Газоохлаждаемые реакторы

В связи с изотропными свойствами сажевых частичек известно ее использование в смеси с изотропными коксами в производстве ядерного графита, в частности, для газоохлаждаемых реакторов новых поколений. [c.178]

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]

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы приобретают высокие технико-экономические показатели при использовании бериллия в качестве материала оболочек топливных элементов и отражателя нейтронов [5, 36, 47]. [c.24]

Аг(и, у) Аг — реакция с Аг, присутствующим в воздухе или в СОг-тепло-носителе в газоохлаждаемом реакторе [c.167]

Повышенный интерес к технологии изготовления сосудов давления в последнее время возник из-за все более широкого внедрения ядерной энергии в промышленную энергетику. Промышленное применение ядерной энергии началось в 1950 г. с создания в Великобритании газоохлаждаемого реактора, топливом для которого служил металлический уран. Крупные сосуды давления из стали использовались для размещений в них реактора, теплообменников и теплоносителя в виде углекислого газа под давлением. Эти сосуды были в основном изготовлены из малоуглеродистой стали толщиной до 100 мм и требовали значительных разработок методов и технологии изготовления. Опубликовано много сведений о расчете этих сосудов, технологии изготовления и конструкционных материалах [1—3], но так как использование стальных сосудов в газоохлаждаемых реакторах было вытеснено сосудами давления из предварительно-напряженного бетона, то они не будут в дальнейшем обсуждаться [4]. Сосуды давления из стали для размещения в них реактора и теплоносителя в виде легкой воды под давлением продолжали использоваться в конструкциях энергетических реакторов преимущественно в США, а именно, реакторы с водяным теплоносителем под давлением и реакторы с кипящей водой [5—8]. В таких сосудах возникают специальные проблемы выбора длины, толщины сосуда, плакировки для защиты от коррозии, расчета фланцев, соединений и патрубков. Однако эти вопросы не выходят за пределы проблем, возникающих при создании обычных сосудов давления, и в основном были освещены в соответствующих разделах этой книги. Существенная проблема, относящаяся к сосудам давления атомного реактора, заключается в том, что сосуд подвергается нейтронному облучению в течение всего срока службы, в результате изменяются свойства стали, из которой он изготовлен. [c.400]

Тепло от высокотемпературного газоохлаждаемого реактора в металлургии может быть использовано в следующих направлениях 1) получение восстановительных газов из метана (1100 К) 2) получение восстановительных газов из угля (1200 К) 3) использование нагретого теплоносителя для коксования угля (1200—1300 К) 4) выплавка губчатого железа (1200— 1450 К) 5) подогрев шихтовых материалов и газов доменного дутья (до 1500 К)- [c.438]

Стоимость металлургической продукции может быть существенно снижена путем непосредственного включения ядерного реактора в металлургический цикл в виде многоцелевой установки. Имеются предварительные расчеты для металлургического комбината производительностью 3,6 млн. т стали в год. Для полного удовлетворения потребностей такого комбината в тепле и электроэнергии в его состав включают ядерный реактор с тепловой мощностью 2000 МВт и электрической мощностью 150 МВт [642]. По расчетам итальянских специалистов, выполненным в начале 70-х годов, применение тепла и электроэнергии, вырабатываемых на атомных энергетических установках с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором, снижает общую стоимость энергоносителей на 43 % в цикле доменная печь — конвертор и на 30 % в цикле агрегат кипящего слоя для получения губчатого железа — электропечь (получение губчатого железа предполагается прямым восстановлением руды водородом, получаемом, в свою очередь, конверсией природного газа с использованием тепла ядерного реактора), по сравнению с обычными способами выработки тепла и электроэнергии. [c.439]

Особое значение приобретает применение металлического берил ЛИЯ для газоохлаждаемых ядерных реакторов, в качестве защитной оболочки (покрытия) топливных урановых блоков. Благодаря применению бериллия такой газоохлаждаемый реактор может работать при более высоких температурах и производить более дешевую электроэнергию. Применение бериллия в качестве защитной оболочки для урановых топливных влементов имеет еще то преимущество, что бериллий не реагирует с ураном и углекислым газом, используемым для охлаждения реактора, а также обладает значительной структурной стабильностью при повышенных температурах. [c.211]

Основными положительными факторами, определяющими высокие показатели быстрых газоохлаждаемых реакторов с нитридным топливом, являются большая плотность тяжёлых ядер, слабое замедление и поглощение нейтронов, высокая теплопроводность топлива (см. табл. 14.1.4) [7Г. [c.206]

Выполненное в [71] сравнение вариантов быстрых газоохлаждаемых реакторов с окисным и нитридным топливом свидетельствует о значительных преимуществах нитридного варианта в воспроизводящих характеристиках (см. табл. 14.1.5). [c.206]

Таблица 14.1.5. Сравнение воспроизводящих характеристик быстрых газоохлаждаемых реакторов с окисным и нитридным топливом

В табл. 14.1.6 отражены результаты расчётно-теоретического анализа влияния обогащения по нитридного топлива на воспроизводящие характеристики быстрого газоохлаждаемого реактора (ВГР). [c.206]

Часто один и тот же материал может выполнять в реакторе несколько функций. Уже отмечалось, что некоторые за.медлители могут играть роль конструкционных материалов. Бериллий, по-видимому, может стать полезным материалом для оболочек, в особенности в газоохлаждаемых реакторах. Во многих реакторах, [c.28]

Растворение тепловыделяющих элементов усовершенствованного газоохлаждаемого реактора [c.221]

Для замедлителей и отражателей нейтронов в жидкометаллических и газоохлаждаемых реакторах [c.112]

В газоохлаждаемых реакторах с газовым теплоносителем СО2 типа AGR достигнуты температуры газа 650 °С, что позволяет во втором контуре тепловой схемы АЭС достигнуть современного уровня параметров пара ЙО—170 ата и 540—565 °С. [c.5]

Существующие инженерные методики расчета тепловых процессов в теплообменных аппаратах и газоохлаждаемого реактора АЭС не учитывают скоростей химических реакций и поэтому могут быть применены лишь для двух предельных случаев, а именно, когда скорость химической реакции принимается намного меньше или больше конвективного и диффузионного переносов ве-11 ества. В первом случае в каждой точке потока состав смеси принимается неизменным, во втором случае имеет место химическое равновесие. Однако такой подход к исследованию химически реагирующих сред не всегда оправдан и при сравниваемых скоростях конкурирующих процессов (химическая реакция, конвективный перенос, диффузия) может привести к значительным погрешностям в расчетах. В таких случаях для правиль- [c.26]

В основу разработанных программ для теплового расчета реактора и теплообменных аппаратов были положены алгоритмы для расчета параметров химически реагирующего потока, а также использованы существующие в настоящее время приближенные методики расчета коэффициентов теплоотдачи в химически реагирующей системе. Ввиду сложности расчета теплообменных аппаратов на диссоциирующих газах на данном этапе работы не ставилась задача учета гидродинамики потока, а тем более включения в программу прочностных расчетов, расчетов по надежности и т. д. Создание алгоритмов и программ детального расчета газоохлаждаемого реактора и теплообменных аппаратов на диссоциирующих теплоносителях с учетом кинетики химических реакций будет целесообразно провести после завершения работ по тщательному обоснованию одномерной мето- [c.108]

Подобно магнию и цирконию, бериллий слабо захватывает нейтроны, и была надежда, что важной промышленной областью применения бериллия станет ядерная техника, однако после широких испытаний в газоохлаждаемых реакторах бериллий был признан неподходящим материалом для такого применения. [c.169]

Скорости окисления нелегированного циркония в горячей двуокиси углерода слишком высоки и не допускают его использования в газоохлаждаемых реакторах, где применяется сплав АТК, содержащий 0,5% Си я [c.201]

В работе [36] указывается на перспективность использования бериллия в газоохлаждаемом реакторе типа HTGR. Обнадеживающие результаты получены при использовании бериллиевого отражателя в воздушной среде в составе реактора SNAP-8 (США) [48]. [c.25]

Физико-химические свойства N204 на линии насыщения (температура конденсации 30—40°С при 1,5— 2,5 атм) позволяют осуществить термодинамический цикл по конденсационному принципу (газожидкостный цикл), в котором промежуточный регенератор обеспечивает подогрев теплоносителя до газового состояния, что позволяет -в такой схеме иметь газоохлаждаемый реактор. [c.4]

Традиц. способы получения (см. Водород) для В.э. экономически не выгодны. Для нужд В. э. предполагается усовершенствовать традиц. методы и разработать новые, нетрадиционные, используя ядерную и солнечную энергию. Предлагаемое усовершенствование осн. традиц. метода получения Н -каталитич. конверсии прир. газа и газов нефтепереработки - заключается в том, что процесс проводят в кипящем слое катализатора, тепло подводят от высокотемпературного ядерного газоохлаждаемого реактора (ВТГР). Применение этого метода позволит более чем в 10 раз увеличить объемную скорость процесса, снизить т-ру в хим. реакторе на 150°С, уменьшить затраты на произ-во Н2 на 20-25%. Однако ВТГР, обеспечивающие высокие т-ры теплоносителя (ок. 1000°С), пока находятся в стадии разработок. Др. вариант получения Н -водно-щелочной электролиз под давлением с использованием дешевой разгрузочной электроэнергии, вырабатываемой в ночное время атомной электростанцией. Расход электроэнергии на получение 1 м Н2 составляет 4,3-4,7 кВт ч (по обычному способу 5,1-5,6 кВт ч), напряжение на ячейке 1,7-2,0 В при плотности тока 3-5 кА/м и давлении в электролизере до 3 МПа. Использование установок по получению Н2 в ночное время на атомных электростанциях позволит регулировать график их суточной нагрузки и снизить себестоимость Н2. Полученный Н2 может направляться на нужды пром-сти либо использоваться как топливо на электростанции для выработки дополнит, электроэнергии в дневное время. [c.405]

Углерод-углеродные ко.мпозиты обладают высокой радиационной стойкостью. Поскольку они по своим прочностным характеристикам превосходят все известные марки реакторных фафитов, пpeд тaвJ яeт я перспективны.м их применение для узлов активной зоны высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Их применение позволяет значительно повысить надежность работы реактора. [c.165]

Для эксплуатируемых в Великобритании реакторов на тял е-лой воде (трубы высокого давления, паровые ресиверы [154]) и реакторов, охлаждаемых газом [Магнокс, AGR (усовершенствованный газоохлаждаемый реактор)] тоже разработаны устройства для дистанционного управления ультразвуковым контролем. В одном из сообщений Энергетического комитета Великобритании [384] описывается приспособление для ручного контроля сварных швов на реакторах Магнус с прогрессивной обработкой данных в режимах он-лайн или оф-лайн для получения разверток типа В, С и D (имеется в виду развертка типа С с одной стороны с цветным графиком для различения величины амплитуд [730]. Для измерения толщины оксидного слоя в таких реакторах применяется ультразвуковая спектроскопия [1181, 1117]. [c.593]

В газоохлаждаемых реакторах с СОг-теплоноси-телем существенный вклад в радиоактивность выбрасываемых газов дает Аг (1,8 ч), образующийся при активации аргона, который содержится в воздухе и в С02-теплоносителе. В таких реакторах основная масса жидких радиоактивных отходов накапливается вследствие активации воды, применяемой для охлаждения бетона в реакторах с корпусом из напряженного железобетона, а также из-за загрязнения воды в бассейнах выдержки отработанного топлива. [c.168]

ИТТРИЯ ГИДРИД УНз, синие крист. <р л 900 °С не раств. в воде (при 100 °С гидролизуется) разлаг. минер, к-тами. Получ. из элементов при 200—500 °С. Примен. замедлитель и отражатель нейтронов в жидкометаллич. или газоохлаждаемых реакторах на промежут. или тепловых нейтронах добавка при спекании в порошковой металлургии для получ. порошкообразного Y. [c.229]

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) могут явиться наиболее экономичным и мощным источником высокого потенциального тепла. Экономичность этого тепла, вырабатываемого на относительно небольших энергетических блоках с ВТГР мощностью до 600 МВт (эл.) по оценке на начало 1971 г., была ниже, чем для всех других видов горючего. [c.568]

Исключительно тугоплавкий U получают взаимодействием окислов урана с графитом при 1800° С, а также металлического урана с углеродом или углеводородом. В последние годы проводилось интенсивное изучение физических свойств U и методов изготовления изделий из него в связи с возможным использованием его в качестве ядерного горючего. U образует непрерывный ряд твердых растворов с U0 [13], UN [14] и Th [15]. Дикарбид урана образуется при 2400° С, Полуторный карбид U2 3 может быть получен прессованием смеси иС и U 2 и спеканием при 1250—1800° С. Некоторые физические свойства этих карбидов приведены в табл. 5.3. Все карбиды урана реагируют с водой (жидкостью и паром), образуя сложную смесь продуктов гидролиза. Так, U реагирует с водой с образованием в основном метана, а также заметных количеств водорода и незначительных количеств других углеводородов. U 2 легко разлагается горячими кислотами и щелочами. Он устойчив на воздухе при 300° С, но довольно быстро окисляется при более высоких температурах. Тонкоизмельченный U 2 иногда пирофорен. Обычно U менее реакционноспособен, чем U 2. Свойства, методы изготовления изделий и потенциальные возможности применения U в реакторах рассмотрены Руффом и Диккерсоном [16]. U совместим с натрием и с органическими теплоносителями, но очень нестоек к воздействию влаги. Вероятно, он станет наилучшим горючим для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. [c.121]

В настоящее время еще недостаточно имеется данных по теплообмену при второй стадии реакции диссоциации N204. Для более полного представления о теплообмене на этой стадии реакции и количественной ее оценки необходимо провести детальные исследования в более широком интервале давлений и температур. Это, в частности, необходимо для разработки вопроса использования диссоциирующего N264 в качестве теплоносителя в газоохлаждаемых реакторах на быстрых нейтронах, для чего требуются данные по конвективному [c.106]

В Институте ядерной энергетики АН БССР одновременно с исследованиями по теплофизике и теплообмену диссоциирующих систем ведутся работы по разработке теоретических основ теплового расчета газоохлаждаемых реакторов и теплообменных аппаратов на диссоциирующих теплоносителях, а также работы по составлению программ и алгоритмов для расчета этих аппаратов на электронных вычислительных машинах (ЭВМ). [c.108]

В качестве перспективных для периода 1970—2000 гг. рассматриваются три типа реакторов легководный реактор (Ь УК), высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (НТОН) и реактор-размножитель на быстрых нейтронах (РВК). В реакторах I типа используется только изотоп уран-235 (его содержание в природном уране составляет 0,7%), такое расходование урановых ресурсов неэффективно, однако одновременно возможно использование образующегося плутония. В реакторах II и 1П типа неделящиеся уран-238 и торий-232 превращаются в делящиеся плутоний-239 и уран-233 по реакциям [c.100]

Справочник химика 21

Химия и химическая технология