Использование ядерного топлива в ядерных реакторах. Характеристики и устройство водоводяного энергетического реактора и реактора РБМК. Схема тепловыделяющих элементов. Металлоконструкции реактора. Виды экспериментальных реакторов на быстрых нейтронах.
Аннотация к работе
В настоящее время для реакторов ВВЭР (и РБМК) разработано топливо с выгорающим поглотителем нейтронов (гадолиний, эрибий - для ВВЭР, эрбий-для РБМК) который позволяет больше обогащать свежее топливо и использовать одну кассету с топливом не 3-4 года, а 5-6 лет при практически равной стоимости, что позволяет снизить затраты на топливо примерно на 40 %. В парогенераторах отведенное от реакторов тепло расходуется на получение насыщенного пара (давление 44 атм, температура 275 °C), вращающего турбогенераторы. Реактор РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный) Разработан в 1960-е годы Курчатовским институтом. Проходя по каналу часть воды испаряется, в каналах с максимальной мощностью массовое паросодержание на выходе достигает 20 %, среднее паросодержание на выходе из реактора 13 %. Схема «С» - опорная конструкция реактора, изготовлена в виде «креста» и передает нагрузки от реактора на крестообразную фундаментную плиту из жаропрочного бетона на дне шахты реактора.
Список литературы
1. Теплотехника - Баскаков А.П. 1991г.
2. Теплотехника - Крутов В.И. 1986г.
3. Теплотехника, теплогазоснабжение и вентиляция - Тихомиров К.В. 1981г. 57с.
4. Теплотехнические измерения и приборы - Преображенский В.П. 1978г.