сравнение эффективности различных теплоносителей

Федеральное Агентство по образованию РФ Томский Политехнический Университет Физико-технический факультет Кафедра 21 Сравнительный анализ эффективности различных теплоносителей Реферат по дисциплине Материалы ядерных установок Выполнил Студент гр. 0830 Кузин А.С. Проверил Преподаватель

Степанов Б.П. Томск-2006 Содержание Введение 1. Требования к теплоносителям 2. Виды теплоносителей 1. Газовые теплоносители 2. Вода 3. Жидкие металлы 4. Органические материалы 5. Неорганические материалы 3. Особенности использования газовых теплоносителей 4. Особенности использования ЖМТ 5. Особенности использования органических теплоносителей 16 6.

Особенности использования водных теплоносителей 17 Заключение 19 Приложения 21 Список литературы 23 Введение Эксплуатация теплоносителей энергетических ядерных реакторов существенно отличается от эксплуатации теплоносителей в обычных теплоэнергетических установках. Это связано с особенностями конструкции реакторов, схемами преобразования тепла в электрическую энергию,

а также с действием радиоактивных излучений на теплоноситель. При выборе теплоносителя для энергетического ядерного реактора необходимо учитывать многие свойства теплоносителей, которые не имеют значения при проектировании обычных тепловых установок. Например, практически любой теплоноситель после некоторого времени его эксплуатации в ядерном реакторе становится радиоактивным. Величина радиоактивности теплоносителя часто оказывается столь высокой, что

необходимы специальные меры защиты обслуживающего персонала от вредного воздействия излучений. Надежная длительная эксплуатация ядерного реактора может быть осуществлена только в том случае, если обеспечивается достаточно интенсивный отвод тепла от ядерного горючего и замедлителя. В противном случае температура в активной зоне реактора может подняться до недопустимо высоких значений, что приведет к разрушению реактора. Интенсивность отвода тепла от горючего в большой мере определяется

теплофизическими свойствами теплоносителя, основными из которых являются плотность, теплоемкость, теплопроводность и вязкость. Кроме этих тепловых свойств, при выборе теплоносителя энергетической ядерной установки необходимо учитывать давление его насыщенных паров, величина которого часто определяет давление в контуре теплоносителя, а иногда и в корпусе реактора, если в качестве замедлителя нейтронов используется вещество самого теплоносителя. Теплофизические свойства теплоносителей весьма различны и существенно зависят от температуры и давления.

Поэтому может оказаться, что определенный теплоноситель, являющийся вполне удовлетворительным по своим тепловым свойствам при одних температурах и давлениях, может оказаться совершенно непригодным при других. Например, вода мало применима в высокотемпературных реакторах, так как ее использование требует создания большого давления в контуре. Наоборот, при умеренных температурах, когда давление ее насыщенного пара сравнительно невелико, вода является вполне пригодным теплоносителем.

Одной из важных инженерных проблем ядерной энергетики является проблема выбора конструкционных материалов, устойчивых к коррозионному воздействию теплоносителя. Вопросы коррозионной устойчивости конструкционных материалов в энергетических ядерных установках являются более сложными, чем в обычных. Это обусловлено тем, что, во-первых, значительная коррозия конструкционных материалов может привести не только к выводу из строя отдельных узлов реактора, но и к опасному загрязнению

теплоносителя радиоактивными продуктами коррозии во-вторых, вследствие радиолиза теплоносителя, в нем могут появиться вещества, обладающие значительно большей коррозионной активностью по отношению к выбранному конструкционному материалу, чем вещество теплоносителя. Например, при применении в качестве теплоносителя даже полностью деаэрированной чистой воды при работе реактора нельзя избежать появления в ней свободного кислорода, который является окислителем.

Вода является наиболее распространенным теплоносителем в энергетических ядерных установках. Ее широкое использование обусловлено рядом причин. Во-первых, по своим ядерно-физическим и теплопередающим свойствам вода является одним из лучших теплоносителей. Во-вторых, запасы воды практически неограниченны, ее стоимость незначительна и она имеется всюду. И, наконец, в энергетике накоплен большой опыт по использованию воды и ее пара в теплоэнергетических

установках получение чистой воды, не содержащей растворенных солей и газов, выбор соответствующих конструкционных материалов и т.п С развитием химической промышленности в качестве теплоносителей в различного рода теплотехнических установках все большее практическое применение находят органические жидкости. В настоящее время они уже довольно широко используются в ядерной энергетике. Преимущества использования в ядерной энергетике органических теплоносителей по сравнению с водой заключаются

в следующем. Во-первых, многие углеводороды обладают значительно более низким давлением насыщенного пара, чем вода при той же температуре, что позволяет осуществить высокотемпературный теплоэнергетический цикл при низком давлении теплоносителя в контуре. Во-вторых, углеводороды, как правило, химически пассивны ко многим конструкционным материалам, что позволяет использовать в установках обычные углеродистые стали и другие доступные и дешевые материалы. Углеводороды практически не взаимодействуют с ураном.

Кроме того, наведенная радиационная активность углеводородов незначительна. Основной недостаток органических соединений заключается в их сравнительно низкой термической и радиационной стойкости. Именно по этой причине использование углеводородов в ядерной энергетике существенно задержалось. Проведенные в последние годы исследования показали, что среди органических соединений имеются вещества, обладающие достаточной термической и радиационной стойкостью, и их можно применять в ядерной энергетике.

Весьма перспективным является использование в качестве теплоносителей энергетических ядерных реакторов жидких металлов, хотя еще нет крупных энергетических установок, работающих с жидкометаллическим охлаждением. Опыт эксплуатации экспериментальных реакторов убеждает в том, что в недалеком будущем такие реакторы будут созданы. Это будут ядерные реакторы на промежуточных или быстрых нейтронах. Имеется большое количество газов, пригодных для использования в качестве теплоносителей энергетических

установок. Однако только три газа представляют в настоящее время практический интерес для энергетических ядерных реакторов гелий, углекислый газ и воздух. Недостаточно высокая термическая устойчивость не позволяет применять в качестве теплоносителей многоатомные газы и пары большинства органических веществ, так как уже при температурах порядка 500оС они существенно диссоциируют или разлагаются. Из-за существенного коррозионного воздействия практически неприменимы такие химически активные газы,

как кислород, водород, окись углерода и др. Неблагоприятные свойства ядер атомов, малая доступность, дороговизна и другие причины ограничивают применение таких инертных газов, как неон, ксенон, аргон и др. Таким образом, имеется большое число разнообразных веществ, которые могут быть использованы в качестве теплоносителя. Прежде чем остановиться на каком-либо конкретном веществе, необходимо рассмотреть его свойства, сопоставить их с аналогичными свойствами других веществ, которые могут быть использованы

для охлаждения, и выяснить его преимущества. Только тщательный анализ всех особенностей выбранного теплоносителя позволит экономично, длительно и безопасно эксплуатировать энергетическую ядерную установку. Требования Независимо от назначения ядерного реактора тепло, выделяющееся в процессе деления ядер, должно отводиться со скоростью, обеспечивающей предупреждение перегрева в рабочей зоне реактора выше предельной температуры, определяемой свойствами компонентов активной зоны реактора.

Это тепло может быть первичным или вторичным продуктом работы реактора и может в дальнейшем использоваться или просто удаляться. В любом случае для отвода тепла существенную роль играет теплопередающая среда. Эта среда по необходимости является жидкой или газообразной. К жидким материалам-охладителям относятся вода и водные растворы, металлические расплавы, органические и неорганические жидкие охладители. Некоторые материалы, представляющие каждую из этих групп, использовались

в реакторах, либо рассматривался вопрос о применении их в реакторах. При выборе материала для использования в качестве охладителя учитываются следующие требуемые характеристики 1 низкая точка плавления 2 высокая точка кипения 3 малая стоимость 4 совместимость с обычными материалами 5 высокий коэффициент теплопередачи 6 малая стоимость перекачивания 7 тепловая устойчивость 8 стойкость к воздействию излучений 9 низкая искусственная наведенная радиоактивность.

Если используется ядерный реактор на тепловых нейтронах, то важны еще две дополнительный характеристики 10 малое сечение захвата нейтронов 11 замедляющая способность охладителя. ТЕМПЕРАТУРА ПЛАВЛЕНИЯ. Температура плавления имеет значение только для жидких материалов. Наиболее очевидным преимуществом низкой температуры плавления является удобство работы реактора. Высокая температура плавления потребует наличия вспомогательной и нагревательной системы для обеспечения

плавления охладителя до пуска реактора и усложнит охлаждающую систему. Имеют значение и некоторые другие факторы при работе реактора, определяющие предел температуры плавления охладителя. Они могут быть весьма сложными, особенно в случае с энергетическим реактором. Например, большинство горючих материалов имеет определенную максимально допустимую температуру для урановых сплавов она, например, составляет около 650оС.

При этих условиях температура охладителя на входе должна быть от 150 до 250оС, чтобы обеспечить достаточный перепад температур для эффективной работы между топливом и охладителем. В теплообменнике энергосистемы существует возможность замораживания охладителя в бойлере, если точка замерзания охладителя выше, чем температура поступающей в бойлер питающей воды. ТОЧКА КИПЕНИЯ. Ограничиваясь рассмотрением энергетических реакторов, следует отметить, что для эффективного

преобразования тепловой энергии реактора в электрическую энергию необходимо максимально возможная температура охладителя на выходе. Если эта максимальная температура не определяется наивысшей допустимой температурой горючего или соображениями коррозии, то она определяется точкой кипения охладителя. Точка кипения может быть, конечно, повышена путем увеличения давления в системе циркуляции охладителя. Однако это усложняет конструкцию и работу реактора и увеличивает общую стоимость системы.

Следовательно, желательно выбрать охладитель таким образом, чтобы максимальная его температура на выходе определялась не точкой кипения охладителя, а рабочей температурой топливного элемента. СТОИМОСТЬ. Желательность применения более дешевого охладителя очевидна. Объем охладителя в большом энергетическом реакторе значителен, и его стоимость как часть стоимости реактора оказывает прямое влияние на стоимость производимой энергии.

СОВМЕСТИМОСТЬ. Проблема коррозионного влияния охладителя на материалы трубопровода, вентилей, насосов и теплообменника теплопередающей системы очевидна. Стоимость компонентов этой системы составляет значительную часть стоимости реактора, а замена их может оказаться дорогой операцией. Поэтому важно, чтобы коррозионное влияние охладителя на материал конструкции охладительной системы было минимальным. Соображения стоимости также заставляют применять в конструкции

обычные материалы. В системах охлаждения реакторов находят применение нержавеющие стали или некоторые никелевые сплавы. Различие в стоимости этих материалов и в стоимости циркония, молибдена и подобных им металлов заставляет использовать последние только по весьма специальным назначениям. ТЕПЛОПЕРЕДАЧА. Общая эффективность реактора в значительной степени зависит от коэффициента теплопередачи охладителя. Высокий коэффициент теплопередачи охладителя дает возможность получить высокую удельную

мощность в активной зоне реактора. Этим сокращаются капитальные затраты на реактор и горючее. Теплопередающая поверхность теплообменников при использовании охладителя с высоким коэффициентом теплопередачи сокращается, что снижает стоимость реактора. Поскольку коэффициент теплопередачи определяется частично плотностью, удельной теплоемкостью и теплопроводностью, эти свойства следует учитывать при любой оценке охладителя. Другой важной характеристикой материала для охладителя, зависящей от его физических свойств,

является энергия, требуемая на перекачивание охладителя. Ясно, что не экономично тратить большой процент общей производимой энергии в энергетическом реакторе на перекачивание охладителя. В этом случае важными факторами оказываются плотность, удельная теплоемкость и вязкость охладителя. ТЕПЛОВАЯ УСТОЙЧИВОСТЬ ПРОТИВ ВОЗДЕЙСТВИЯ ИЗЛУЧЕНИЙ. Тепловая устойчивость против воздействия излучений является необходимым свойством

охладителя. Любое нарушение состава материала не только изменяет его свойства как охладителя, но и может вызвать серьезные осложнения в работе реактора. Эти осложнения могут возникнуть, например, в результате образования газов, вызывающих повышение давления в системе, или в результате образования осадков на поверхностях теплообменника, что изменяет скорость теплопередачи через эти поверхности. ИСКУССТВЕННАЯ РАДИОАКТИВНОСТЬ. Затраты на защиту частей системы теплообменника, открытых по отношению

к активной зоне реактора, определяются радиоактивностью, наводимой в охладителе. Наличие радиоактивности требует дополнительную защиту и осложняет ремонт системы, особенно теплообменника. Поэтому образование долгоживущих и радиоактивных изотопов в охладителе весьма нежелательно и возможность образования их должна учитываться при выборе охлаждающей среды. ЗАХВАТ НЕЙТРОНОВ. Поскольку использование нейтронов с полезной целью оказывает огромное влияние на

общую стоимость получаемой в реакторе энергии, нужно добиваться присутствия в ядерном реакторе на тепловых нейтронах минимальных количеств элементов, способствующих паразитному захвату нейтронов. Так как величина объема охладителя стоит на втором месте после объема замедлителя, очевидна важность значения сечений захвата нейтронов ядрами атомов, присутствующих в массе охладителя. Отсюда ясны преимущества малого сечения поглощения нейтронов в охладителе.

Так как полное сечение захвата нейтронов зависит от объема материала, такие свойства, как удельная теплоемкость и коэффициент теплопередачи, оказывающие влияние на этот объем, необходимо одновременно учитывать при оценке качества охладителя. ЗАМЕДЛЯЮЩАЯ СПОСОБНОСТЬ. Ядерные реакторы на тепловых нейтронах имеют определенное преимущество, если охладитель в них способен выполнять функции замедлителя. Применение охладителя, одновременно являющегося замедлителем,

привело бы к значительному сокращению размеров, а следовательно, и стоимости реактора. Кроме того, высокая замедляющая способность охладителя желательна с точки зрения увеличения коэффициента безопасности реактора, так как она создает возможность потери радиоактивности одновременно с утечкой части охладителя в случае аварии. Для реактора, работающего на быстрых нейтронах, любая повышенная способность охладителя замедлять нейтроны является недостатком.

В этом реакторе необходимо всемерно избегать потери энергии нейтронов деления до их захвата. Любой материал, который может способствовать такой потере энергии, автоматически должен исключаться из рассмотрения. Другим фактором, заслуживающим внимания при выборе охладителя для энергетических реакторов, является проблема возможной реакции охладителя с работающей жидкостью обычно с водой. Передача тепла от охладителя реактора к воде осуществляется в теплообменнике, где возможен контакт

между этими двумя жидкостями в случае утечки. Сильная реакция между этими жидкостями может вызвать серьезные повреждения теплообменника и, кроме того, привести к рассеянию радиоактивности, если охладитель обладает искусственной радиоактивностью. Там, где такая реакция возможна, требуются дополнительные затраты на промежуточную охлаждающую петлю, содержащую жидкость, инертную по отношению как к основному охладителю, так и к рабочей жидкости. Выбор материалов, представляющих интерес для применения в качестве охладителей,

в значительной степени зависит от назначения реактора. Обычно в качестве критериев при рассмотрении потенциальных материалов для охладителя принимают произвольный предел 250-260оС для значения точки плавления и максимальное микроскопическое сечение поглощения нейтронов охладителем около 0,3 см-1. Виды теплоносителей Газовые теплоносители На ранней стадии разработок реакторов часто рассматривалась возможность использования воздуха в качестве

охладителя для реактора. В действительности воздух использовался первоначально в Стэгфилдском реакторе, а позднее в Брукхейвенском исследовательском реакторе. Однако по мере увеличения мощности реактора низкий коэффициент передачи тепла воздухом приобрел важное значение. Стало ясно, что в энергетических реакторах энергия, поглощаемая при перекачке воздуха через систему охлаждения, будет составлять значительную часть общей производимой энергии.

Дополнительный недостаток воздуха как охладителя заключается в возникновении химической реакции при повышенных температурах между кислородом и азотом, с одной стороны, и компонентами в активной зоне и конструкции реактора с другой. Следовательно, использование воздуха в качестве охладителя ограничивается исследовательскими реакторами с малой мощностью, отнесенной к единице объема, где неэффективность применения воздуха в качестве охладителя возмещается простотой системы.

Искусственная радиоактивность воздуха является результатом образования аргона и относительно несущественна, так что воздух может быть выпущен через высокую дымовую трубу. Водород представляет интерес с точки зрения требований теплопередачи и небольшой затраты энергии на его перекачку, а также в отношении малого сечения поглощения нейтронов. Однако опасность взрывов в связи с возможной утечкой водорода из закрытой системы очень велика.

В дополнение к этому содержание водорода при повышенных температурах и давлении является трудной проблемой и требует применения для баллонов и трубопроводов специальных материалов, не подверженных водородной хрупкости. Хотя гелий и менее интересен с точки зрения теплопередачи, чем водород, благоприятная характеристика низкое сечение поглощения нейтронов и химическая инертность делают заманчивым его использование в качестве охладителя. Поэтому возможность применения гелия как охладителя серьезно исследовалась.

Однако высокая стоимость гелия является существенным недостатком, вследствие чего, а также в связи с проблемами герметизации системы высокого давления гелий в качестве рабочего охладителя реактора не использовался. С другой стороны, возможность использования гелия должна учитываться в будущем в усовершенствованных конструкциях, особенно в газотурбинных энергосистемах с замкнутым циклом. В настоящее время наиболее широко используемым газообразным охладителем является двуокись углерода.

Это объясняется успешной работой энергетических реакторов типа реактора Колдер-холл, построенных в Великобритании. Хотя в реакторе этого типа имеются недостатки в системах теплопередачи, но невысокие затраты энергии на перекачку охладителя, низкое сечение поглощения нейтронов охладителем, надежность, малая стоимость и химическая совместимость двуокиси углерода с компонентами активной зоны перевешивают эти недостатки. Азот, конечно, заслуживал бы внимания как охладитель, если

бы не его неблагоприятная ядерная характеристика. У азота не только исключительно большое сечение поглощения нейтронов, но, кроме того, образование С14 при действии нейтронного потока на азот приводит к проблеме наведенной активности, которую нельзя игнорировать. Вода Вода, очевидно, является наиболее известным из теплоотводящих материалов, особенно в области электроэнергетики. Вода представляет интерес в качестве охладителя для ядерных реакторов.

Она дешева. Ядерные свойства воды удовлетворительны как в отношении сечения поглощения нейтронов, так и в отношении искусственной радиоактивности. Особенно важным является то обстоятельство, что вода в реакторах некоторых конструкций может служить одновременно замедлителем и охладителем. Эти свойства воды используют в реакторе для испытания материалов, в реакторе на тепловых нейтронах для энергосиловой установки подводной лодки Наутилус и в реакторе, охлаждаемом водой под давлением.

Потребление энергии для перекачивания воды сравнительно невелико, что является определенным преимуществом воды перед газообразными охладителями. Об этом преимуществе можно судить по тому, что для эквивалентного отвода тепла потребность энергии на откачку воды составляет примерно 110 потребности в энергии для откачивания газообразного охладителя при давлении 10 атм. Однако вода как охладитель имеет ряд серьезных недостатков. Относительно низкая точка кипения является важным недостатком воды при использовании ее в энергетических

реакторах. Тепловой КПД системы съема тепла, выделяющегося в реакторе, непосредственно зависит от температуры охладителя. В энергетических реакторах неизбежно повышение температуры охладителя выше точки кипения воды при атмосферном давлении. Это потребует увеличения давления в системе охлаждения с вытекающими отсюда проблемами. Такие системы являются частью энергосилового реактора Наутилуса и реакторов, охлаждаемых водой под давлением.

Независимо от усложнений механического характера, возникающих в системах, охлаждаемых водой под давлением, коррозионная активность воды при таких условиях становится особенно угрожающей. Материалы конструкции таких систем должны отвечать требованиям высокой коррозионной устойчивости наряду со способностью выдерживать напряжения, возникающие при высоких давлениях. Большое внимание должно быть уделено явлению радиационного разложения воды.

Хотя это разложение можно свести к минимуму с помощью соответствующей очистки воды, оно, тем не менее, представляет собой важную проблему, особенно в системах с большой плотностью нейтронов в активной зоне. Способность воды служить одновременно охладителем и замедлителем была, как указывалось, использована в ряде конструкций реакторов. Эффективность такого двойного применения может быть во много раз увеличена применением так называемой тяжелой воды, т.е. воды, содержащей дейтерий.

Дейтерий обладает сечением захвата, примерно в тысячу раз меньшим, чем природный водород, и соответственно увеличенной способностью замедлять нейтроны. Таким образом, реакторы на тяжелой воде могут работать на природном уране, не требуя более дорогого обогащенного ураном-235 топливного материала, который необходим при обычной воде. До настоящего времени высокая стоимость тяжелой воды ограничивала ее использование. Недавно испытанная конструкция реактора, в котором в качестве охладителя применена вода и вместе с

тем исключена проблема увеличения давления, получает ее большее одобрение. Это реактор типа водяной котел, в котором воде предоставляется возможность кипеть в активной зоне. В реакторе используется скрытая теплота кипения воды. Такая система имеет много достоинств, главным из которых является непосредственное образование пара и устранение теплообменников, а также сокращение затрат энергии на перекачку наряду с упомянутым устранением

усложнений, возникающих при увеличении давления. Кроме того, было найдено, что образование пузырьков пара приводит к тому, что реактор может стать самоуправляющимся. Жидкие металлические охладители При турбулентном течении жидкостей в трубах передача тепла осуществляется как за счет турбулентного перемешивания потока, так и путм молекулярной теплопроводности теплоносителя. Жидкометаллические теплоносители обладают лучшей по сравнению с другими теплоносителями молекулярной

теплопроводностью. Это определяет бомльшую долю тепла, переносимого за счт теплопроводности, и обеспечивает лучшие теплопередающие свойства жидких металлов, что в основном и определяет их широкое использование в качестве теплоносителей. Жидкие металлы являются единственными теплоносителями, удовлетворяющими всем требованиям в отношении теплоотвода и ядерных свойств, предъявляемым к энергетическим реакторам на промежуточных и быстрых нейтронах, а также к реакторам-размножителям.

Высокая точка кипения, значительная теплоемкость и хорошая теплопроводность являются существенными свойствами хороших охладителей. Чтобы выбрать охладитель, обладающий этими качествами, одновременно обеспечив его соответствующие ядерные характеристики, необходим тщательный анализ свойств имеющихся материалов. Висмут и свинец обладают малыми сечениями поглощения нейтронов, можно применить материалы с еще более низкой температурой плавления, получаемые при сплавлении этих обоих металлов.

Эвтектический сплав Pb Bi содержит 44,5 вес. свинца и 54,5 вес. висмута и плавится при 125 С. Подобное же снижение точки плавления может быть достигнуто сплавлением между собою натрия и калия с образованием сплавов, содержащих от 45 до 85 калия. Эти сплавы имеют точки плавления от 10 до -12 С. Благодаря относительно большому поперечному сечению калия концентрацию сплавов NaK для реакторов обычно выбирают в области, более богатой натрием.

После выбора металлов и сплавов, обладающих удовлетворительным сочетанием значений точек плавления и сечений захвата, целесообразность их применения в качестве охладителей должна быть установлена на основании их способности служить в качестве теплопередающих сред. Физическими свойствами, которые следует учитывать при определении этого, являются молекулярный вес, теплоемкость, теплопроводность и плотность. Китцес вывел, как он его назвал, коэффициент выигрыша в

затрате энергии на перекачку. Этот коэффициент служит для сопоставления качеств различных материалов и дает возможность оценить относительную эффективность различных жидкостей как охладителей. Этот коэффициент рассчитывают с помощью следующего выражения H где М молекулярный вес С теплоемкость k теплопроводность ДT произвольно выбранный диапазон температур между точкой плавления и 650

С т удельный вес у сечение захвата тепловых нейтронов. Если рассматриваются реакторы на тепловых нейтронах, то, как видно из таблицы 2, внимания заслуживает только тяжелый изотоп лития Li7. Этот изотоп содержится в количестве 92,5 в природном литии и может быть отделен от Li6, имеющего большее сечение. В настоящее время затраты на разделение изотопов Li7 и Li6 исключительно велики и поэтому Li7 может использоваться только для весьма специальных целей.

Для использования в реакторах на быстрых нейтронах литий представляет интересные возможности, если не учитывать, конечно, вопросы коррозии. Использование висмута в конструкции реактора вкратце рассматривалось в связи с проблемой жидких металлических топлив. Благоприятная характеристика висмута при использовании его в качестве охладителя заставляет вновь рассмотреть его. Кроме эффектов коррозии, которые в случае применения висмута не являются серьезными, наиболее важным

недостатком висмута и его сплавов как охладителей являются изменения, происходящие в висмуте под действием радиации. Bi209, из которого состоит весь природный висмут, подвергается реакции п, у при облучении его нейтронами, причем образуется Bi210 радий Е. Изотоп Bi210 излучает в-частицы и обладает пятидневным периодом полураспада с образованием в итоге изотопа Ро210. Последний изотоп испускает б-частицы большой энергии и обладает периодом полураспада 138 дней.

Он очень токсичен и является одним из наиболее сильных известных физиологических ядов. В случае использования висмута в качестве основы жидкого топлива необходимо принимать меры предосторожности против активности продуктов деления и одновременно против действия полония. Однако присутствие такого токсичного вещества, как Po210 в охладителе значительно осложняет эксплуатацию системы.

Все эти проблемы могут быть разрешены на практике. Висмут и эвтектический сплав свинца и висмута могут найти применение в реакторах, работающих при таких температурах, когда преимущества, даваемые высокой температурой кипения охладителя, оправдывают затраты на предохранительные мероприятия при обращении с облученным висмутом. Как указывалось, тот факт, что висмут расширяется при затвердевании, создает дополнительную трудность,

которая должна учитываться при конструировании системы циркуляции теплоносителя при использовании висмута. В рассматриваемой системе должны быть приняты меры предосторожности, чтобы охладитель никогда не смог бы затвердевать. Затвердевание охладителя и связанный с этим эффект расширения висмута могут привести к разрушению теплообменника и ряда других элементов конструкции реактора. В отношении величины нейтронного сечения и характеристики теплопередачи жидкий натрий наиболее интересный

материал для охладителя. Фактически это единственный металл, нашедший действительное применение в ряде уже построенных и действующих реакторов. Реактор на промежуточных нейтронах для энергосиловой установки подводной лодки Морской волк, как и его наземный прототип, имеют натриевое охлаждение. Натрий используется также в экспериментальном реакторе с графитовым замедлителем и натриевым охлаждением, и будет использован в реакторе того же типа в натуральном масштабе.

В экспериментальном реакторе-размножителе в качестве охладителя применен сплав натрия и калия. Этот реактор является реактором на быстрых нейтронах, и в нем недопустим охладитель, обладающий сколько-нибудь значительным замедляющим действием. В этих условиях необходим жидкий металлический охладитель, а низкая способность замедлять нейтроны, характерная для сплавов NaK, делает их применение в реакторах на быстрых нейтронах особенно выгодным.

Кроме вопросов коррозии, которые будут рассматриваться ниже, наиболее серьезные трудности при использовании натрия и сплавов NaK связаны с их высокой активностью, возникновением значительной наведенной радиоактивности и стремлением просачиваться через контейнер. Поскольку в энергетических системах тепло должно быть передано воде для образования пара, конструкция теплообменника, в котором теплоносителем служит натрий или сплав NaK, оказывается сложной. Особое внимание должно быть уделено серьезным последствиям, которые могут

возникнуть в реакторе, если вследствие утечки создастся контакт воды с натрием. Химические свойства натрия хорошо известны, особенно высокая скорость, с которой он реагирует с воздухом и с водой. Естественно, что эти свойства усиливаются при повышении температуры. Поэтому в натриевой системе охлаждения должна быть предусмотрена оболочка из инертных газов, а также приняты меры против возможного контакта натрия с водой.

Последнее требование связано, как указывалось, с конструкцией теплообменника. Обычное решение этой проблемы привело к использованию промежуточного слоя жидкости, как, например, ртути между натрием и водой. Необходимость изолирования воды в свою очередь выдвигает проблемы охлаждения ряда других элементов конструкции реактора регулирующих стержней и экранов, например, с помощью органических веществ. Несмотря на относительно малое сечение захвата нейтронов натрием, проблема наведенной радиоактивности

для натрия имеет значение. При захвате нейтрона Na23 превращается в Na24. Изотоп Na24 распадается с испусканием в-частиц. Он является также источником г-квантов большой энергии. Это заставляет принимать меры биологической защиты. В системе с натриевым охлаждением необходимо предусмотреть, кроме защиты активной зоны, биологическую

защиту всей теплопередающей системы, внешней по отношению к активной зоне. Таким образом не только увеличиваются общие затраты, но и осложняется в определенной степени эксплуатация реактора. К счастью, период полураспада Na23 составляет лишь 12,5 ч. Это до некоторой степени упрощает задачу благодаря тому, что период спадания радиоактивности облученного нейтронами натрия до допустимого ее уровня не очень велик.

Высокая химическая активность натрия требует герметизации системы охлаждения. К сожалению, свойства натрия усложняют техническое решение этой задачи. По-видимому, вследствие сочетания низкой вязкости, небольшого удельного веса, малого поверхностного натяжения и характеристик смачивания различных твердых тел жидким натрием, последний может просачиваться через исключительно малые отверстия. В системах, которые считаются герметичными при комнатной температуре,

может обнаруживаться утечка натрия при повышенной температуре. Натрий может просачиваться через поверхности раздела между зернами аустенита и включениями карбидов в нержавеющей стали. Перечисленные обстоятельства требуют особого внимания при конструировании любой системы, в которой должен содержаться жидкий натрий при повышенной температуре. Некоторое внимание в отношении возможности использования в качестве охладителя уделялось олову, главным

образом благодаря его необычайно высокой температуре кипения, равной 2270С. Это свойство олова может быть использовано только в реакторах, работающих при очень высокой температуре в активной зоне. Однако исследования в области изучения применения олова как охладителя были весьма ограниченными. Невозможность эффективного использования таких высоких температур в конструкциях реакторов является определенной помехой для применения олова в качестве охладителя.

Вопросы коррозии при использовании олова в качестве охладителя являются весьма серьезными, и в связи с ограниченными возможностями рационального применения олова в системах охлаждения в реакторах исследований в этой области проводилось мало. Некоторые ядерные и теплофизические свойства жидких металлов, нашедших применение в технике реакторостроения, приведены в таблице 3. Органические охладители Некоторые органические материалы как охладители имеют определенное преимущество

перед водой благодаря своим более высоким точкам кипения. Независимо от этого высокие замедляющие свойства органических соединений делают особенно перспективными применение их в качестве охладителей. Другим достоинством органических соединений является то, что соединения-углеводороды в общем не склонны стимулировать развитие коррозии металлов и имеют очень низкий уровень искусственной радиоактивности. Все эти факторы действуют в направлении сокращения общих размеров и стоимости

реактора. Основные недостатки углеводородов связаны с относительно невысокой их тепловой устойчивостью и невысокой стойкостью против воздействия излучений. Кроме того, теплопередающие свойства углеводородов не очень благоприятны по сравнению с водой, главным образом из-за низкой теплопроводности. При конструировании реакторов представляют интерес компактные устройства небольших размеров. С этой точки зрения органические материалы заслуживают внимания для использования

в качестве охладителей и одновременно замедлителей. В США была осуществлена обширная программа исследований для определения номенклатуры соединений, обладающих достаточной устойчивостью. В результате было установлено, что бензольное ядро имеет наибольшую стойкость против воздействия излучений. В связи с этим было проведено исследование фенилов дифенила и трифенила как охладителей. Фрейнд выяснил следующие достоинства и недостатки дифенила при использовании его в

качестве охладителя. Достоинства 1. Низкое давление пара. Точка кипения дифенила 255 Спри еще небольшом давлении пара все же выше критическойтемпературы воды. 2. Отсутствие значительной наведенной радиоактивности,поскольку углерод и водород являются единственными компонентами чистого материала. 3. Малая коррозия. Слабое коррозионное воздействие дифенилана металлы дает возможность использовать в охлаждающихсистемах

более обычные материалы и уменьшает значение проблемыплакирования топлива, поскольку дифенил совместим с ураноми его сплавами. Недостатки 1. Радиационные и химические повреждения. Дифенил переходит путем полимеризации в цепные высокомолекулярные соединения, обладающие менее благоприятными свойствами. То же самое касается теплового повреждения. Было установлено, что температура 430 С, очевидно, является максимально допустимой температурой на

поверхности горючего при его контакте с охла- дителем. 2. Низкая характеристика теплопередачи. Как указывалосьранее, низкая теплопроводность органических материалов в общемограничивает значение коэффициента теплопередачи. Для дифенилов этот коэффициент составляет приблизительно 22 соответствующего коэффициента воды при 275 С. Это частично компенсируется более высокими рабочими температурами.

3. Высокая точка плавления. Точка плавления дифенила80 С. Это требует нагревания его извне при пуске реактора.Точку плавления органического охладителя, однако, можнопонизить путем использования эвтектических смесей Д1 фенилаи трифенила без серьезного ухудшения их других свойств. Результаты этих предварительных исследований наряду с потенциальными преимуществами реактора с органическим

охладителем и замедлителем послужили основанием для одобрения Комиссией по атомной энергии проекта постройки экспериментального реактора. В настоящее время завершается установка экспериментального реактора с органическим замедлителем в поселке Арко шт. Айдахо. Ожидают, что данные, которые будут получены при работе этого реактора, докажут целесообразность практического использования подобной системы. Неорганические материалы

Четвертая группа материалов, которые могут рассматриваться с точки зрения применения в качестве охладителей, включает расплавленные соли и гидраты окислов. Сплавы солей не являются обычным теплопередающим материалом в промышленности. Их применение связано с повышенными температурами, и в этом отношении они должны иметь преимущества перед жидкими металлами. Фактически такие преимущества должны быть связаны с возможным увеличением замедляющей способности охладителя и потенциальным увеличением безопасности.

Однако расплавы солей обладают относительно низкой характеристикой теплопередачи и высокой коррозионной активностью. Интенсивные исследования в области разработки материалов для реактора, работающих при высокой температуре активной зоны, проводились как часть программы по созданию авиационного ядерного двигателя. Поэтому опубликовано очень мало данных, относящихся к применению в реакторах расплавленных солей как охладителей. Выше указывалось на сообщение о том, что экспериментальный авиационный реактор работал

при максимальной температуре 815С в течение нескольких сотен часов с охладителем, составленным из смеси фтористого натрия и фтористого калия. Никаких деталей не сообщалось, но было указано, что полученные результаты оправдывают дальнейшую работу. Гидрат окиси натрия может быть использован одновременно в качестве охладителя и замедлителя, и с этой точки зрения он тщательно исследовался. Однако пока гидрат окиси натрия еще не был использован ни в каком реакторе.

Симмонс и Станг отмечают следующие благоприятные свойства гидрата окиси натрия как жидкости, используемой в реакторах 1 хорошую замедляющую способность 2 хорошую устойчивость против повреждения от радиации 3 низкое давление паров гидрата окиси натрия при умеренновысоких температурах и 4 хорошие свойства в отношении передачи тепла по сравнениюс водой. Особенности использования газовых теплоносителей Несмотря на то, что энергетические ядерные установки с газовым охлаждением в настоящее время имеют

КПД несколько ниже, чем аналогичные установки с водой, органическими и жидкометаллическими теплоносителями, они нашли широкое практическое применение в ядерной энергетике. Это обусловлено тем, что реакторы с газовым охлаждением весьма перспективны, и поэтому не случаен тот большой интерес, который проявляется к реакторам этого типа во всех странах. Например, подсчитано, что для того чтобы атомная электростанция с газоохлаждаемыми реакторами могла

быть экономически сравнимой с современными тепловыми электростанциями, она должна иметь приблизительно следующие основные характеристики во-первых, тепловыделяющие элементы должны выдерживать температуру около 1100оС при температуре охлаждающего газа 850оС во-вторых, тепловая мощность электростанции должна быть равна 1100-1500 МВт. В настоящее время в США ведется строительство реактора с гелиевым охлаждением, рабочая температура тепловыделяющих элементов которого достигает 1100-1650оС.

Тепловая мощность реактора 1150 МВт, расчетный КПД 34,8. Очевидно, что уже в ближайшее время могут быть созданы более мощные реакторы, и тогда экономичность энергетических ядерных установок с газовым охлаждением приблизится к экономичности реакторов других типов. Применение газовых теплоносителей позволяет организовать одноконтурные теплоэнергетические циклы, что упрощает схему атомной электростанции и исключает дополнительное тепловое сопротивление, обусловленное

наличием промежуточных теплообменников. Применение в качестве теплоносителя газа высокого давления обеспечивает тепловые потоки и удельные мощности, сравнимые с соответствующими характеристиками лучших реакторов с жидкостным охлаждением, действующих в настоящее время. Большие возможности газоохлаждающих реакторов связаны с применением водорода. По общему мнению, технические проблемы, связанные с использованием водорода как теплоносителя энергетических

ядерных установок, трудны, но они не являются неразрешимыми. Энергетические ядерные установки с газовым охлаждением реактора обладают рядом благоприятных эксплуатационных характеристик. Например, газовые реакторы наиболее безопасны. Действительно, благодаря тому, что плотность газа при высоких температурах и сравнительно невысоких давлениях мала, весовое содержание газа в реакторе весьма невелико и поэтому поглощение тепловых нейтронов

газовым теплоносителем практически также мало. Результатом этого является то, что реактивность реактора с газовым теплоносителем практически не зависит от содержания теплоносителя в активной зоне реактора естественно, в некоторых допустимых пределах. Эта особенность реакторов с газовыми теплоносителями является их большим преимуществом перед реакторами других типов. Любая авария с контуром теплоносителя, приведшая к утечке газа из контура теплоносителя в зону реактора

или, наоборот, утечки газа из реактора, не скажется немедленно на реактивности реактора. Естественно, что утечка теплоносителя из контура и прекращение охлаждения активной зоны приведут к постепенному разогреву реактора и, в конечном счете, к его аварии. Однако благодаря тому, что этот процесс протекает весьма медленно, он является мало опасным, ибо обслуживающий персонал имеет время заметить этот процесс и принять необходимые меры для остановки реактора.

Таким образом, независимость реактивности реактора от содержания газового теплоносителя в нем означает практическую безопасность этих реакторов. В ряде случаев эти соображения могут играть решающую роль в выборе теплоносителя. Газовые теплоносители обладают небольшим захватом нейтронов, что приводит к возможности использовать в газоохлаждаемых реакторах в качестве горючего необогащенный природный уран. Поскольку газы имеют небольшую плотность и низкие значения объемной плотности и коэффициента теплопроводности,

для обеспечения необходимого теплосъема требуется пропускать через реактор значительные объемы газа. Это требует в свою очередь значительно больших проходных сечений в реакторе, больших температур тепловыделяющих элементов при заданной мощности реактора и больших затрат удельной мощности на перекачку теплоносителя. Все эти факторы являются нежелательными. Действительно, большие проходные сечения каналов теплоносителя в реакторе значительно увеличивают габариты его активной зоны, что ограничивает возможность создания

компактной конструкции установки и увеличивает потери нейтронов. При более высокой температуре работа тепловыделяющих элементов менее надежна. В случае газового охлаждения реактора затраты энергии на перекачку теплоносителя достигают величины около 20 выработанной энергии, в то время как для воды эта величина составляет 5-6. За счет значительных затрат на перекачку теплоносителя полный

КПД установки остается все же низким, несмотря на то, что тепловой КПД установки может быть высоким. Для улучшения теплопередающих свойств газов и уменьшения затрат на перекачку, а в конечном счете для получения большей полезной мощности от реакторов газовый теплоноситель обычно используют под давлением в несколько десятков атмосфер. Применение повышенных давлений требует создания надежной герметичности циркуляционного контура, что

является весьма сложной конструктивной задачей. В настоящее время давление газового теплоносителя в энергетических ядерных установках еще невелико и обычно не превышает нескольких десятков атмосфер. Однако совершенно очевидна тенденция к дальнейшему увеличению давления теплоносителя. Особенности использования жидкометаллических теплоносителей Применение жидких металлов для охлаждения реакторов обуславливает ряд особенностей в конструкции активной

зоны реактора, схеме энергетической установки и ее эксплуатации. Все жидкометаллические теплоносители не являются замедлителями, а некоторые из них весьма сильно поглощают тепловые нейтроны. Вследствие первой причины жидкометаллический теплоноситель никогда не может быть одновременно использован как замедлитель. Вследствие интенсивного поглощения тепловых нейтронов процентное содержание жидкометаллического теплоносителя в активной зоне реактора должно быть минимальным.

В действительных условиях содержание его обычно уменьшается до возможного предела. Требование небольшого объема теплоносителя определяет малую величину проходных сечений технологических каналов в активной зоне. В этих условиях для организации интенсивного отвода тепла необходимо допускать большие повышения температуры при значительной скорости потока теплоносителя. В современных реакторах с жидкометаллическим охлаждением температура теплоносителя при его прохождении

через реактор повышается на 100-120оС. Так как жидкие металлы имеют малую величину давления насыщенных паров, то максимальное давление в системе с жидкометаллическим теплоносителем определяется только потерей напора в контуре, которое обычно не превышает 7-8 ат. Низкое давление существенно упрощает конструкцию и эксплуатацию, как самого реактора, так и вспомогательного оборудования станции. Высокая температура кипения жидких металлов обеспечивает большую надежность в

работе реактора. Реакторную установку с жидкометаллическим теплоносителем существенно усложняют дополнительные устройства, необходимые по эксплуатационным условиям. Такими дополнительными устройствами являются установка для плавления твердого металла и передавливания расплавленного металла в теплообменный контур устройство для удаления окислов металла из циркуляционного контура ловушки для паров жидкого металла устройство для прогрева контура.

Высокая теплопроводность металлических жидкостей приводит к тому, что в стенках труб контура по их радиусу возникают значительные температурные перепады. При колебаниях температуры теплоносителя имеющих место при неустойчивой работе реактора и в период разогрева или охлаждения возможно появление резких изменений температурных напряжений в металле тепловые удары, что приводит к уменьшению прочности конструкционных материалов.

По этой причине ответственные детали оборудования должны рассчитываться на сопротивляемость тепловым ударам. Так как жидкометаллические теплоносители являются поглотителями тепловых нейтронов, реактивность реактора зависит от весового содержания жидкого металла в активной зоне. При уменьшении содержания теплоносителя в активной зоне поглощение им нейтронов уменьшается и, следовательно, реактивность возрастает. Если по каким-либо причинам произойдет непредусмотренное повышение рабочей

температуры теплоносителя, то за счет теплового расширения его весовое содержание уменьшится, что приведет к повышению мощности реактора. Особенности использования органических теплоносителей Энергетические ядерные установки с органическими теплоносителями подобны двухконтурным ядерным установкам с водяным теплоносителем, но обладают по сравнению с последними рядом преимуществ. Небольшое давление органического теплоносителя позволяет существенно уменьшить толщину стенок системы

теплообмена. Это приводит не только к увеличению надежности реакторной установки, но и к меньшей потере нейтронов за счет конструкционных материалов активной зоны реактора, так как сталь обладает сравнительно высоким поглощением медленных нейтронов. Так как органические теплоносители практически не корродируют конструкционные материалы, то в качестве последних как в активной зоне, так и в циркуляционном контуре возможно применение таких технически легко доступных и дешевых материалов, как углеродистая сталь и

т.п. Невысокая наведенная радиоактивность органического теплоносителя требует минимальной биологической защиты. В данном случае ее роль сводится к защите от радиоактивных ядер, которые могут попасть в теплоноситель либо в процессе заполнения контура, либо в процессе эксплуатации реактора. Слабое взаимодействие органического теплоносителя с двуокисью урана и другими его соединениями, а также с водой обеспечивает безопасность эксплуатации установки.

Повреждение покрытия тепловыделяющего элемента не приведет к опасности высвобождения большого количества химической энергии. Возможность использования одного и того же органического соединения в качестве теплоносителя и замедлителя позволяет создать простую и компактную конструкцию активной зоны реактора. При этом физико-химические свойства органического замедлителя часто обеспечивают отрицательный температурный коэффициент реактивности. Если температура в активной зоне реактора по каким-либо причинам увеличится

сверх допустимой, цепная реакция прекратится, и температура в активной зоне снова снизится. Это обстоятельство обеспечивает стабильность работы реактора. Конструкции, рассчитанные на низкое давление, и легкая биологическая защита очень благоприятно сказываются на общем весе установки и делают ее весьма пригодной для транспортных целей, в частности в качестве силовых установок для морских судов. Так как полифенилы состоят из углерода и водорода, наведенная радиоактивность

чистого органического теплоносителя очень мала. В практических условиях наведенная радиоактивность органического теплоносителя определяется в основном радиоактивностью различных примесей. Эти примеси могут попасть в теплоноситель из-за недостаточной предварительной очистки его. Поэтому органический теплоноситель предварительно должен быть тщательно очищен. Большой опыт эксплуатации нагревательных установок с органическими теплоносителями, накопленный в нефтяной

и химической областях промышленности в условиях подобных температур и давлений, облегчает проектирование и эксплуатацию ядерных реакторов с органическими теплоносителями. Основные недостатки реакторов с органическими теплоносителями обусловлены заниженными по сравнению с водой теплопередающими свойствами углеводородов и их термическим и радиационным разложением. Первый недостаток может быть частично компенсирован созданием в активной зоне больших поверхностей

теплосъема и больших температурных перепадов. Высокая температура кипения полифенилов позволяет иметь температурные напоры, по крайней мере, в 2 раза превышающие напоры, которые обычно принимаются для водяных систем, не опасаясь поверхностного кипения. Это приводит к увеличению интенсивности теплоотвода. Разложение теплоносителя в условиях ядерного реактора с образованием полимеров приводит к ухудшению теплообмена. Для уменьшения доли полимера в работающем теплоносителе производится систематическая подпитка

контура исходным веществом. Особенности использования водных теплоносителей Применение воды в качестве теплоносителя ядерного реактора обуславливает некоторые особенности конструкции и эксплуатации энергетической установки. Прежде всего, необходимо отметить, что благоприятные ядерные свойства воды позволяют применять ее одновременно и в качестве теплоносителя, и в качестве замедлителя это упрощает и делает более компактной активную зону реактора.

Хорошие теплопередающие свойства воды обеспечивают интенсивный отвод тепла от тепловыделяющих элементов. Доступность воды, практическая независимость ее свойств от радиоактивного излучения и колебаний температуры внешней среды, невоспламеняемость делают ее очень удобной в обращении. Затраты мощности на перекачку воды в теплообменном контуре невелики. Однако некоторые свойства воды неблагоприятно сказываются на работе и конструкции ядерного реактора.

Так, например, сравнительно низкое значение критической температуры воды 374,15оС существенно ограничивает максимальную температуру теплоносителя. Вследствие этого термодинамический КПД теплоэнергетического цикла получается весьма низким. Более того, достижение температуры теплоносителя выше 250оС уже требует сооружения системы высокого давления, что усложняет схему установки и снижает ее надежность в эксплуатации.

Из-за активного коррозионного взаимодействия воды со многими конструкционными материалами отдельные узлы реактора и трубопроводы необходимо выполнять из нержавеющей стали или специальных сплавов. Несмотря на то, что чистая вода не приобретает значительной радиоактивности под действием излучения, теплоноситель с течением времени становится существенно радиоактивным. Существует несколько посторонних источников возникновения наведенной активности водяного теплоносителя.

Это активация растворенных в воде различных минеральных солей и газов, наличие механических примесей радиоактивных продуктов коррозии конструкционных материалов и т.д. Опыт эксплуатации энергетических ядерных реакторов с водяным охлаждением показывает, что общая наведенная радиоактивность воды определяется именно наличием в ней механических примесей и растворенных продуктов коррозии. Например, если в воде содержится некоторое количество солей натрия, то образуется радиоактивный

изотоп натрия Na24 с периодом полураспада 15,1 ч выделяющий при распаде гамма-излучение с энергией 1,6 МЭв. Наличие долгоживущего изотопа Na24 в воде обуславливает радиоактивность теплоносителя во всем теплообменном контуре. Кроме того, в теплоносителе ядерного реактора по мере его эксплуатации накапливается значительное количество механических примесей продуктов коррозии конструкционных материалов. Многие изотопы элементов конструкционных материалов под действием нейтронного потока образуют долгоживущие

радиоактивные изотопы, что также увеличивает наведенную радиоактивность воды. Поэтому, несмотря на тщательную предварительную очистку воды, ее радиационная активность во время длительной работы реактора становится весьма высокой. Это обстоятельство заставляет предпринимать специальные меры для защиты эксплуатационного персонала станции. В водяных реакторах происходит постепенное накопление гремучей смеси над уровнем замедлителя и в верхних точках первичного контура теплоносителя.

Так как гремучая смесь взрывоопасна, то необходимо предпринимать меры либо для ее удаления, либо для разбавления ее инертным газом до взрывобезопасной концентрации. Обычно это делается путем вентиляции уровня воды в реакторе гелием или другим газом. В систему циркуляции вентилирующего газа включают установку для каталитического зажигания гремучей смеси. Нижний концентрационный предел гремучей смеси в газах составляет около 12, однако в практических

условиях концентрация горючей смеси снижается до 3. Заключение В качестве заключения можно составить краткую таблицу преимуществ и недостатков рассмотренных теплоносителей Таблица 1 Тип теплоносителяДостоинстваНедостаткиИсполь зованиеГаз- Высокая температура кипения Малое поглощение тепловых нейтронов Возможность применения одноконтурных систем. Небольшая плотность и низкие значения объемной плотности

и коэффициента теплопроводности, Большие затраты удельной мощности на перекачку, Необходимость иметь высокое давление в реакторе Высокотемпературные реакторы с использованием гелия.Вода- Малая стоимость легкой воды Возможность использования одновременно в качестве охладителя и замедли- теля Потребление энергии для перекачивания воды сравнительно невелико Высокая теплоемкость. Низкая точка кипения, Корродирование металлов, в т.ч. урана,

Необходимость иметь высокое давление в реакторе, Стоимость тяжлой воды велика, Значительная наведенная радиоактивность продуктов коррозии. ВВЭР, РБМК. Реакторы на тяжелой воде могут работать на природном уране.Жидкие металлы- Низкое давление паров Высокая температура кипения Малый расход энергии на прокачивание Малое коррозионное и эрозионное воздействие на конструкционные

материалы Лучшая молекулярная теплопроводность Малые сечения поглощения нейтронов Низкая способность замедлять нейтроны. Большая химическая активность с водой, Требование применения дополнительных устройств, Низкое сопротивление радиационному воздействию, низкая способность замедлять нейтроны, Значительная наведенная радиоактивность, Стремление Nа просачиваться через контейнер, Активное коррозионное воздействие.

Для реакторов на промежуточных и быстрых нейтронах, а также реакторов-размножителей. Органические- Низкое давление в первичном контуре, химическая инертность к металлам Высокие замедляющие свойства Отсутствие значительной наведенной радиоактивности Слабое коррозионное воздействие. Высокая температура плавления, Термическая и радиационная нестойкость, Требуются очистительные устройства,

Низкая характеристика теплопередачи.Редко используются в реакторостроении.Неорганические- Высокая температура кипения Возможность использования одновременно в качестве охладителя и замедлителя Хорошую устойчивость против повреждения от радиации Низкое давление паров гидрата окиси натрия при умеренновысоких температурах. Низкая характеристика теплопередачи, Высокая коррозионная активность.часть программы по созданию авиационного

ядерного двигателя. Таблица 1 Свойства некоторых материалов с точки зрения возможности использования их в качестве охладителей в реакторах СвойстваНатрийNaKHTS1Даутерм А2РтутьСвинецЭвтектический Сплав Pb-BiЛитийВодаТемпература плавления, С97,518,3143,312,8-383271301860Температу ра кипения, оС 880825 252328174416701317100Плотность жидкости0,90,91,7 1310100,51Удельная теплоемкость0,330,280,370,650,0330,0340, 0351,051,015Теплопроводность 4915 0,105886240,41Коэффициент

Теплопередачи Энергия, рас- ходуемая на перекачку для Н2О 10,9250,9251,920,92513,111,511,50,51Тепл оемкость для Н2О 10,240,1850,63 0,420,380,300,481 1 Теплопередающая соль, состоящая из NaNO2, NaNO3 и KNO3. 2 Эвтектическая смесь дифенила и окиси дифенила. 3 3мсек через трубку диаметром 25 мм. Таблица 2 Свойства материалов и значения коэффициента выигрыша

в затрате энергии на перекачку МеталлMСкДtтуНLi771,3741,024500,530,0332 ,31020Bi209 0,0370,037380100,0156,61016Pb2070,0370,0 3932010,70,23,71012Na230,320,205500,930, 452,51013Sn1190,0640,084207,00,554,91011 К390,180,0136000,832,51,51011NaK30,60,29 0,0666000,881,132,41013BiPb2080,0370,026 53010,20,182,61013 Таблица 3 Некоторые физические характеристики для ЖМТ СвойстваМеталлыВiPbLiHgКNaNa-KТемператур а плавления, С271327,418639649819Температура кипения, С147717171317357760883825Удельная тепломкость, ккалкг

С0,0380,0371,050,0330,1820,300,26Плотнос ть при температуре плавления, гсм310,010,70,6113,70,820,930,89Теплопро водность, Ккалмч С0,0370,0360,10,0390,200,170,068Раствори мость в уране при 500С, вес. 0,90,020,0125-Очень мала-Коррозионные свойства ХорошиеУдовл. Хорошие Сечение захвата тепловых нейтронов, барн0,0320,17673601,970,490,96 Список литературы 1. Копельман Б. Материалы для ядерных реакторов.

М. Госатомиздат, 1959. 2. Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. М. Атомиздат, 1979. 3. Улыбин С.А. Теплоносители энергетических ядерных установок М Л. Энергия, 1966. 4. Интернет-сайт ru.wikipedia.org