Предыдущая страница реферата | 1  2  3  4  5  6  7  8 | Следующая страница реферата

. уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,

. тяжеловодные канальные реакторы и др .

В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превышающего колич ество расходуемых излотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на одмин атом U-235, захва тившег о нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-
235.

6.1.2 Реакторы с водой под давлением.

Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке энергетических реакторов. Кроме того, они широко используются на флоте в качестве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных лодок. Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и замедлителем нейтронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.

Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со сьемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в контур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляции.

Типичная тепловая схема водоводяных энергетических реакторов (ВВЭР), действующих с 1964 года в СССР, показана на Рис.1:

6.3.2 Кипящие реакторы

1.Реактор

2.Парогенератор

3.Циркуляционный насос

6.3.3 Уран-графитовые реакторы

7. Л И Т Е Р А Т У Р А

1. Рудик А. П. Физические основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.

2. Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1971.

3. Нигматулин Н. Н., Нигматулин Б. Н., Ядерные энергетические установки.
М.: Энергоатомиздат, 1986.

4. Емельянов И. Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. М.:
Энергоатомиздат, 1982

5. Камерон И. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1987

6. Шихов С. Б., Троянский В. Б. Элементарная теория яднрных реакторов.
М.: Атомиздат, 1978

--------------------
[pic]

[pic]

[pic]

[pic]

[pic]

[pic]

Рекомендуем скачать другие рефераты по теме: доклад по биологии, реферат по информатике.





Предыдущая страница реферата | 1  2  3  4  5  6  7  8 | Следующая страница реферата