Ядерный реактор

Размещено на http://www.allbest.ru/

Размещено на http://www.allbest.ru/

Реферат

«Ядерный реактор»

Ядерный реактор

Ядерный реактор (атомный реактор), устройство для осуществления управляемой ядерной цепной реакции деления. Первый ядерный реактор пущен в 1942 в США под руководством Э. Ферми. Первый европейский реактор ядерный реактор создан в Москве под руководством И.В. Курчатов. К 1982 году в мире работает около тысячи ядерных реакторов различных типов. Деление ядер происходит в активной зоне реактора, в которой сосредоточено ядерное топливо, и сопровождается высвобождением значительного количества энергии.

реактор атомный энергетический деление

Схема энергетического ядерного реактора

Ядерные реакторы различают: по энергии нейтронов, вызывающих деление ядер (ядерные реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах); по характеру распределения ядерного топлива (гомогенные и гетерогенные); по используемому замедлителю (графитовые, водо-водяные и др.); по назначению (энергетические, исследовательские) и т.д. Используют для выработки электрической энергии на атомных электростанциях и в ядерных силовых установках атомных судов, для научных исследований, воспроизводства ядерного топлива и т.д. Основными частями любого ядерного реактора являются: активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия; отражатель нейтронов, окружающий активную зону; теплоноситель; система регулирования цепной реакции; радиационная защита.

Основная характеристика ядерного реактора - его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3^. 10¹⁶ актов деления в 1 секунду. Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом размножения нейтронов К_эф в активной зоне или реактивностью р=(К_эф-1)/ К_эф. Если К_эф>1, то цепная реакция нарастает во времени, ядерный реактор находится надкритичном состоянии и его реактивность р>0; если К_эф<1, то реакция затухает, реактор подкритичен, р>0; при К_эф=1, р=0, реактор находится в критичном состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. При пуске ядерного реактора в активную зону обычно вносят источник нейтронов (Ra+Be, ²⁵²Cf и другие), хотя это не обязательно, так как спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при К_эф>1.

В качестве делящегося вещества в ядерном реакторе применяют ²³⁵U, ²³⁹Pu, ²³³U. Если активная зона, кроме ядерного топлива, содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах может быть использован природный уран (такими были первые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией Еn>10 кэВ (быстрый реактор). Возможны также ядерные реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1-1000эВ.

По конструкции ядерные реакторы делятся на гетерогенные, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов, и гомогенные, в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном ядерном реакторе в виде стержней, называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛами), образуют правильную решётку (наиболее распространнёые ядерные ректоры.

Условие критичности ядерного реактора имеет вид: К_эф=К^.Р=1, где (1-Р) - вероятность утечки нейтронов из активной зоны ядерного реактора, К-коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый так называемой «формулой четырёх сомножителей».

Значение v и n для тепловых нейтронов (по данным 1977 г.)

Здесь V - среднее число нейтронов, возникающее при делении. При увеличении энергии Еn нейтрона, вызывавшего деление, v растёт по закону: v= v_т+0,15 Еn, где v_т соответствует тепловым нейтронам. Объём энергетического ядерного реактора достигает сотен м³ и определяется главным образом возможностями теплосъёма. Минимальное количество делящегося вещества и минимальные размеры активной зоны, при которых в ядерном реакторе возможна цепная реакция, называется критической массой и критическим объёмом ядерного реактора. Наименьшей критической массой обладают ядерные реакторы с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для ²³⁵U критическая масса 0,8 кг, для ²³⁹Pu - 0,5 кг, для ²⁵²Cf - 10г. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, направленный цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).

Вероятность резонансного захвата (1-ф) нейтронов ядрами ²³⁸U в процессе замедления существенно снижается в гетерогенных ядерных реакторах, так как число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри уранового блока и в поглощении участвует только внешний слой блока именно гетерогенная структура ядерного реактора позволяет осуществить цепной процесс на естественном уране. При этом уменьшается вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.

Классификация ядерных реакторов

по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции деления;

по принципу размещения топлива и замедлителя;

по целевому назначению;

по виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.

По уровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных (резонансных) энергий и в соответствии с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах (иногда для краткости их называют тепловыми, быстрыми и промежуточными).

В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.

В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива ²³⁵U в активной зоне от 1 до 100 кг/м³ и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива ²³⁵U или ²³⁹U порядка 1000 кг/м³ и отсутствие замедлителя в активной зоне.

В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива ²³⁵U в ней от 100 до 1000 кг/м³.

В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1-3%). Необходимость в замедлителе нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших.

Ядерные реакторы делятся на несколько групп:

по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;

по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;

по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:

водо-водяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением;

уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом;

тяжеловодные канальные реакторы и др.

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают:

энергетические;

конверторы и размножители;

исследовательские и многоцелевые;

транспортные и промышленные.

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).

Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями. В реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного.

В реакторе - размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.

Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов.

Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч киловатт.

Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Энергетический ядерный реактор

Энергетический ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов - слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.

Размещено на Allbest.ru