Коэффициент воспроизводства

кинематической передачи; &е12 = Ь12юб/Л1б — относительный ко эффициент внутреннего трения; /lf /2 — моменты инерции; Ci2 -жесткость кинематической передачи; Ь1й — коэффициент внутреннего трения; ю6, Мб — базовые значения скорости вращения и момента упругого. Математическое описание замкнутого токового контура представлено апериодическим звеном с эквивалентной постоянной времени Т^. Выходной координатой, для управления которой и строится система регулирования, является скорость вращения механизма ю„. Математическое описание такого объекта, соответствующее уравнениям (4-9), может быть представлено матрицами:

812 КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО ВЯЗКОГО ТРЕНИЯ

с eta КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО вязкого ТРЕНИЯ

с ваз КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО вязкого ТРЕНИЯ

0019 65 FORMAT (' КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО вязкого ТРЕНИИ nir" >

0020 66 FORMAT (' КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО ВЯЗКОТО TPtHH/t b!2' r

КОЭФФИЦИЕНТ УПРУГОСТИ КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО ВЯЗКОГО ТРЕНИЯ

КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО ВЯЗКОГО ТРЕНИЯ

FORMAT С КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО ВЯЗКОГО ТРЕНИЯ 812') FORMAT <• КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО ВЯЗКОГО ТРЕНИЯ В12',

с 623 КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО ВЯЗКОГО ТРЕНИЯ

FORMAT С КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО ВЯЗКОГО ТРЕНИИ B2V) FORMAT С КОЭФФИЦИЕНТ ВНУТРЕННЕГО ВЯЗКОГО ТРЕНИЯ В23',

Несмотря на то что энергетические запасы первичного топлива (урана-235) в мире примерно равны суммарным запасам органического топлива, возникает необходимость получения вторичного ядерного топлива, для чего используют природный уран. Для этого применяют специальные реакторы на быстрых нейтронах (РБН), основным топливом в которых является <ц9Ри, выделенный на радиохимических комбинатах из отработанного топлива реакторов на медленных нейтронах. При делении ядер плутония образуется в 1,5 раза больше нейтронов, чем при делении урана-235, поэтому часть нейтронов используют для превращения gfU и эо2Тп во вторичное ядерное топливо. При этом количество атомов вновь образовавшихся м9 Ри и 923U превышает количество атомов израсходованного горючего, т. е. коэффициент воспроизводства горючего в реакторах на быстрых нейтронах больше единицы.

вышающие количество израсходованного топлива. При этом коэффициент воспроизводства повышается до 1,4—1,7. Таким образом, при сгорании 1 кг плутония его масса не только восстанавливается, но и увеличивается на 0,4—0,7 кг.

и отработавших твэлах, природном уране и отвале обогатительных производств соответственно, кг/кг; Q — тепловая мощность реактора, МВт; т — длительность кампании, сут; G — количество топлива, загруженного в реактор, т; е — коэффициент, учитывающий потери ядерного топлива при изготовлении твэлов, химической обработке топлива, а также в процессах сублимации и дообогащения; KB — коэффициент воспроизводства плутония в активной зоне реактора (по отношению к разделившемуся 235U); 6S — доля разделившегося в реакторе 2 3 s U [6] .

В результате реакции дейтерия с тритием образуется ядро гелия и нейтрон, который несет основную энергию реакции — около 14 МэВ. Следует отметить, что тритий образуется непосредственно в реакторе в результате захвата выделяющихся в ходе реакции нейтронов ядрами лития, входящего в состав внутренней стенки реактора. Используя естественную смесь изотопов литий-6 и ли-тий-7, в реакторе можно получить коэффициент воспроизводства (л! трития, равный 1,2—• 1,5, т. е. реактор производит горючее. Иными словами, в реакторе фактически сжигается литий, 1 г которого в

Каждый нейтрон, выведенный за пределы внутриреакторного потока, снижает способность реактора поддерживать цепную реакцию. Чтобы в реакторе БН происходило расширенное воспроизводство ядерного топлива, необходимо получить достаточное число нейтронов в расчете на каждое деление. В этом случае будут обеспечены: поддержание реакции деления, захват нейтронов в 230U, компенсация утечки и захват нейтронов в конструкционных и внутрнреакторных материалах. Коэффициент воспроизводства ядерного топлива, выражающий степень эффективности размножения в данном реакторе,

Коэффициент воспроизводства ....

высокий коэффициент воспроизводства ядерного горючего и высокая энергонапряженность;

В 1973 г. первой в мире введена в эксплуатацию АЭС в г. Шевченко с реактором БН-350 на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 350 МВт. Эта АЭС используется для трех целей: часть тепла идет на опреснительную установку производительностью 120 тыс. м3 дистиллята в сутки, вторая часть тепла электрической мощностью 150 МВт — на производство электроэнергии, и, кроме того, АЭС воспроизводит ядерное топливо. Коэффициент воспроизводства равен 1,35.

* 0,5 — коэффициент воспроизводства для ВВЭР, характеризующий возможность образования плутония из основного изотопа урана 238U.

Жидкбметаллический теплоноситель может использоваться в реакторах как на тепловых, так и на быстрых нейтронах, в последнем случае коэффициент воспроизводства ядерного горючего больше единицы. Преимущество такого теплоносителя — возможность работы при низких давлениях (0,5 МПа) в первом контуре. Значительная в сравнении с водным и газовым теплоносителями плотность жидких металлов позволяет перекачивать относительно малые объемы, т. е. уменьшать диаметры трубопроводов и расходы на собственные нужды, а также обеспечивать высокий коэффициент теплоотдачи от поверхности оболочки твэла к теплоносителю, что позволяет при той же температуре оболочки получать более высокие температуры теплоносителя. Пока для АЭС наиболее пригоден жидкий натрий.

Главное преимущество жидких металлов — хорошие, а в ряде случаев отличные теплофизические свойства, позволяющие осуществить в ядерном реакторе интенсивный теплосъем. Высокая температура кипения жидких металлов обеспечивает возможность получения в энергетических установках водяного пара высоких параметров при низких давлениях в корпусе реактора, и в первом контуре. Применение жидкометаллических теплоносителей обеспечивает достаточно высокий к. п. д. АЭУ. Ядерные реакторы с жидкометалличес-ким теплоносителем способны работать как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В последнем случае коэффициент воспроизводства ядерного горючего может существенно превысить единицу.