Большая Энциклопедия Нефти и Газа. Схема атомного реактораЧАЭС: Тип и устройство реактора  / 145 Details Parent Category: ЧАЭС Category: ЧАЭС сегодня
Что собой представляет ядерный реактор?Существует две основные категории реакторов – реакторы на тепловых (медленных) нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. В дальнейшем речь будет идти о реакторах на тепловых нейтронах Основным элементом ядерного реактора является активная зона, в которую загружают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). В этих элементах и происходит цепная реакция. ТВЭЛ реактора РБМК – это циркониевая трубка диаметром 10 мм и длинной 3,5 м. В трубке помещены таблетки двуокиси урана (UO2). ТВЭЛы размещены в замедлителе. В реакторах РБМК Чернобыльской АЭС в качестве замедлителя используют графит. К слову, именно это существенно усугубило ситуацию в апреле 1986 года. В конструкциях других атомных реакторов в качестве замедлителя используют воду. Тепло, которое выделяется в ТВЭЛах в результате деления урана, отводится при помощи теплоносителя (например, водой). Теплоноситель непрерывно циркулирует сквозь активную зону. Через реактор РБМК-1000 ежечасно проходить 37500 м3 воды. Управление работой реактора осуществляется при помощи системы управления и защиты (СУЗ). СУЗ обеспечивает запуск, остановку реактора а также осуществляет регулирование его мощности. К ней относятся стержни, которые наполнены веществом сильно поглощающем нейтроны (кадмий, бор и т.д.). Введение в активную зону стержней приводит к остановке реактора, а извлекая их из реактора осуществляется регулировка мощности. Для реакторов на тепловых нейтронах характерным является наличие замедлителя в активной зоне (вода и графит). Существует большое количество других типов реакторов, которые отличаются конструкцией, типом теплоносителя, энергией используемых нейтронов и т.д. Принципиальная схема устройства ядерного реактора (активной зоны) представлена на рисунке.
Тип ядерного реактора на ЧАЭСНа Чернобыльской АЭС было установлено четыре реактора РБКМ-1000. Аббревиатура РБМК – реактор большой мощности канальный. Цифра 1000 указывает мощность энергетической установки, которая способна генерировать 1000 мегаватт электроэнергии в час. Необходимо отметить, что ядерный реактор, кроме энергетической мощности имеет тепловую мощность выделения тепла в реакторе. Тепловая энергия составляет 3000 мегаватт. Используя эти два значения (значения тепловой и энергетической мощности) можно легко рассчитать коэффициент полезного действия ядерного реактора РБКМ–1000 – 31%. Важной особенностью устройства РБМК является наличие каналов в активной зоне, по которым движется теплоноситель (вода). То есть, наличие каналов в толще замедлителя дает возможность двигаться теплоносителю, который нагреваясь превращается в пар, который в свою очередь вырабатывает электроэнергию. Такая схема генерации энергии позволила сконструировать мощные реакторы. Так, активная зона РБМК имеет вид вертикального цилиндра высотой 7 метров, а диаметр 11,8 метров. Весь внутренний объем реактора заполнен графитовыми блоками размерами 25x25x60 см3. Общий вес графита в реакторе составляет 1850 тонн. Графитовые блоки имеют в центре цилиндрическое отверстие, через которое проходит канал с водой, которая является теплоносителем. Графитовые блоки, которые находятся на периферии реактора отверстий и каналов не имеют. Эти блоки играют роль отражателя. Толщина этого слоя один метр. Графитовая кладка окружена цилиндрическим металлическим баком с водой. Он играет роль биологической защиты. Графит опирается на плиту, которая состоит из металлоконструкций, а сверху графит также накрыт подобной плитой. Верхняя плита, для защиты от излучений, накрыта дополнительным настилом. ЧАЭС: Устройство реактора РБМК
Общее устройство реактора РБМК: 1 – опорная металлоконструкция; 2 – индивидуальные водяные трубопроводы; 3 – нижняя металлоконструкция; 4 – боковая биологическая защита; 5 – графитовая кладка; 6 – барабан-сепаратор; 7 – индивидуальные пароводяные трубопроводы; 8 – верхняя металлоконструкция; 9 – разгрузочно-загрузочная машина; 10 – верхнее центральное перекрытие; 11 – верхнее боковое перекрытие; 12 – система контроля герметичности оболочек твэлов; 13 – главный циркуляционный насос. В реакторах типа РБМК находится 1661 канал в которых размещены кассеты с ядерным топливом. Ядерное топливо – двуокись урана, который запечен в виде таблеток. Такие таблетки имеют диаметр около одного сантиметра и высотой полтора сантиметра. Таблетки собирают в колону в количестве двухсот штук и загружают в ТВЭЛ. ТВЭЛ – пустотелый циркониевый цилиндр с примесью (1%) ниобия, длинной 3,5 метра и диаметров 13,5 мм. 36 ТВЭЛов собирают в кассету, которая вставляется в канал реактора. Общий вес урана, который при этом загружается в реактор – 190 тонн. В других 211 каналах реактора двигаются стержни-поглотители. Литературные источники:
chornobyl.ru Использование - ядерный реактор - Большая Энциклопедия Нефти и Газа, статья, страница 1Использование - ядерный реакторCтраница 1 Использование ядерного реактора осложняет технику проведения радиационно-химических исследований. В частности, если облучаемое вещество или сосуд для облучения содержат элементы, ядра которых имеют значительные поперечные сечения захвата нейтронов, то в этом случае процесс облучения сопровождается появлением наведенной радиоактивности. [1] Помимо использования ядерного реактора, в ракетных двигателях в последнее время были разработаны различные бортовые энергоустановки, работающие на энергии ядерных реакторов. [3] Другим примером использования ядерного реактора как паросиловой установки является атомный ледокол Ленин который введен в строй в сентябре 1959 г. Ледокол может плавать без захода в порты в течение года. [5] Хорошо известными примерами использования ядерных реакторов для получения энергии являются первая атомная электростанция, пущенная в СССР в 1954 г., и первый атомный ледокол Ленин, спущенный на воду в 1957 г. Ядерные силовые установки используются для приведения в движение подводных лодок. Возможно, в будущем ядерная энергия будет использоваться также для полетов в атмосфере и космическом пространстве. [6] Важным аспектом водородной энергетики является возможность использования ядерных реакторов для получения водорода. [7] Познакомимся, как организовано производство изотопов на основе использования советского ядерного реактора РФТ. В защите этого реактора имеются специальные каналы, куда из активной зоны проникают потоки нейтронов. В эти каналы вводят вещества, в которых под действием нейтронов происходят ядерные реакции, приводящие к образованию радиоактивных изотопов. [8] Чтобы получить определенный радиоизотоп, имеются две возможности: использование ядерного реактора и использование ядерной бомбардировки при помощи ускорителей частиц. [9] Способом прямого обезвреживания РАО является трансмутация радиоактивных нуклидов с использованием ядерных реакторов и аналогичных физических установок. Долгоживу-щие нуклиды переводятся в короткоживущие, которые распадаются за сравнительно небольшие промежутки времени. Технология трансмутации находится в стадии исследований и разработок. [10] Описание лабораторий для работ I класса не входит в нашу задачу, так как такие работы проводятся только при активационном анализе с использованием ядерного реактора. [11] Особая экологическая проблема связана с эксплуатацией в ВМФ атомных подводных лодок, надводных кораблей с ядерными энергетическими установками ( ЯЭУ), использованием ядерных реакторов и стендов. [12] Описание лабораторий для работ первого класса не входит в нашу задачу, так как такие работы проводятся только при активационном анализе, с использованием ядерного реактора. [14] Первостепенное значение приобретает проблема расширения сырьевой базы атомной энергетики и прежде всего интенсификация геологоразведочных работ; совершенствование методов и технологии переработки природного урана; разработка и освоение промышленной технологии извлечения урана из морской воды; разработка и использование ядерных реакторов, позволяющих экономить природный уран или нарабатывать вторичное ядерное топливо; повторное использование урана, извлекаемого из отработавшего ядерного топлива в результате его химической переработки; рационализация использования имеющейся сырьевой базы атомной энергетики. [15] Страницы: 1 2 www.ngpedia.ru Реакторы ядерные (атомные)Реакторы ядерные (атомные котлы, реакторы атомные) — это устройства, в которых осуществляется управляемая цепная реакция ядер атомов тяжелых элементов — урана, плутония и тория. В результате цепной реакции выделяется огромное количество тепловой энергии, образуются новые радиоактивные элементы (осколки деления) и мощные потоки нейтронного излучения (см.) и гамма-излучения (см.). Схема ядерного реактора: 1 — теплообменник; 2 — управляющие стержни; 3 — уран; 4 — насос.Ядерные реакторы классифицируют по назначению (энергетические, исследовательские и другие), по взаимному расположению ядерного горючего и замедлителя (гомогенные и гетерогенные), по энергии нейтронов, поддерживающих цепную реакцию деления, и другим признакам. Основным конструктивным элементом ядерного реактора любого типа является активная зона, в которой происходит реакция деления ядерного горючего (рис.). Управление цепной реакцией осуществляется устройствами регулирования. В простейшем случае — это стержни из материалов, сильно поглощающих нейтроны (бор, кадмий и др.). Вводя или извлекая поглощающие стержни из активной зоны, соответственно уменьшают или увеличивают нейтронные потоки в активной зоне, а следовательно, и мощность ядерного реактора. Отвод тепла, выделяющегося при цепной реакции, осуществляется теплоносителем (жидким или газообразным), циркулирующим через активную зону ядерного реактора. Ядерные реакторы применяются: для производства радиоактивных изотопов и ядерного горючего; для производства электроэнергии на атомных электростанциях, в качестве транспортных энергетических установок; для исследовательских целей в области ядерной физики и техники, радиационной химии, радиобиологии и медицины. Кроме того, ядерные реакторы могут использоваться в качестве источников тепловых нейтронов для проведения нейтронозахватывающей терапии (см, Нейтронная терапия). www.medical-enc.ru ЧАЭС: Тип и устройство реактораРейтинг: / 145 Подробности Родительская категория: ЧАЭС Категория: ЧАЭС сегодня
Что собой представляет ядерный реактор?Существует две основные категории реакторов – реакторы на тепловых (медленных) нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. В дальнейшем речь будет идти о реакторах на тепловых нейтронах Основным элементом ядерного реактора является активная зона, в которую загружают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). В этих элементах и происходит цепная реакция. ТВЭЛ реактора РБМК – это циркониевая трубка диаметром 10 мм и длинной 3,5 м. В трубке помещены таблетки двуокиси урана (UO2). ТВЭЛы размещены в замедлителе. В реакторах РБМК Чернобыльской АЭС в качестве замедлителя используют графит. К слову, именно это существенно усугубило ситуацию в апреле 1986 года. В конструкциях других атомных реакторов в качестве замедлителя используют воду. Тепло, которое выделяется в ТВЭЛах в результате деления урана, отводится при помощи теплоносителя (например, водой). Теплоноситель непрерывно циркулирует сквозь активную зону. Через реактор РБМК-1000 ежечасно проходить 37500 м3 воды. Управление работой реактора осуществляется при помощи системы управления и защиты (СУЗ). СУЗ обеспечивает запуск, остановку реактора а также осуществляет регулирование его мощности. К ней относятся стержни, которые наполнены веществом сильно поглощающем нейтроны (кадмий, бор и т.д.). Введение в активную зону стержней приводит к остановке реактора, а извлекая их из реактора осуществляется регулировка мощности. Для реакторов на тепловых нейтронах характерным является наличие замедлителя в активной зоне (вода и графит). Существует большое количество других типов реакторов, которые отличаются конструкцией, типом теплоносителя, энергией используемых нейтронов и т.д. Принципиальная схема устройства ядерного реактора (активной зоны) представлена на рисунке.
Тип ядерного реактора на ЧАЭСНа Чернобыльской АЭС было установлено четыре реактора РБКМ-1000. Аббревиатура РБМК – реактор большой мощности канальный. Цифра 1000 указывает мощность энергетической установки, которая способна генерировать 1000 мегаватт электроэнергии в час. Необходимо отметить, что ядерный реактор, кроме энергетической мощности имеет тепловую мощность выделения тепла в реакторе. Тепловая энергия составляет 3000 мегаватт. Используя эти два значения (значения тепловой и энергетической мощности) можно легко рассчитать коэффициент полезного действия ядерного реактора РБКМ–1000 – 31%. Важной особенностью устройства РБМК является наличие каналов в активной зоне, по которым движется теплоноситель (вода). То есть, наличие каналов в толще замедлителя дает возможность двигаться теплоносителю, который нагреваясь превращается в пар, который в свою очередь вырабатывает электроэнергию. Такая схема генерации энергии позволила сконструировать мощные реакторы. Так, активная зона РБМК имеет вид вертикального цилиндра высотой 7 метров, а диаметр 11,8 метров. Весь внутренний объем реактора заполнен графитовыми блоками размерами 25x25x60 см3. Общий вес графита в реакторе составляет 1850 тонн. Графитовые блоки имеют в центре цилиндрическое отверстие, через которое проходит канал с водой, которая является теплоносителем. Графитовые блоки, которые находятся на периферии реактора отверстий и каналов не имеют. Эти блоки играют роль отражателя. Толщина этого слоя один метр. Графитовая кладка окружена цилиндрическим металлическим баком с водой. Он играет роль биологической защиты. Графит опирается на плиту, которая состоит из металлоконструкций, а сверху графит также накрыт подобной плитой. Верхняя плита, для защиты от излучений, накрыта дополнительным настилом. ЧАЭС: Устройство реактора РБМК
Общее устройство реактора РБМК: 1 – опорная металлоконструкция; 2 – индивидуальные водяные трубопроводы; 3 – нижняя металлоконструкция; 4 – боковая биологическая защита; 5 – графитовая кладка; 6 – барабан-сепаратор; 7 – индивидуальные пароводяные трубопроводы; 8 – верхняя металлоконструкция; 9 – разгрузочно-загрузочная машина; 10 – верхнее центральное перекрытие; 11 – верхнее боковое перекрытие; 12 – система контроля герметичности оболочек твэлов; 13 – главный циркуляционный насос. В реакторах типа РБМК находится 1661 канал в которых размещены кассеты с ядерным топливом. Ядерное топливо – двуокись урана, который запечен в виде таблеток. Такие таблетки имеют диаметр около одного сантиметра и высотой полтора сантиметра. Таблетки собирают в колону в количестве двухсот штук и загружают в ТВЭЛ. ТВЭЛ – пустотелый циркониевый цилиндр с примесью (1%) ниобия, длинной 3,5 метра и диаметров 13,5 мм. 36 ТВЭЛов собирают в кассету, которая вставляется в канал реактора. Общий вес урана, который при этом загружается в реактор – 190 тонн. В других 211 каналах реактора двигаются стержни-поглотители. Литературные источники:
chornobyl.ru Ядерный реактор - это... Что такое Ядерный реактор?Ядерный реактор CROCUSЯ́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде в сентябре 1945 года[1]. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.[2] К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в 1 сек. ИсторияТеоретическую группу «Урановый проект» нацистской Германии, работающую в Обществе кайзера Вильгельма, возглавлял Вайцзеккер, но лишь формально. Фактическим лидером стал Гейзенберг, разрабатывающий теоретические основы цепной реакции, Вайцзеккер же с группой участников сосредоточился на создании «урановой машины» — первого реактора. Поздней весной 1940 года один из учёных группы — Хартек — провёл первый опыт с попыткой создания цепной реакции, используя оксид урана и твёрдый графитовый замедлитель. Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В 1941 году в Лейпцигском университете участником группы Гейзенберга Дёпелем был построен стенд с тяжеловодным замедлителем, в экспериментах на котором к маю 1942 года удалось достичь производства нейтронов в количестве, превышающем их поглощение. Полноценной цепной реакции немецким учёным удалось достичь в феврале 1945 года в эксперименте, проводимом в горной выработке близ Хайгерлоха. Однако спустя несколько недель ядерная программа Германии прекратила существование[3][4]. Цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный «Чикагской поленницей» (Chicago Pile-1, CP-1). Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом. В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был построен в Лаборатории № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко — единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 году введён в действие реактор И-1 (по другим данным он назывался А-1) по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске. Устройство и принцип работыМеханизм энерговыделенияПревращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы. Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов, в случае же ядерных реакций — это минимум 107K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез). Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции. КонструкцияЛюбой ядерный реактор состоит из следующих частей: Физические принципы работыСм. также основные статьи: Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением: Для этих величин характерны следующие значения:
Условие критичности ядерного реактора: , где
Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды. Очевидно, что k < k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны. k0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»: , гдеОбъёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма. Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии. Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Pu - 0,5 кг[источник не указан 793 дня]. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг[источник не указан 793 дня], несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает 251Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г. С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму. Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К∞ — 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране. Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси Ra и Be, 252Cf или других веществ. Иодная ямаОсновная статья: Иодная ямаИодная яма — состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона 135Xe. Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток). КлассификацияПо назначениюПо характеру использования ядерные реакторы делятся на[5][6][7]:
Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми. Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию. По спектру нейтроновПо размещению топливаВ гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя. Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки. По виду топлива
По степени обогащения:
По химическому составу: По виду теплоносителяПо роду замедлителяПо конструкцииПо способу генерации параКлассификация МАГАТЭНаиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы. Материалы реакторовМатериалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.
Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором. Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды. Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания. Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию. У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление. Выгорание и воспроизводство ядерного топливаВ процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов). Основная причина отравления реактора — 135Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн). Период полураспада 135Xe T1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7 %. Основная часть 135Xe образуется в результате распада 135I (T1/2 = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3 %. Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям:
При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это ТВЭЛы разных «возрастов». В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов. Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч — 1 %, через сутки — 0,4 %, через год — 0,05 % от первоначальной мощности. Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235U называется коэффициентом конверсии KK. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т KK = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства КВ. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4-1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает. Управление ядерным реакторомУправление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут. Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном В, Cd и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока. На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней — система аварийной защиты. Остаточное тепловыделениеВажной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем. Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии. Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора[8][9][10][11]. См. такжеЛитератураПримечания
Ссылкиdic.academic.ru ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР - это... Что такое ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР? ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, устройство, в котором реакция ДЕЛЕНИЯ АТОМНОГО ЯДРА (а иногда - ЯДЕРНЫЙ СИНТЕЗ - см. ТОКАМАК) используется для выработки энергии или для производства радиоактивных веществ. Топливом в ядерном реакторе служат тяжелые радиоактивные металлы: УРАН-235, уран-233 или ПЛУТОНИЙ-239. Атомы этих металлов спонтанно расщепляются, подвергаясь процессу, называемому РАДИОАКТИВНЫЙ РАСПАД. Некоторые НЕЙТРОНЫ, высвобождаемые в этом процессе, ударяют в ядра топливных атомов, заставляя их подвергаться делению и излучать еще больше нейтронов. Эти нейтроны, в свою очередь, ударяют больше атомов, и таким образом начинается ЯДЕРНАЯ ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ. Обычно при цепных реакциях применяют вещества, называемые ЗАМЕДЛИТЕЛЯМИ, для уменьшения скорости нейтронов до скорости , на которой цепная реакция является самоподдерживающейся. Этот процесс происходит в активной зоне ядерного реактора. Цепная реакция управляется путем вставления в активную зону реактора регулирующих стержней, которые содержат материал, впитывающий нейтроны, например, кадмий или бор. Тепло, вырабатываемое ядерной реакцией, поглощается циркулирующим теплоносителем и перемещается в паровой котел, где под воздействием этого тепла образуется пар. Пар приводит в движение ТУРБИНУ, вращающую ГЕНЕРАТОР, который в свою очередь производит электричество. В зависимости от типа теплоносителя различают несколько видов ядерных реакторов. Например, ядерный реактор с кипящей водой и реактор с водой под давлением - самый распространенный на сегодняшний день тип реактора. Оба эти реактора используют воду в качестве теплоносителя и замедлителя. В усовершенствованных газоохлаждаемых реакторах в роли теплоносителя выступает газ, обычно углекислый. В быстрых реакторах не используются замедлители, а деление атомного ядра вызывается БЫСТРЫМИ НЕЙТРОНАМИ. Этот вид реактора создает большую температуру, и в качестве теплоносителя здесь используется жидкий металл, обычно жидкий натрий. Такие реакторы производят больше расщепляющегося вещества, чем расходуют, и иногда называются «реакторами-размножителями». Лишние нейтроны, полученные в процессе деления атомных ядер топлива, такого как уран-235, не поглощаются регулирующими стержнями, а используются для бомбардировки атомов менее активного урана-238, который при этом превращается в активный изотоп - плутоний-239. Когда первичное топливо заканчивается, плутоний может быть использован как ядерное топливо для других реакторов или в АТОМНОМ ОРУЖИИ. см. также ИСТОЧНИКИ ЭЛЕКТРИЧЕСТВА.Реактор с водой под давлением так назван, потому что первый теплоноситель (1), проходящий по активной зоне ядерного реактора (2), находится под давлением, которое предохраняет его от вскипания. Топливо, уран-235, загружается в реактор в капсулах(«таблетках») (3), помещенных в топливные стержни (4). Для предотвраще-ния бесконтрольной цепной реакции, топливные стержни разделены регулирующими стержнями из графита (5). Все стержни загружаются в реактор сверху (6). Первый теплоноситель нагревается за смет реакции деления, проходящей в топливных стержнях, и направляется в паровой генератор (7), где он перегревает второй теплоноситель. Второй теплоноситель(8) покидает защитный сосуд (9) и вращает турбину (10), которая посредством генератора (11)производит электричество. Третий теплоноситель (12) охлаждает второй теплоноситель, передавая тепло в море, реку или озеро. Уменьшение температуры второго теплоносителя увеличи вает эффективность переноса тепла от первого ко второму теплоносителю Прилагаемая фото Научно-технический энциклопедический словарь.
Смотреть что такое "ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР" в других словарях:
dic.academic.ru |
|
||||||||||||||||||
|
|
||||||||||||||||||
|
Использование ядерной энергии для получения электроэнергии осуществляется при помощи специальных аппаратов, которые называют ядерными реакторами.
В реакторе процесс высвобождения энергии идет постепенно, поскольку в цепной реакции деления нейтроны освобождаются не одновременно. Большая часть нейтронов образуется менее чем через 0,001 секунды – это так называемые мгновенные нейтроны. Другая часть (около 0,7%) образуется через 13 секунд – это запоздалые нейтроны. Именно они дают возможность регулировать скорость прохождения цепной реакции при помощи специальных стержней, которые поглощают избыток нейтронов. Стержни вводятся в активную зону реактора и стабилизируют процесс размножение нейтронов на безопасном уровне.
