Теми рефератів
> Реферати > Курсові роботи > Звіти з практики > Курсові проекти > Питання та відповіді > Ессе > Доклади > Учбові матеріали > Контрольні роботи > Методички > Лекції > Твори > Підручники > Статті Контакти
Реферати, твори, дипломи, практика » Новые рефераты » Ядерна енергетика і особливі підходи до працездатності конструкційних матеріалів

Реферат Ядерна енергетика і особливі підходи до працездатності конструкційних матеріалів





C, а на поверхні таблеток - близько 470 В° C. Максимальна температура досягає відповідно 1940 і 900 В° C. Перепад температури на газовому зазорі між таблетками і трубкою (оболонкою) в середньому складає 100 В° C, на оболонці - 23 В° C. Температура зовнішньої поверхні трубки ТВЕЛу становить близько 350 В° C. Питомий тепловий потік становить 0,6 МВт/м ВІ, а лінійний тепловий потік - 17 кВт/м трубки.

При номінальній потужності тиск гелію досягає 80-100 атм, а паливний сердечник ТВЕЛу подовжується від нагрівання на 30 мм.

Зміст ділиться 235U в масі паливних таблеток становить 4,4% на початку кампанії і 0,8-1% при розвантаженні з реактора. Близько 5% продуктів поділу урану є газоподібними речовинами, що збільшують тиск всередині оболонки ТВЕЛу на 80 атм наприкінці кампанії в гарячому стані (тиск теплоносія в активній зоні 160 атм). Після охолодження парціальний тиск газоподібних продуктів поділу в оболонці ТВЕЛу становить близько 20 атм. p align="justify"> Для завантаження в реактор ТВЕЛи об'єднуються в так звані тепловиділяючі збірки (ТВЗ), які у разі твердого сповільнювача розміщують у спеціальних каналах, по яких протікає теплоносій. У реакторах з рідким сповільнювачем збірки розміщуються безпосередньо в його обсязі [4]. p align="justify"> Характеристики

Основний параметр ТВЕЛу - глибина вигоряння палива, яка в енергетичних реакторах досягає 40 МВт В· добу/кг, а час роботи складає до 3-4 років. У сучасних ВВЕР вигоряння палива ТВЕЛів досягає більше 65 МВт В· добу/кг U за 6-річну (за приблизно 320 діб.) Кампанію. p align="justify"> Використані ТВЕЛи піддаються переробці з метою добування невикористаного в даній кампанії або знову накопиченого ядерного палива.


Корпус ядерного реактора


Корпус реактора ВВЕР-1000

Корпус - частина ядерного реактора, призначена для розміщення в ній активної зони, відбивачів нейтронів і внутрішньокорпусних пристроїв і для організації відведення тепла. Корпус має патрубки для відведення теплоносія, а також пристрої герметизації внутрішньокорпусні простору. br/>

Основні характеристики корпусу ВВЕР

ПараметрВВЕР-210ВВЕР-363ВВЕР-440ВВЕР-1000Рабочее тиск, МПа1010, 512,516 Внутрішній діаметр, мм3600356035604155Висота, мм11100120001180010880Максімальний діаметр, мм по бандажу4400440042704535Толщіна, ммЦіліндріческой часті100120140190Зони патрубков180200200265Колічество отворів під вхідні і вихідні патрубкі2/62/82/62/ 4Масса корпусу, т185, 4209,2200,8304 Кількість шпілек60606054Діаметр різьби шпильок, ммМ130 * 6М130 * 6М130 * 6М170 * 6

Корпус реактора типу ВВЕР являє собою складну конструкцію циліндричної форми, що виготовлено з цельнокование обичайок без поздовжніх зварних швів, що підвищує надійність експлуат...


Назад | сторінка 8 з 12 | Наступна сторінка





Схожі реферати:

  • Реферат на тему: Розрахунок характеристик ядерного реактора і еволюції радіонуклідів за час ...
  • Реферат на тему: Конструкція реактора ВВЕР-1000
  • Реферат на тему: Нейтронно-фізичний розрахунок реактора типу ВВЕР
  • Реферат на тему: Розробка системи неруйнівного контролю конструкційніх елементів реактора ВВ ...
  • Реферат на тему: Теплогідравлічний розрахунок реактора ВВЕР-440