КАТЕГОРИИ: Архитектура-(3434)Астрономия-(809)Биология-(7483)Биотехнологии-(1457)Военное дело-(14632)Высокие технологии-(1363)География-(913)Геология-(1438)Государство-(451)Демография-(1065)Дом-(47672)Журналистика и СМИ-(912)Изобретательство-(14524)Иностранные языки-(4268)Информатика-(17799)Искусство-(1338)История-(13644)Компьютеры-(11121)Косметика-(55)Кулинария-(373)Культура-(8427)Лингвистика-(374)Литература-(1642)Маркетинг-(23702)Математика-(16968)Машиностроение-(1700)Медицина-(12668)Менеджмент-(24684)Механика-(15423)Науковедение-(506)Образование-(11852)Охрана труда-(3308)Педагогика-(5571)Полиграфия-(1312)Политика-(7869)Право-(5454)Приборостроение-(1369)Программирование-(2801)Производство-(97182)Промышленность-(8706)Психология-(18388)Религия-(3217)Связь-(10668)Сельское хозяйство-(299)Социология-(6455)Спорт-(42831)Строительство-(4793)Торговля-(5050)Транспорт-(2929)Туризм-(1568)Физика-(3942)Философия-(17015)Финансы-(26596)Химия-(22929)Экология-(12095)Экономика-(9961)Электроника-(8441)Электротехника-(4623)Энергетика-(12629)Юриспруденция-(1492)Ядерная техника-(1748) |
ВВЭР -1000
1—реактор: 2 — парогенератор: 3—турбогенератор; 4 — эжектор; 5—конденсатор: 6 — система водоочистки второго контура: 7 — деаэратор; 8 —питательный насос; 9— байпасная очистка; 10 – главный циркуляционный насос
Корпус реактора высотой 12 м. наружным диаметром 4,3 м, с толщиной стенок 190 мм. Активная зона реактора имеет диаметр 3120 и высоту 3550 мм. Она собрана из 151 тепловыделяющей сборки— ТВС, в которых размещено по 317 тепловыделяющих элементов (твэлов) диаметром 9,1 мм. Вода, окружающая со всех сторон активную зону, служит отражателем. Система регулирующих и аварийных стержней обеспечивает управление реактором.
Водо-графитовый канальный реактор РБМК-1000 размещен в герметичной бетонной шахте (размером 21,6 * 21,6 *25,5 м3). В ней находится графитовая кладка (замедлитель нейтронов) с цилиндрическими отверстиями, в которых расположены технологические каналы (ТК) и каналы СУЗ. Размеры активной зоны: высота –7 м, диаметр – 11.8 м. В каждом ТК установлено по две топливные сборки с 18 твэлам диаметром 1.3см. Загрузка по U с обогащением до 2.2% – 192 т. Система охлаждения - одноконтурная.. Вода, проходя через ТК, нагревается до кипения. В барабане-сепараторе пар отделяется от воды и затем подается на турбогенератор. После охлаждения пар конденсируется в воду, которую питательный насос возвращает в барабан-сепаратор. Поканальная перегрузка топлива осуществляется без остановки реактора.
Схема основных технологических контуров АЭС с реактором РБМК: 1- реактор; 2- графитовая кладка: 3- биологическая защита; 4 - технологические каналы; 5- барабан-сепаратор; 6- турбогенератор; 7 - эжектор; 8 - конденсатор; 9 - конденсатоочистка; 10 - деаэратор; II - подпиточиый насос; 12 -байпасная очистка на ионообменных фильтрах; 13 - главный циркуляционный насос; 14 - вентиляционная труба; 15 - аэрозольный фильтр; 16 - газгольдер для выдержки газа; 17 - адсорбер СО2, СО, Н2, NH3; 18 - компрессор; 19 - аэрозольный и йодный фильтры
БН - 600 Быстрый Натриевый
Активная зона охлаждается натрием с температурой 550° С на выходе, давлении 1 Мпа Система охлаждения – трёхконтурная Обогащение по 235U около 20%
Исследовательские реакторы Продукция исследовательских реакторов – нейтроны с минимальной стоимостью (минимальном энерговыделении на один избыточный нейтрон) Условие критичности k¥P = l, где P – вероятность избежать утечки и для вероятности утечки, равной 1-Р 1 – P =(k¥ - 1)/ k¥ Если тепловая мощность реактора Q, то в 1с происходит Q/Ef, делений (Ef -энергия, приходящаяся на акт деления), а число нейтронов, генерируемых 1с, равно nQ/Ef (n—число вторичных нейтронов, приходящихся на акт деления). Таким образом, общее число нейтронов, генерируемых в единицу времени, которые в принципе могут быть для проведения экспериментов - В, равно B = [(k¥ - 1)/ k¥]nQ/Ef
Реально используется только небольшая часть этого числа. k¥ < h, Bmax = [(h - 1)/ h]nQ/Ef
n(h- 1)/h равна 1.26 для реактора на тепловых нейтронах и 1.41 для реактора на быстрых нейтронах. В энергетических уран-графитовых реакторах k¥ £ 1.07, а в тяжеловодных реакторах k¥ £ 1.27. Высокообогащенный (~90 %) уран позволяет иметь k¥» 2 в реакторе с любым из обычных замедлителей. В реакторе с природным ураном графитовым замедлителем (k¥—1)/k¥ = 0,05, а в реакторе с высокообогащенным ураном k¥ =(k¥—1)/k¥ = 0,5. Для одинаковой производительности по нейтронам мощность уран-графитового реактора должна быть приблизительно в 10 раз больше, а плотность потока тепловых на порядок меньше. В исследовательских реакторах целесообразно использовать высокообогащенное топливо.
Реактор БУК – источник электроэнергии для спутника. 1970 по 1990 гг запущен 31, 28 до сих пор на высокой орбите длительного существования. Теплоноситель в одноконтурной системе охлаждения реактора -эвтектический сплав Na-Ka (22% Na, 78% Ка), температура плавления которого 11° С, а кипения - 780° С.
Задача.. Оценить плотность потока j н/см2с, плотность тока y н/см2с нейтронов утечки на границе АЗ и плотность нейтронов n н/см3 в реакторах РБМК, БН- 600 и БУК j = qf/Sf qf = Wf/VАЗ Sf = (N/A)sf Mкр/VАЗ j = Wf/(N/A)sf Mкр y = nWf(1-P)/SАЗ = nWf [(k¥ -1)/ k¥]/SАЗ n = j/v v =(E/2m)1/2
Дата добавления: 2014-01-20; Просмотров: 1300; Нарушение авторских прав?; Мы поможем в написании вашей работы! Нам важно ваше мнение! Был ли полезен опубликованный материал? Да | Нет |