Атомные реакторы

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

 

Атомные реакторы на быстрых нейтронах в некоторых странах запрещают из-за накопления плутония, противопоставляя им термоядерные реакторы, как не производящие плутоний и в этом смысле не представляющие интерес для террористов.

Рассмотрим более подробно аварийные ситуации, которые могут возникнуть в процессе эксплуатации термоядерного реактора. Ядерные материалы и изделия Развитие ядерной индустрии невозможно без создания специальных материалов со специфическими (и уникальными!) свойствами. Ядерные материала можно разделить на два класса: функциональные и конструкционные. Сечение деления характеризует вероятность деления ядра нейтроном. От того, какая доля ядер не участвует в процессе деления, зависит выход энергии на один поглощенный нейтрон. Число нейтронов, испускаемых в одном акте деления, важно с точки зрения поддержания цепной реакции.

Керамическое топливо - ядерное топливо, состоящее из тугоплавких соединений, например, оксидов, карбидов, нитридов. Силумин - лёгкие литейные сплавы алюминия (основа) с кремнием (3 - 13%, иногда до 26%) и некоторыми другими элементами (Cu, Mn, Mg, Zn, Ti, Be).

Топливо для реакторов на тепловых нейтронах При правильном выборе замедлителя реактор на тепловых нейтронах может работать на любом топливе - от природного урана до обогащенного урана и плутония. Топливо для ВВЭР В топливных таблетках для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в качестве выгорающего поглотителя используется гадолиний (содержание оксида гадолиния варьируется в интервале 3 - 8% масс). Существующая технология позволяет добиться гомогенного распределения гадолиния по топливной таблетке и образованием твердого раствора оксида гадолиния в оксиде урана. В топливных таблетках стремятся образовать однородную пористую структуру, избегая маленьких и больших пор, и добиться однородных размеров зерен. Топливо для реакторов на быстрых нейтронах В реакторах на быстрых нейтронах при подборе конструкционных и технологических материалов избегают применения веществ с низким массовым числом, которые могут замедлить нейтроны. Наилучшим замедлителем является водород, поскольку его масса почти равна массе нейтрона и, следовательно, нейтрон при соударении с водородом теряет наибольшее количество энергии. Поглотитель нейтронов - материал, с которым нейтроны интенсивно взаимодействуют посредством реакций, приводящих к исчезновению нейтронов как свободных частиц.

Теплоноситель - флюид (гелий, воздух, углекислый газ, вода, водяной пар, органическая жидкость, жидкий металл, расплав солей), циркулирующий через активную зону, чтобы вынести тепло, генерируемое в ней делением и радиоактивным распадом, к парогенераторам или теплообменникам, где это тепло передается теплоносителю второго контура. Под действием ионизирующего излучения происходит разложение воды (радиолиз) с участием следующих реакций Натрий является хорошим теплоносителем, но у него есть недостатки: в нем наводится радиоактивность, у него низкая теплоемкость, он химически активен и затвердевает при комнатной температуре

Тепловыделяющие элементы и топливные сборки Основной составной частью активной зоны ядерного энергетического реактора являются ТВЭЛы, собранные в тепловыделяющие сборки (ТВС) и содержащие определённое количество твёрдого ядерного топлива. По характеру топлива и оболочки различают: ТВЭЛы, в которых топливо и оболочка металлические, ТВЭЛы, состоящие из керамического топлива и металлической оболочки и полностью керамические ТВЭЛы, покрытые пленками из пироуглерода, включенные в графитовую матрицу.

ТВЭЛ и ТВС для ВВЭР В реакторе типа ВВЭР в качестве ядерного топлива используется спеченный диоксид урана с начальным обогащением ураном-235 в стационарном режиме в диапазоне от 2.4 до 4.4 % (масс). Полная загрузка реактора топливом - 75 тонн. ТВЭЛ для РБМК В качестве топлива в реакторах РБМК используется двуокись урана U. Для уменьшения размеров реактора содержание 235U в топливе предварительно повышается до 2,0 или 2,4 % на обогатительных комбинатах. Загрузка реактора ураном - 200 тонн. ТВС для реактора на быстрых нейтронах, БН600 - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем. Электрическая мощность 600 МВт. Проектная активная зона, состоявшая из тепловыделяющих сборок с обогащением по 235U 21% и 33%, эксплуатировалась с 1980 по 1986. Первые технологические схемы были основаны на методах порошковой металлургии. Отличительной особенностью этих методов получения микросферического керамического топлива является использование в качестве исходного материала порошка ядерного топлива, состав которого соответствует конечному продукту.

Конструкционные материалы Ядерными энергетическими называются установки, преобразующие ядерную энергию в работу с помощью рабочего тела - газа реального, например водяного пара, или псевдогаза - электронов твёрдого тела. Основным отличием ЯЭУ от обычных тепловых энергетических установок является наличие мощных радиационных полей, вызывающих структурные изменения в объёме материала и на поверхности и, как следствие этого, ухудшение свойств облучаемого материала. Рассмотрим условия работы ТВЭЛа - наиболее напряжённого узла реактора. Оболочка ТВЭЛаподвержена многообразному силовому воздействию, включающему вибрационные нагрузки, установочные усилия, внутреннее давление газообразных продуктов деления, радиальное давление топлива на оболочку, силу веса топливного сердечника, давление распухающего топлива, давление, вызванное распуханием оболочки, термические напряжения в оболочке, усилие от трения топлива в оболочке, внешнее давление теплоносителя

Корпус ядерного реактора В ядерных реакторах корпусного типа, работающих на водяных или газовых теплоносителях, корпус может быть или стальной, или комбинированный из стали и напряжённого бетона. Эксплуатационная стойкость конструкционного материала в условиях теплосмен, в магнитном и электрическом полях, в поле радиационного воздействия существенно зависит от сочетания физических свойств. Физико-химические свойства конструкционных материалов - это совокупность свойств, характеризующих степень химического взаимодействия материалов с окружающей технической средой ЯЭУ, т.е. с теплоносителями (водой, газами, жидкими металлами, солями металлов и др.), с контактирующими материалами (ядерным топливом и др.).

Материалы конструктивных элементов ЯЭУ Тепловыделяющие элементы. Конструкционные материалы ТВЭЛов реакторов на тепловых нейтронах должны обеспечить: минимальное искажение нейтронного поля; простоту конструкции и низкую стоимость оболочки; надёжную работу в течение всего периода расчётной компании; запланированное выгорание топлива без искажения размеров, формы и разрушения (разгерметизации оболочки); возможность переработки ядерного топлива. Материалы оболочки ТВЭЛов ядерных реакторов должны обладать термической и радиационной стабильностью, конструктивной прочностью и коррозионной стойкостью. Совершенствование конструкционных материалов ЯЭУ Конструкционные материалы современных ЯЭУ представляют собой сложные, многокомпонентные сплавы различных элементов. Эти сплавы содержат один или несколько элементов, определяющих основные свойства материала, составляющих его основу, и ряд лигирующих элементов, придающих основе недостающие эксплуатационные характеристики В основе формирования определённого структурно-фазового состояния материала лежит взаимодействие химических элементов (компонентов), составляющих данный материал, между собой.

Коррозионная стойкость материала Коррозией называют поверхностное разрушение металлов в результате воздействия окружающей среды, в основе которого лежат химические и физико-химические (электрохимические) процессы. Химическую и электрохимическую коррозию конструкционных материалов в зависимости от среды называют: газовой, в электролитах, в неэлектролитах, атмосферной, контактной и т. д. Коррозия в жидких средах Стабильность материала в условиях облучении Стадия накопления радиационных дефектов по мере увеличения флюенса представляется более управляемой, чем стадия их образования. Аннигиляция дефектов за счёт взаимной рекомбинации и ухода на стоки усиливается по мере увеличения температуры облучаемого материала С ростом энергии нейтрона эффект радиационного упрочнения увеличивается, а с увеличением температуры обучаемого материала выше 0,25Тпл снижается и при Т>0,6Тпл практически отсутствуют. Высокотемпературному радиационному охрупчиванию подвержены тугоплавкие металлы, коррозионно-стойкие стали и никелевые сплавы при температурах выше 0,45Тпл. Инкубационный уровень флюенса у чистых металлов (для Ni - это Ф=4*10) м меньше, чем у сплавов (для стали 1026 м-2); зависимость распухания от температуры имеет сложный характер с максимумом при (0,4 - 0,45)Тпл, причём распухание установлено в широком интервале температур от 0,25 до 0,55Тпл Примеси внедрения при оптимальной концентрации способствуют ускорению рекомбинации вакансий и примесных атомов, отравляют поры как стоки вакансий, дислокационные петли и дислокации, тормозя перемещение последних Под явлением радиационного роста понимается анизотропное изменение размеров кристаллов в условиях облучения без приложения внешней нагрузки.

 

На главную