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

 

Ядерный реактор

Устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления тяжелых ядер (233U, 235U, 239Pu и др.) с преобразованием освобождающейся при этом энергии в тепловую, называется ядерным реактором.

Цепная реакция деления – последовательность ядерных реакций деления, в которых рождаются свободные нейтроны, необходимые для деления новых ядер (рис.7.2). Важнейшей характеристикой цепной реакции деления является отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения и называется коэффициентом размножения К¥ бесконечной однородной среды. Значение К¥ зависит от числа нейтронов, которые образуются в одном акте деления, состава среды и взаимодействия нейтронов с ядрами этой среды. Влияние на К¥ имеет также структура среды.

Разные типы реакторов отличаются по энергетическому спектру нейтронов – распределению нейтронов по энергии, которые вызывают деление ядер. Если в активной зоне реактора (объеме, где происходит цепная реакция деления) не имеется легких ядер, предназначенных для снижения энергии нейтронов путем упругого рассеяния, то практически все замедление нейтронов деления обусловлено неупругим рассеянием нейтронов тяжелых и средних ядер. При этом большая часть делений вызывается нейтронами с энергией порядка десятков и сотен КэВ. Такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах.

Другой класс реакторов –реакторы, в которых имеется такое количество замедлителя – материала, замедляющего нейтроны без заметного их поглощения, что большая часть делений вызывается нейтронами с энергией меньше 1 эВ. Такие реакторы называются реакторами на тепловых нейтронах.

Третий класс – это реакторы на промежуточных нейтронах. В них основная часть делений обусловлена нейтронами промежуточных энергий (между быстрыми и тепловыми), и доля замедлителя мала. Таких энергетических реакторов нет.

Таким образом, класс реактора определяется составом активной зоны. Так, например, активная зона реактора на быстрых нейтронах не содержит замедлителя.

По структуре активной зоны реакторы бывают гомогенные и гетеро­генные.

Гомогенным называется реактор, активная зона которого представляет однородную среду. В таком реакторе топливо и замедлитель (возможно и другие компоненты активной зоны) находятся в расплаве или растворе, в равномерной взвеси или пространственно разделены, но так, что разница в спектрах нейтронов в замедлителе и топливе отсутствует.

В гетерогенном реакторе, в котором топливо в виде цилиндрических (или иной формы) стержней отделено пространственно так, что составляет основу ячейки активной зоны – системы топлива и других материалов, расположенных в равномерной периодичной последовательности.

Топливный стержень вместе с герметичной оболочкой, предназначенной для предотвращения выхода продуктов деления и химического взаимодействия топлива с теплоносителем, называется тепловыделяющим элементом (ТВЭЛом). Большая часть (>90%) энергии деления превращается в теплоту непосредственно в ТВЭЛе. Здесь полностью отдают свою кинетическую энергию осколки деления, b–частицы, значительная часть энергии g–квантов и частично нейтроны. Остальная часть энергии деления выделяется в замедлителе.

Кинетическая энергия g–квантов, которые образовались при радиационном захвате нейтронов, переходит в тепловую энергию во всех материалах активной зоны, в основном, в тяжелых элементах.

Баланс нейтронов в реакторе складывается из образования новых нейтронов в процессе деления, поглощения их ядрами различных материалов активной зоны и утечки нейтронов за пределы активной зоны. Для поддержания реакции деления на постоянном уровне необходимо поддерживать равенство генерации и убыли нейтронов.

Реактор состоит из центральной части – активной зоны (рис.7.3), в которой расположено топливо (ТВЭЛы, омываемые теплоносителем). Практически у всех существующих реакторов отвод теплоты из активной зоны осуществляется теплоносителем, циркулирующим через активную зону. Теплоносителем могут быть обычная и тяжелая вода, металлы (натрий и др.) и газы.

Активная зона окружена отражателем, который служит для уменьшения утечки нейтронов. В реакторах на тепловых нейтронах он выполняется из тех же материалов, что и замедлитель. В реакторах на быстрых нейтронах роль отражателя выполняют материалы 238U или 232Th, которые при взаимодействии с нейтронами образуют делящиеся нуклоны.

В реакторах на тепловых нейтронах ТВЭЛы располагаются в регулярных решетках, в промежутках которых располагается замедлитель.

Управление процессом деления осуществляется изменением реактивности с помощью регулирующих органов, располагаемых в активной зоне. Их изготовляют из материалов, которые хорошо поглощают нейтроны
(B-бор, Cd-кадмий, Hf-гафний и др.).


Рисунок 7.3 – Принципиальная схема реактора:

1 – замедлитель; 2 – детекторы; 3 – отражатель; 4 – теплоноситель;
5 – ядерное топливо (ТВЭЛы); 6 – внешняя граница активной зоны;
7 – регулирующий стержень; 8 – корпус реактора; 9 – биологическая защита

Регулирующие органы подразделяются на 3 вида: компенсирования избыточной реактивности, автоматического поддержания заданной мощности (автоматического регулирования) и быстрого прекращения процесса деления (аварийной защиты).

Первые обеспечивают компенсацию избыточной реактивности, которая закладывается в исходном состоянии. Другие, поддерживают мощность реактора на заданном уровне при различных флуктуациях процесса. Третьи, обеспечивают прекращение процесса деления при отклонении необходимых параметров (не только собственно реактора, но и всей энергетической установки).

Для контроля за работой реактора в активной зоне и около ее размещены детекторы, измеряющие параметры процесса. По этим показателям определяют режим работы реактора и управляют его работой.

Элементы активной зоны устанавливаются и монтируются на внутриреакторных конструкциях, к которым относятся опорные конструкции, защитные экраны, а также каналы для организации движения теплоносителя внутри реактора и т.д.

Корпус реактора является элементом конструкции, внутри которого размещены активная зона и все внутриреакторные устройства. При этом корпус может быть нагружен и не нагружен давлением теплоносителя. Если теплоноситель проходит по отдельным каналам, в которых располагается топливо, корпус не нагружен давлением теплоносителя, и его называют кожухом.

Для обеспечения радиационной защиты обслуживающего персонала в помещениях, примыкающих к реактору, корпус окружают биологической защитой, изготавливаемой из материалов, хорошо поглощающих нейтронное и g–излучение.

На главную