Большая Советская Энциклопедия (ТЕ)

  Т. п. оборудуется приборами регулирования и учёта расхода тепла. В Т. п.. обслуживающем потребителей пара, обычно размещаются редукционно-охладительные установки, снижающие давление и температуру пара до требуемых значений, и установки для сбора и возврата конденсата в источник теплоснабжения . В Т. п.. распределяющем горячую воду, расходуемую на коммунально-бытовые нужды, обычно устанавливается смесительное устройство, которое снижает температуру поступающей из тепловой сети воды до значения, предусмотренного, например, в системе отопления . В СССР наибольшее распространение в качестве смесительных устройств получили водоструйные элеваторы (эжекторы ), применяются также центробежные насосы смешения. Т. п. независимых систем теплоснабжения оборудуются водо-водяными подогревателями отопления. При закрытых системах в Т. п. устанавливаются водо-водяные подогреватели горячего водоснабжения, чаще всего двухступенчатые, позволяющие сократить расход воды в тепловой сети. При открытых системах в оборудовании Т. п. обычно предусматриваются клапаны для смешения воды, поступающей на горячее водоснабжение из подающей и обратной линий тепловой сети, и автоматического поддержания заданной температуры смешанной воды.

  Различают индивидуальные Т. п. (ИТП), обслуживающие одно здание (или его часть) и располагаемые обычно в его подвале, и групповые Т. п., обслуживающие группу зданий и размещаемые, как правило, в отдельных сооружениях. При закрытых системах теплоснабжения групповые Т. п. называют центральными (ЦТП). В них устанавливают подогреватели (теплообменники) и циркуляционные насосы для горячего водоснабжения, поддерживающие нужную температуру и напор воды у водоразборных точек. При необходимости в ЦТП размещаются насосы холодного водоснабжения, пожарные насосы и другое инженерное оборудование микрорайона.

  Лит. см. при ст. Теплоснабжение .

  Н. М. Зингер.

Тепловой реактор

Теплово'й реа'ктор,ядерный реактор , в котором подавляющее число делений ядер делящегося вещества происходит при взаимодействии их с тепловыми нейтронами .

  Для замедления нейтронов до тепловых энергий (средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 Мэв ) в активной зоне реактора размещают замедлитель — вещество, содержащее лёгкие ядра и слабо поглощающее нейтроны. В качестве замедлителей могут быть использованы водород (протий и дейтерий), бериллий, углерод или их соединения — обычная тяжёлая вода, углеводороды, окись бериллия. Чаще всего замедлителем в Т. р. служит вода или графит.

  В качестве ядерного топлива в Т. р. используют делящиеся изотопы урана и плутония (²³³ U, ²³⁵ U, ²³⁹ Pu, ²⁴¹ Pu), которые обладают большими сечениями захвата нейтронов малых энергий. Это даёт возможность создания Т. р. с относительно малой критической массой и, следовательно, относительно малым количеством загружаемого делящегося вещества. Основной вид ядерного топлива, используемого в Т. р., — природный уран или уран, несколько обогащенный изотопом ²³⁵ U. В процессе деления ²³⁵ U освобождается ~2,5 нейтрона на ядро; при этом в среднем 1 нейтрон расходуется на поддержание ядерной реакции , а часть оставшихся (до 0,9 нейтрона) взаимодействует с содержащимся в топливе ²³⁸ U (называемым иногда сырьевым материалом), образуя вторичное ядерное топливо — ²³⁹ Pu. Доля нейтронов, взаимодействующих с сырьевым материалом, определяется выбором замедлителя и количеством самого сырьевого материала в активной зоне. В Т. р. с уран-ториевым циклом (ядерное топливо — ²³³ U, сырьевой материал — ²³² Th, см. Ториевый реактор ) число таких нейтронов может превосходить число разделившихся ядер в 1,05—1,1 раза, что даёт возможность осуществлять расширенное воспроизводство ядерного топлива.

  Регулирование работы Т. р. (при необходимости ослабить или усилить интенсивность процесса деления) обычно осуществляется регулирующим стержнем реактора (в активную зону вводят или из неё выводят вещества, интенсивно поглощающие нейтроны). Хорошие поглотители — кадмий, бор, редкоземельные элементы. Чаще всего используют соединения бора (например, карбид бора) или бористую сталь; в водо-водяных реакторах частичное регулирование производят изменением концентрации борсодержащих веществ (например, борной кислоты) в теплоносителе (воде). Характеризуют рабочее состояние Т. р. так называемым эффективным коэффициентом размножения К_э — отношением числа поглощённых в реакторе нейтронов одного поколения к числу поглощённых нейтронов предыдущего поколения. При К_э = 1 реактор находится в критическом стационарном состоянии, при К_э > 1 мощность реактора растет, при К_э <1 — падает.