить снабжение топливом ядерных реакторов по долгосрочным контрактам. По прогнозам Министерства энергетики США дополнительная разделительная мощность позволит поддерживать концентрацию отвала на уровне 0,20 % (при повторном использовании Ри и U) нли 0,25 % (без повторного использования Ри и U) вместо 0,29 или 0,37 / в отсутствие этой мощност1г (см. разд. 3.5.2), Эксплуатация комплекса разделительных заводов при концентрации отвала в интервале 0,20—0,25 % обеспечивает более экономичное равновесие между питанием и работой разделения, позволяя сохранять ресурсы урана и уменьшать ущерб, наносимый окружающей среде добычей н переработкой урановых руд. [c.172]

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]

Существуют различные источники нейтронов. Их действие основано на использовании ядерных реакций, сопровождающихся выделением нейтронов, мощность потока которых может быть различной. Наиболее мощный поток дает ядерный реактор — до 10 нейтрон/(см -с). Нейтронные генераторы, являющиеся источниками быстрых нешронов по реакции [c.378]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология