Ядерная энергетика

Физика
Элементы квантовой механики
Молекулярные спектры
Полупроводники
Ядерная физика конспект
Решение задач по ядерной физике
Физика атомного ядра и частиц
Примеры решения задач
Оптическая физика
Физика элементарных частиц
Законы радиоактивного распада
Задачи по теме Законы радиоактивного распада
Взаимодействие нейтронов с ядрами
Задачи на ядерные реакции
Деление и синтез ядер
Кинематика примеры задач
Электротехника
Общий курс
Теоретические основы электротехники
Расчет электрической цепи
Трехфазные цепи
Электрические машины и трансформаторы
Электрические двигатели и генераторы
Математика
Кратные интегралы
Векторный анализ
Аналитическая геометрия
Курс лекций математического анализа
ТФКП
Атомная энергетика
АЭС России
Развитие энергетики России
Курсовые по энергетике
Ядерные реакторы
РБМК
ВВЭР
Атомные реакторы на быстрых нейтронах
Физика ядерного реактора
Аварийные ситуации на АЭС
Повышение безопасности АЭС
Проблема снижения выбрасов АЭС
Системы контроля на атомной станции
Экологическая политика
Атомные батареи
Ядерные двигатели
Авария на ЧАЭС
Термоядерный синтез
Термоядерный реактор
Тепловая энергетика
Паровой котел
Тепловые станции
Системы теплоснабжения
Экологические проблемы в теплоэнергетике
Экологический аспект
Электрофильтры
Регенеративные методы
Математическое моделирование экологических систем
Ядерное оружие
Полигон Новая земля
История создания
Информатика
Архитектура ЭВМ
Операционная система
Вычислительные комплексы
Начертательная геометрия
Курс лекций
Практикум по решению задач
Геометрическое черчение
Инженерная графика
Каталог графических примеров

 

ПРИКЛАДНАЯ ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА

Ядерная энергетика

Классификация ядерных реакторов. Ядерный реактор: активная зона, топливо, отражатель, теплоноситель, радиационная защита, работа и системы управления

Ядерная энергетика (атомная энергетика) – отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для электрофикации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая методы и средства преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую. Основа ядерной энергетики – атомные электростанции, сокращенно АЭС (правильнее говорить ядерные энергетические станции). Первая АЭС (5 МВт) была пущена в СССР в 1954 г. К началу 1990 г. в 27 странах работало 430 ядерных энергетических реакторов общей мощностью около 340 ГВт. Во Франции доля АЭС 80% всей выработанной электроэнергии. В 1992 г. в СССР было 15 АЭС, 45 энергоблоков, мощностью 36,6 млн кВт. В России в 2009 г. осталось 9 АЭС.

Кольская, Калиниская, Нововоронежская, Балаковская АЭС работают на реакторах ВВЭР. Ленинградская, Смоленская, Курская, Билибинская имеют реакторы типа РБМК. Белоярская АЭС мощностью 600 МВт имеет реактор на быстрых нейтронах (БН), теплоноситель–натрий.

В одном блоке мощностью 1 млн. кВт содержится 500-700 тыс. тонн строительных материалов, 40-60 тыс. тонн стационарных металлоконструкций, 1% из них приобретает повышенную радиактивность.

Классификация ядерных реакторов по назначению и мощности

Ядерные реакторы делятся на:

– Экспериментальные (критические сборки), предназначенные для изучения физических величин, знание значений которых необходимо для проектирования и эксплуатации реакторов, имеют подвижную геометрию, минимальные размеры, мощность не превышает нескольких киловатт.

– Исследовательские реакторы (включая импульсные реакторы). Потоки нейтронов и   - квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в ядерной физике, физике твердого тела, радиационной химии, биологии, материаловедении, испытании приборов и устройств на радиационную стойкость, для производства изотопов, имеются каналы для вывода нейтронов и -квантов из активной зоны, мощность <100 МВт. Энергия, как правило, не используется.

– Изотопные ядерные реакторы используются, как правило, для получения радионуклидов, в том числе  (в гражданских и военных целях).

– Энергетические ядерные реакторы. Тепловая энергия деления ядер используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, для силовых установок кораблей. Мощность (тепловая) современных энергетических ядерных реакторов достигает 3–5 гигаватт. Далее будем рассматривать только энергетические реакторы.

Ядерный реактор

Ядерный реактор – устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления, сопровождающаяся выделением энергии. В соответствии с типом цепной реакции различают ядерные реакторы на медленных (тепловых), промежуточных и быстрых нейтронах. Основными частями любого ядерного реактора являются: активная зона, отражатель нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции деления, радиационная защита, другие конструктивные элементы, пульт дистанционного управления.

Активная зона

В качестве ядерного горючего применяются делящиеся нуклиды , , . В активной зоне находится ядерное топливо, протекает цепная ядерная реакция деления, выделяется энергия. В реакторах на тепловых нейтронах и в реакторах на промежуточных нейтронах (1–103 эВ) активная зона содержит ядерное топливо, смешанное с изотопом  и замедлителем нейтронов (вода , тяжелая вода , графит). В ядерных реакторах на тепловых нейтронах может быть использован природный уран. В реакторах на быстрых нейтронах( кэВ) замедлителя в активной зоне нет.

В зависимости от конструкции (обычно цилиндрической) активной зоны, т.е. относительного расположения горючего и замедлителя, различают гомогенные и гетерогенные ядерные реакторы. В гомогенных реакторах ядерное топливо и замедлитель представляют собой однородную смесь (например, раствор сульфатной соли в обычной или тяжелой воде). В гетерогенных реакторах ядерное топливо расположено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель.

Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) – стержни из металла (циркония), внутри которых находятся таблетки ядерного топлива. Расстояние между ТВЭЛами не должно превышать сумму длин замедления и диффузии нейтронов. ТВЭЛы собирают в пакеты (~100–200 шт) – тепловыделяющие сборки (ТВС), которые образуют правильную решетку в активной зоне.

Топливо

В энергетических реакторах в качестве топлива обычно используется обогащенное керамическое топливо двуокись урана  и карбид урана , нитрид урана , содержащее 4% изотопа  и 96% . Для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов применяется технология изготовления топливных частиц, покрытых непроницаемой оболочкой и диспергированных в графите. Таблетки  с плотностью 10,97 г/см3 столбиком укладывают в тепловыделяющий элемент из циркония или нержавеющей стали. Толщина стенки ТВЭЛа 6-8 мм. ТВЭЛы заполняют гелием и заваривают герметично.

Уран – серебристый. блестящий металл, сравнительно мягкий, хорошо поддается механической обработке, плотность 19,05 г/см3, температура плавления 1136 оС, порошок урана самовозгорается, критическая масса  50 кг, шар диаметром 17 см.

Плутоний – хрупкий серебристо-белый металл, плотность 19,86 г/см3, температура плавления 640 оС. Порошок и стружка самовозгораются, критическая масса 5,6 кг., (шар радиусом 4,1 см). Токсичность плутония 239Pu (T1/2 = 24 400 лет) в 104 раз выше токсичности . Допустимая концентрация в открытых водемах 81,4 Бк/л, в атмосфере рабочих помещений 3,3∙10-5 Бк/л.

Отражатель нейтронов

Критическую массу реактора можно уменьшить, окружив активную зону рассеивающим веществом, например, графитом или бериллием, тогда это вещество действует как отражатель. Отражатель сокращает утечку нейтронов из активной зоны реактора и экономит делящееся вещество. Отражатель увеличивает средний съем мощности с единицы веса горючего вещества. Отражатель должен иметь малую длину рассеяния и, следовательно, малую транспортную длину, малый коэффициент диффузии для тепловых нейтронов, малое сечение поглощения нейтронов и одновременно быть хорошим замедлителем.

Таким образом, отражатель должен быть легким элементом с большим сечением рассеяния и малой длиной рассеяния. Этим условиям удовлетворяет, например, бериллий. Толщина отражателя примерно равна удвоенной диффузионной длине тепловых нейтронов.

На главную