Реакторах используется

где Xj _ реактивность рассеяния индуктора;

где гэ и KZ — эквивалентные активное и реактивное сопротивления индуктора; гг — активное сопротивление провода индуктора; xsl — первичная реактивность рассеяния; г'2 и х'2 — активное и реактивное сопротивления вторичной цепи, приведенные к току индуктора. Полное приведенное сопротивление нагреваемого тела

Реактивность рассеяния xs [в формулах (5-14) — (5-17) сопротивление xsz] рассчитывается для картины равномерного поля по формуле:

9. Реактивность рассеяния:

Ток в индуктирующем проводе оттесняется к открытой стороне паза магнитопровода независимо от кольцевого эффекта и эффекта близости [23]. Это ясно из того, что благодаря высокой магнитной проницаемости магнитопровода магнитное поле с обратной стороны провода пренебрежимо мало по сравнению с магнитным полем на его наружной поверхности: в пределе при ц, = со поле в магнито-проводе равно нулю, Поэтому при любой форме провода в такой системе наблюдается односторонний поверхностный эффект. - Рассмотрим схему замещения индуктора с магнитопроводом. Из рис. 7-3 видно, что путь обратного замыкания главного магнитного потока ФМ) сцепленного как с нагреваемым объектом, так и с индуктирующим проводом, проходит через воздушные зазоры и через магнитопровод, в то время как путь обратного замыкания потока рассеяния Ф8 проходит только через магнитопровод, где эти потоки и объединяются. Так как магнитным сопротивлением магнитопровода ввиду его малости можно пренебречь, то схема замещения на рис. 5-4 упрощается, в ней остается только реактивность рассеяния xsl.

а) собственные активное rt и внутреннее реактивное х1ы сопротивления индуктора вычисляются по его полному периметру; б) реактивность рассеяния вычисляется по фактическому зазору; в) реактивное сопротивление х10 и коэффициент ki вычисляются по среднему диаметру индуктора.

где л:2м — находится по формуле (11-15), приа = а2; xs— реактивность рассеяния, находится по формуле (5-18); х0 — определяется по формуле (5-25).

6. Реактивность рассеяния индуктора:

Реактивность рассеяния xs находится в соответствии с общей формулой (5-18) и равна:

6. Реактивность рассеяния

Реактивное сопротивление х0, реактивность рассеяния xs, активное и внутреннее реактивное сопротивление провода г1 и л;1м от режима не зависят и используются при расчете индуктора для всех этапов нагрева.

Цепная реакция будет поддерживаться с определенными трудностями, если энергия поглощаемых нейтронов будет выше 0,1 кэВ. Нейтроны, энергия которых меньше этого значения, называются тепловыми нейтронами. Это название означает, что нейтроны обладают относительно малой энергией, сопоставимой со средней энергией теплового движения молекул. Реакторы, работающие на таких нейтронах, называются тепловыми ядерными реакторами. Поскольку нейтроны, получающиеся в результате цепной реакции, обладают энергией в несколько мегаэлектрон-вольт, то необходим процесс замедления. В обычном реакторе замедлитель помещается или распределяется между топливными стержнями. Наилучшим замедлителем будет такой, в котором нейтроны только замедляются, но не поглощаются, поскольку поглощение нейтронов уменьшает нейтронный поток и затрудняет процесс поддержания цепной реакции. В качестве замедлителя используются легкая (обычная) и тяжелая вода ',-' гелий, графит2. Наиболее широко в энергетических реакторах используется обычная вода.

Цепная реакция будет поддерживаться с определенными трудностями, если энергия поглощаемых нейтронов будет выше 0,1 кэВ. Нейтроны, энергия которых меньше этого значения, называются тепловыми нейтронами. Это название означает, что нейтроны обладают относительно малой энергией, сопоставимой со средней энергией теплового движения молекул. Реакторы, работающие на таких нейтронах, называются тепловыми ядерными реакторами. Поскольку нейтроны, получающиеся в результате цепной реакции, обладают энергией в несколько мегаэлектрон-вольт, то необходим процесс замедления. В обычном реакторе замедлитель помещается или распределяется между топливными стержнями. Наилучшим замедлителем будет такой, в котором нейтроны только замедляются, но не поглощаются, поскольку поглощение нейтронов уменьшает нейтронный поток и затрудняет процесс поддержания цепной реакции. В качестве замедлителя используются легкая (обычная) и тяжелая вода ',- гелий, графит 2. Наиболее широко в энергетических реакторах используется обычная вода.

В качестве теплоносителя для реакторов HTGR в настоящее время используются гелий и СОг; выбор того или иного теплоносителя определяется его стоимостью и типом замедлителя. Однако какой бы выбор ни был сделан, любой охлаждающий газ обладает небольшим замедляющим действием, вследствие чего в активной зоне необходимо использовать дополнительные замедляющие материалы. В американских газоохлаждающих реакторах в качестве замедлителя используется только графит. Использование такого замедлителя не позволяет применять СО2 в качестве теплоносителя, поскольку углекислый газ при высокой температуре вступает в реакцию с углеродом, образуя СО. Это, в конце концов, может привести к потере теплоносителя. За пределами США в газоохлаждаемых реакторах используется обычно СО2, поскольку США являются практически единственным производителем гелия1 (см. гл. 10), а закупка его по импорту из США связана со значительными затратами.

В отличие от тепловых энергетических установок, где практически минеральное топливо сгорает почти полностью, в современных ядерных реакторах используется сравнительно небольшая часть энергии, заключенной в атомах урана. Дело в том, что природный уран состоит из двух составных частей (изотопов) — урана-235 и урана-238. При этом доля урана-238 равна 99,3%, а урана-235 — только 0,7 %. На первом этапе было освоено использование только атомов урана-235, которые распадаются на два осколка под действием медленных (тепловых) нейтронов, т. е. нейтронов с относительно малой энергией. В данном время практически все атомные электростанции строятся с реакторами, где происходит расщепление атомов урана-235. Чтобы увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки атомного горючего, урановая руда предварительно обогащается. В результате содержание урана-235 увеличивается с 0,7 до 3—5%, при этом начальный запас горючего и длительность работы реактора значительно увеличиваются. Хотя в принципе можно работать и не на обогащенном топливе, как это практикуется на АЭС в Англии и Канаде.

В настоящее время большинство АЭС оснащены водо-водяными реакторами (ВВЭР), работающими на тепловых нейтронах и использующими в качестве замедлителя и теплоносителя обычную воду. На этом принципе в СССР разработан серийный блок электрической мощностью 440 МВт. Впервые реакторы ВВЭР-440 были освоены на Нововоронежской АЭС. В качестве ядерного горючего в этих реакторах используется двуокись урана, слабо обогащенного изотопом урана-235, и образующийся в процессе работы плутоний.

3. Вещество-замедлитель должно быть в жидком или твердом состоянии, чтобы была достаточной концентрация его атомов около расщепляющегося вещества (в существующих сейчас тепловых реакторах используется твердый уран или его соединения). Вот почему гелий не подходит в качестве замедлителя (хотя он и удовлетворяет первым двум требованиям) — в обычных условиях

Металлический бериллий можно применять и в качестве конструкционного материала для реактора, но при этом необходимо провести р^гд противокоррозионных мероприятий. Ввиду недостаточной коррозионной стойкости этого металла в чистом виде для изготовления тепловыделяющих элементов, отражателей и замедлителей в высокотемпературных ядерных реакторах используется окись бериллия ВеО. Изделия из окиси бериллия обладают необходимыми ядерными свойствами, термостойкостью и коррозионной стойкостью, но они так же хрупки, как и другие керамические материалы.

Энергетические реакторы на быстрых нейтронах, способные к воспроизводству ядерного горючего (плутония), имеют электрические мощности порядка 300—600 МВт (БН-350, БН-600). В качестве теплоносителя в этих реакторах используется жидкий натрий. В отличие от одноконтурных (РБМК) и двухконтурных (ВВЭР) реакторов в реакторах на быстрых нейтронах применена трехконтурная схема: первый и второй контур (реактор — теплообменник — парогенератор) имеют жидкометаллический теплоноситель, в третьем контуре (парогенератор — турбина) использованы вода и пар. Температура натрия в первом контуре на входе 370—380°, на выходе 500—580° С, температура натрия во втором контуре 270—520, температура пара перед турбиной 440—510° С. Давление натрия в первом и втором контуре 6—12 кГ/см2 (0,6— 1,2 МПа), давление пара 50—140 кГ/см2 (5—14 МПа). Диаметр корпусов реакторов БН изменяется в пределах 3100—8000 мм, а высота — от 4200 до 12 000 мм. Мощный реактор БН-600 имеет интегральную («баковую») компоновку: активная зона, насосы и промежуточные теплообменники расположены в одном корпусе

В качестве характеристики газов как теплоносителя для отвода тепла в газоохлаждаемых реакторах используется зависимость:

В усовершенствованных графито-газовых реакторах используется слабообогащенный уран, что позволило увеличить глубину выгорания и энергонапряженность активной зоны, уменьшить удельные габариты по сравнению с магноксовыми реакторами и повысить параметры пара и к. п. д. АЭС. Опыт эксплуатации реактора AGR в Уиндскейле использован для проектирования серии усовершенствованных реакторов суммарной мощностью около 8 млн. кВт. Предполагалось, что реакторы этого типа смогут надежно работать при температуре углекислоты до 675° С.

Кипящие реакторы с принудительной циркуляцией теплоносителей получили широкое распространение за рубежом. В таких реакторах используется двухступенчатая система сепарации влаги.