Таблица с ядрен реактор. Ядрен реактор, принцип на работа, работа на ядрен реактор

Ядреният реактор работи гладко и точно. В противен случай, както знаете, ще има проблеми. Но какво става вътре? Нека се опитаме да формулираме принципа на работа на ядрен (атомен) реактор кратко, ясно, със спирания.

Всъщност там протича същия процес като при ядрена експлозия. Едва сега експлозията се случва много бързо, но в реактора всичко това се разтяга за дълго време. В резултат на това всичко остава безопасно и стабилно, а ние получаваме енергия. Не толкова, че всичко наоколо беше издухано, но напълно достатъчно, за да осигури на града електричество.

Преди да разберете как протича контролирана ядрена реакция, трябва да знаете какво ядрена реакция изобщо.

Ядрена реакция Процесът на трансформация (делене) на атомните ядра, когато те взаимодействат с елементарни частици и гама кванти.

Ядрените реакции могат да протичат както с абсорбция, така и с освобождаване на енергия. Втори реакции се използват в реактора.

Ядрен реактор - е устройство, чиято цел е да поддържа контролирана ядрена реакция с освобождаване на енергия.

Често ядрен реактор се нарича още атомен. Обърнете внимание, че тук няма фундаментална разлика, но от гледна точка на науката е по-правилно да използвате думата „ядрена“. В момента има много видове ядрени реактори. Това са огромни индустриални реактори, предназначени да генерират енергия в електроцентрали, ядрени реактори в подводници, малки експериментални реактори, използвани в научни експерименти. Има дори реактори, използвани за обезсоляване на морска вода.

Историята на създаването на ядрен реактор

Първият ядрен реактор стартира през не толкова далечната 1942 година. Това се случи в САЩ под ръководството на Ферми. Този реактор беше наречен „Чикагската дървоядка“.

През 1946 г. стартира първият съветски реактор под ръководството на Курчатов. Тялото на този реактор представлява топка с диаметър седем метра. Първите реактори нямаха система за охлаждане и тяхната мощност беше минимална. Между другото, съветският реактор е имал средна мощност 20 вата, докато американският е имал само 1 ват. За сравнение: средната мощност на съвременните енергийни реактори е 5 гигавата. По-малко от десет години след пускането на първия реактор в град Обнинск бе открита първата в света индустриална ядрена централа.

Принципът на работа на ядрен (атомен) реактор

Всеки ядрен реактор има няколко части: активна зона от гориво и забавител , неутронен рефлектор , антифриз , система за контрол и защита ... Изотопите най-често се използват като гориво в реакторите уран (235, 238, 233), плутоний (239) и торий (232). Активната зона е котел, през който тече обикновена вода (топлоносител). Сред другите охлаждащи течности по-рядко се използват "тежка вода" и течен графит. Ако говорим за работата на атомна електроцентрала, тогава ядрен реактор се използва за генериране на топлина. Самото електричество се генерира по същия метод, както в другите видове електроцентрали - парата върти турбината, а енергията на движение се преобразува в електрическа енергия.

По-долу е представена диаграма на работата на ядрен реактор.

Както вече казахме, по време на разпадането на тежко ураново ядро \u200b\u200bсе образуват по-леки елементи и няколко неутрона. Получените неутрони се сблъскват с други ядра, което също предизвиква тяхното делене. В този случай броят на неутроните нараства като лавина.

Тук трябва да се спомене коефициент на умножение на неутрон ... Така че, ако този коефициент надвиши стойност, равна на единица, настъпва ядрена експлозия. Ако стойността е по-малка от една, има твърде малко неутрони и реакцията умира. Но ако поддържате стойността на коефициента равна на единица, реакцията ще продължи дълго и стабилно.

Въпросът е как да направите това? В реактора горивото е в т.нар горивни елементи (TVELakh). Това са пръчки, в които под формата на малки таблетки има ядрено гориво ... Горивните пръчки са свързани в шестоъгълни касети, от които в реактора могат да бъдат стотици. Касетите с горивни пръчки са разположени вертикално, като всеки горивен прът има система, която ви позволява да регулирате дълбочината на потапянето му в сърцевината. В допълнение към самите касети, сред тях има контролни пръти и аварийни предпазни пръти ... Пръчките са направени от материал, който добре абсорбира неутроните. По този начин контролните пръти могат да бъдат спуснати на различни дълбочини в сърцевината, като по този начин се регулира коефициентът на умножение на неутроните. Аварийните пръти са проектирани да изключват реактора в случай на спешност.

Как се стартира ядрен реактор?

Разбрахме самия принцип на работа, но как да стартираме и да накараме реактора да работи? Грубо казано, ето го - парче уран, но верижната реакция не започва в него сама по себе си. Факт е, че в ядрената физика има концепция критична маса .

Критичната маса е масата на делящата се материя, необходима за началото на ядрена верижна реакция.

С помощта на горивни пръти и контролни пръти в реактора първо се създава критична маса от ядрено гориво, след което реакторът се довежда до оптималното ниво на мощност на няколко етапа.

В тази статия се опитахме да ви дадем обща представа за структурата и принципа на работа на ядрен (атомен) реактор. Ако имате въпроси по темата или в университета, те зададоха проблем в ядрената физика - моля, свържете се специалисти на нашата компания... Ние, както обикновено, сме готови да ви помогнем да решите всеки належащ въпрос в проучванията си. Междувременно ние правим това, вашето внимание е поредното образователно видео!

Особено ядрата на изотопа и най-ефективно улавят бавни неутрони. Вероятността за улавяне на бавни неутрони с последващо делене на ядра е стотици пъти по-голяма от тази на бързите. Следователно в ядрените реактори, захранвани от природен уран, се използват неутронни модератори за увеличаване на коефициента на умножение на неутроните. Процесите в ядрен реактор са показани схематично на фигура 13.15.

Основните елементи на ядрен реактор. Фигура 13.16 показва диаграма на електроцентрала с ядрен реактор.

Основните елементи на ядрения реактор са: ядрено гориво, неутронен модератор (тежка или обикновена вода, графит и др.), Охлаждаща течност за отстраняване на енергията, генерирана по време на работа на реактора (вода, течен натрий и др.), И устройство за регулиране на скоростта на реакцията (въведено пръчки, съдържащи кадмий или бор - вещества, които добре абсорбират неутроните от реактора). Отвън реакторът е заобиколен от защитна обвивка, която блокира γ-излъчването и неутроните. Черупката е от бетон, изпълнен с желязо.

Ферми Енрико (1901 - 1954)- големият италиански физик, който направи голям принос за развитието на съвременната теоретична и експериментална физика. През 1938 г. емигрира в САЩ. Едновременно с Дирак той създава квантовата статистическа теория на електроните и други частици (статистика на Ферми - Дирак). Разработена количествена теория на p-разпадането - прототип на съвременната квантова теория за взаимодействието на елементарните частици. Той направи редица фундаментални открития в неутронната физика. Под негово ръководство през 1942 г. за първи път се провежда контролирана ядрена реакция.

Най-добрият модератор е тежка вода (виж § 102). Самата обикновена вода улавя неутрони и се превръща в тежка вода. Графитът, чиито ядра не абсорбират неутрони, също се счита за добър модератор.

Критична маса. Коефициентът на умножение k може да бъде равен на единство, само ако размерите на реактора и, съответно, масата на уран надвишават някои критични стойности. Критичната маса е най-малката маса от делящ се материал, при която все още може да протече ядрена верижна реакция.

При малки размери изтичането на неутрони през повърхността на ядрото на реактора (обемът, в който са разположени урановите пръти) е твърде голям.

С увеличаването на размера на системата броят на ядрата, участващи в деленето, се увеличава пропорционално на обема, а броят на загубените неутрони поради изтичане нараства пропорционално на повърхността. Следователно, чрез увеличаване на размера на системата е възможно да се достигне стойността на коефициента на умножение k 1. Системата ще има критични размери, ако броят на неутроните, загубени поради улавяне и изтичане, е равен на броя на неутроните, получени в процеса на делене. Критичните размери и съответно критичната маса се определят от вида на ядреното гориво, модератора и конструктивните характеристики на реактора.

За чист (без модератор) уран във формата на сфера критичната маса е приблизително 50 кг. В този случай радиусът на сферата е приблизително 9 см (уранът е много тежко вещество). Чрез използване на неутронни модератори и отразяваща неутрон берилиева обвивка критичната маса се намалява до 250 g.

Курчатов Игор Василиевич (1903-1960)- съветски физик и организатор на научни изследвания, три пъти Герой на социалистическия труд. През 1943 г. оглавява научната работа, свързана с атомния проблем. Под негово ръководство са създадени първият атомен реактор в Европа (1946 г.) и първата съветска атомна бомба (1949 г.). Ранна работа, свързана с изучаването на фероелектрици, ядрени реакции, причинени от неутрони, изкуствена радиоактивност. Откриха съществуването на възбудени състояния на ядра със сравнително дълъг "живот".

Реакторът се управлява от пръчки, съдържащи кадмий или бор. С пръчки, удължени от сърцевината на реактора k\u003e 1, и с напълно удължени пръчки, k< 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Бързи неутронни реактори. Изградени са реактори, работещи без модератор на бързи неутрони. Тъй като вероятността от делене, причинена от бързи неутрони, е малка, такива реактори не могат да работят на естествен уран.

Реакцията може да се поддържа само в обогатена смес, съдържаща най-малко 15% от изотопа. Предимството на бързите реактори е, че те генерират значително количество плутоний, който след това може да се използва като ядрено гориво. Тези реактори се наричат \u200b\u200bразвъдни реактори, защото възпроизвеждат делящ се материал. Реакторите с коефициент на размножаване до 1,5 са в процес на изграждане. Това означава, че деленето на 1 kg изотоп в реактора произвежда до 1,5 kg плутоний. В конвенционалните реактори коефициентът на размножаване е 0,6-0,7.

Първите ядрени реактори. За първи път ценна реакция на ядрено делене на уран беше проведена в САЩ от екип учени, ръководен от Енрико Ферми през декември 1942 г.

У нас първият ядрен редактор е пуснат на 25 декември 1946 г. от екип от физици начело с нашия забележителен учен Игор Василиевич Курчатов. В момента са създадени различни видове реактори, които се различават един от друг както по мощност, така и по предназначение.

В ядрените реактори, освен ядрено гориво, има неутронна модератор и контролни пръти. Освободената енергия се отстранява от топлоносителя.

1. Какво е критична маса!
2. Защо се използва неутронен модератор в ядрен реактор!

Съдържание на урока контур на урока подкрепа рамка презентация урок ускоряване методи интерактивни технологии практика задачи и упражнения семинари за самопроверка, обучения, казуси, куестове, домашни задачи дискусионни въпроси риторични въпроси от учениците Илюстрации аудио, видео клипове и мултимедия снимки, снимки, диаграми, таблици, схеми хумор, анекдоти, забавление, комикси притчи, поговорки, кръстословици, цитати добавки резюмета статии чипове за любопитни мамят листове учебници основен и допълнителен речник на термини други Подобряване на учебниците и уроците корекции на грешки в урока актуализиране на фрагмент от учебниците елементи на иновациите в урока, заменящи остарелите знания с нови Само за учители перфектни уроци календарен план за годината методически препоръки на дискусионната програма Интегрирани уроци

Устройство и принцип на работа

Механизъм за освобождаване на енергия

Превръщането на веществото се придружава от освобождаване на свободна енергия, само ако веществото има запас от енергия. Последното означава, че микрочастиците на веществото са в състояние с енергия на покой, по-голяма, отколкото в друго възможно състояние, преходът към който съществува. Спонтанният преход винаги е възпрепятстван от енергийна бариера, за преодоляването на която една микрочастица трябва да получава отвън определено количество енергия - възбуждаща енергия. Екзоенергетичната реакция се състои в това, че при трансформацията след възбуждането се отделя повече енергия, отколкото е необходимо за възбуждане на процеса. Има два начина за преодоляване на енергийната бариера: или поради кинетичната енергия на сблъскващите се частици, или поради енергията на свързване на присъединяващата се частица.

Ако имаме предвид макроскопичните мащаби на освобождаване на енергия, тогава кинетичната енергия, необходима за възбуждане на реакциите, трябва да има цялата или в началото поне част от частиците на веществото. Това е постижимо само когато температурата на средата се повиши до стойност, при която енергията на топлинното движение се доближава до стойността на енергийния праг, който ограничава процеса. В случай на молекулни трансформации, тоест химически реакции, такова увеличение обикновено е стотици келвин, докато в случай на ядрени реакции е поне 10 7 поради много високата височина на кулоновите бариери на сблъскващи се ядра. Топлинното възбуждане на ядрените реакции се реализира на практика само по време на синтеза на най-леките ядра, за които кулоновите бариери са минимални (термоядрен синтез).

Възбуждането чрез свързване на частици не изисква голяма кинетична енергия и следователно не зависи от температурата на средата, тъй като се получава поради неизползвани връзки, присъщи на частиците на силите на привличане. Но самите частици са необходими, за да възбудят реакциите. И ако отново имаме предвид не отделен акт на реакция, а производство на енергия в макроскопски мащаб, то това е възможно само когато възникне верижна реакция. Последното възниква, когато частиците, които възбуждат реакцията, се появяват отново като продукти на екзоенергетична реакция.

Дизайн

Всеки ядрен реактор се състои от следните части:

• Ядро с ядрено гориво и модератор;
• Неутронен отражател, заобикалящ ядрото;
• Система за контрол на верижната реакция, включително аварийна защита;
• Радиационна защита;
• Система за дистанционно управление

Физически принципи на работа

Вижте и основните статии:

Сегашното състояние на ядрен реактор може да се характеризира с ефективния коефициент на умножение на неутрон к или реактивност ρ , които са свързани със следната връзка:

Тези стойности се характеризират със следните стойности:

• к \u003e 1 - верижната реакция нараства с времето, реакторът е вътре свръхкритично състояние, неговата реактивност ρ > 0;
• к < 1 - реакция затухает, реактор - подкритична, ρ < 0;
• к = 1, ρ \u003d 0 - броят на ядрените деления е постоянен, реакторът е в стабилна критичен състояние.

Състояние на критичност на ядрен реактор:

където

Преобразуването на коефициента на умножение в единство се постига чрез балансиране на умножението на неутроните с техните загуби. Всъщност има две причини за загубите: улавяне без делене и изтичане на неутрони извън размножителната среда.

Очевидно е, к< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 за топлинните реактори може да се определи по така наречената "формула на 4 фактора":

където

• η е добивът на неутрон при две абсорбции.

Обемът на съвременните силови реактори може да достигне стотици м³ и се определят главно не от условията на критичност, а от възможностите за отстраняване на топлината.

Критичен обем ядрен реактор - обемът на ядрото на реактора в критично състояние. Критична маса е масата на делящия се материал на реактора в критично състояние.

Най-малко критична маса притежават реактори, в които водните разтвори на соли от чисти делящи се изотопи с воден отражател на неутрони служат като гориво. За 235 U тази маса е 0,8 кг, за 239 Pu е 0,5 kg. Широко известно е обаче, че критичната маса за LOPO реактора (първият в света обогатен уранов реактор) с рефлектор на берилиев оксид е 0.565 kg, въпреки обогатяването на изотопите 235 само малко над 14%. Теоретично той има най-малката критична маса, за която тази стойност е само 10 g.

За да се намали изтичането на неутрон, сърцевината има сферична или почти сферична форма, например къс цилиндър или куб, тъй като тези цифри имат най-малкото съотношение между повърхност и обем.

Въпреки факта, че стойността на (e - 1) обикновено е малка, ролята на бързото размножаване на неутрони е доста голяма, тъй като за големите ядрени реактори (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

За да започне верижна реакция, обикновено се образуват достатъчно неутрони по време на спонтанното делене на ядра на уран. Възможно е също така да се използва външен източник на неутрон за стартиране на реактора, например смес от и или други вещества.

Йодна яма

Основна статия: Йодна яма

Йоден кладенец - състоянието на ядрен реактор след неговото изключване, характеризиращо се с натрупване на краткотраен изотоп на ксенон. Този процес води до временна поява на значителна отрицателна реактивност, което от своя страна прави невъзможно привеждането на реактора до неговия проектен капацитет в рамките на определен период (около 1-2 дни).

класификация

По уговорка

По естеството на тяхното използване ядрените реактори се делят на:

• Силови реактори, предназначени за производство на електрическа и топлинна енергия, използвани в електроенергийната промишленост, както и за обезсоляване на морската вода (реакторите за обезсоляване също се класифицират като промишлени). Такива реактори се използват главно в атомни електроцентрали. Топлинната мощност на съвременните силови реактори достига 5 GW. Отличава се отделна група:
  • Транспортни реакторипроектиран да доставя енергия на двигателите на превозните средства. Най-широките групи за приложение са морските транспортни реактори, използвани на подводници и различни повърхностни кораби, както и реактори, използвани в космическите технологии.
• Експериментални реакторипроектирани за изучаване на различни физични величини, стойността на които е необходима за проектирането и работата на ядрените реактори; мощността на такива реактори не надвишава няколко kW.
• Изследователски реактори, в която потоците от неутрони и гама-кванти, генерирани в ядрото, се използват за изследвания в областта на ядрената физика, физиката на твърдото тяло, радиационната химия, биологията, за тестване на материали, предназначени за работа в интензивни потоци от неутрони (включително части ядрени реактори) за производство на изотопи. Мощността на изследователските реактори не надвишава 100 MW. Освободената енергия обикновено не се използва.
• Промишлени (оръжия, изотопни) реакториизползвани за производството на изотопи, използвани в различни области. Най-широко използван за производството на материали за ядрени оръжия като 239 Pu. Промишлените реактори включват и реактори, използвани за обезсоляване на морска вода.

Реакторите често се използват за решаване на два или повече различни проблема, в този случай те се наричат универсален... Например, някои енергийни реактори, особено в зората на ядрената енергия, са били предназначени главно за експерименти. Бързите реактори могат да бъдат както енергийни, така и да произвеждат изотопи. Промишлените реактори, в допълнение към основната си задача, често генерират електрическа и топлинна енергия.

По спектър от неутрони

• Термичен (бавен) неутронен реактор ("термичен реактор")
• Бърз реактор ("бърз реактор")

Чрез поставяне на гориво

• Хетерогенни реактори, при които горивото се поставя в ядрото дискретно под формата на блокове, между които има модератор;
• Хомогенни реактори, при които горивото и модераторът са хомогенна смес (хомогенна система).

В хетерогенен реактор, горивото и модераторът могат да бъдат разделени пространствено, по-специално, в кухина реактор, модераторът-рефлектор обгражда кухина с гориво, което не съдържа модератор. От ядрено-физическа гледна точка, критерият за хомогенност / хетерогенност не е проектирането, а поставянето на горивни блокове на разстояние, превишаващо дължината на неутронна умереност в даден модератор. Така реакторите с така наречената "плътна решетка" се изчисляват като хомогенни, въпреки че горивото обикновено се отделя от модератора.

Блокове от ядрено гориво в хетерогенен реактор се наричат \u200b\u200bгоривни сглобки (FA), които се поставят в сърцевината в възлите на редовна мрежа, образувайки клетка.

По вид гориво

• изотопи на уран 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• плутониев изотоп 239 (239 Pu), също изотопи 239-242 Pu под формата на смес с 238 U (MOX гориво)
• ториев изотоп 232 (232 Th) (чрез преобразуване в 233 U)

По степента на обогатяване:

• естествен уран
• слабо обогатен уран
• силно обогатен уран

По химичен състав:

• метал U
• UC (уранов карбид) и т.н.

По вида на охлаждащата течност

• Газ, (виж графит-газов реактор)
• D 2 O (тежка вода, виж ядрен реактор за тежка вода, CANDU)

По характера на модератора

• C (графит, виж реактор Графит-газ, реактор Графит-вода)
• H 2 O (вода, вж. Реактор за лека вода, реактор с водна модерация, VVER)
• D 2 O (тежка вода, виж ядрен реактор за тежка вода, CANDU)
• Метални хидриди
• Без модератор (виж Бърз реактор)

По дизайн

Чрез генериране на пара

• Реактор с външен парогенератор (Виж воден реактор под налягане, VVER)

Класификация на МААЕ

• PWR (водни реактори под налягане) - воден реактор под налягане (воден реактор под налягане);
• BWR (реактор за вряща вода) - реактор за вряща вода;
• FBR (реактор за бързо развъждане) - реактор за бързо развъждане;
• GCR (реактор с газово охлаждане) - реактор с газово охлаждане;
• LWGR (лек воден графитен реактор) - графит-воден реактор
• PHWR (реактор с тежка вода под налягане) - реактор за тежка вода

Най-разпространените в света са реактори с водно охлаждане (около 62%) и кипящи (20%) реактори.

Реакторни материали

Материалите, използвани за изграждане на реактори, работят при високи температури в областта на неутрони, γ-кванта и фрагменти от делене. Следователно, не всички материали, използвани в други отрасли на технологията, са подходящи за изграждане на реактор. При избора на материали за реактора се вземат предвид тяхната радиационна устойчивост, химическа инертност, напречно сечение на абсорбция и други свойства.

Радиационната нестабилност на материалите влияе по-малко при високи температури. Подвижността на атомите става толкова голяма, че вероятността за връщане на атомите, избити от кристалната решетка, на мястото им или рекомбинацията на водород и кислород във водна молекула се увеличава значително. По този начин радиолизата на водата е незначителна в некипящи силови реактори (например VVER), докато в мощни изследователски реактори се отделя значително количество експлозивна смес. Реакторите имат специални системи за изгарянето му.

Материалите на реактора са в контакт помежду си (облицовка на горивен елемент с охлаждаща течност и ядрено гориво, касети за гориво с охлаждаща течност и модератор и др.). Естествено, контактните материали трябва да бъдат химически инертни (съвместими). Пример за несъвместимост са уранът и горещата вода, които реагират химически.

За повечето материали якостните свойства рязко се влошават с повишаване на температурата. В силовите реактори структурните материали работят при високи температури. Това ограничава избора на строителни материали, особено за онези части на силов реактор, които трябва да издържат на високо налягане.

Изгаряне и възпроизвеждане на ядрено гориво

По време на работа на ядрен реактор, поради натрупването на делящи се фрагменти в горивото, неговият изотопен и химичен състав се променя и се образуват трансуранови елементи, главно изотопи. Нарича се ефектът на делящите се фрагменти върху реактивността на ядрен реактор отравяне (за радиоактивни отломки) и отлагането на нагар (за стабилни изотопи).

Основната причина за отравянето на реактора е тази с най-голямо напречно сечение на неутронна абсорбция (2,6 · 10 6 хамбара). Полуживот 135 Xe T 1/2 \u003d 9.2 часа; добивът от делене е 6-7%. Основната част от 135 Xe се образува в резултат на разпада ( T 1/2 \u003d 6.8 часа). В случай на отравяне, Кеф се променя с 1-3%. Големото напречно сечение на 135 Xe и наличието на междинен изотоп 135 I водят до две важни явления:

1. До увеличаване на концентрацията от 135 Xe и съответно до намаляване на реактивността на реактора след неговото спиране или намаляване на мощността ("йоден кладенец"), което прави кратковременните спирания и колебанията на изходната мощност невъзможни. Този ефект се преодолява чрез въвеждане на граница на реактивност в регулаторите. Дълбочината и продължителността на йодния кладенец зависят от неутронния поток Ф: при Ф \u003d 5 · 10 18 неутрона / (cm² · sec), продължителността на йодния кладенец е ˜30 h, а дълбочината е 2 пъти по-голяма от стационарната промяна в Keff, причинена от отравяне с 135 Xe.
2. Поради отравяне могат да възникнат пространствено-времеви колебания на неутронния поток Ф и съответно на силата на реактора. Тези трептения се появяват при Ф\u003e 10 18 неутрона / (cm² · sec) и големи размери на реактора. Периодите на трептене са ˜10 h.

Деленето на ядра произвежда голям брой стабилни фрагменти, които се различават по сеченията на абсорбция в сравнение с абсорбционните сечения на делящ се изотоп. Концентрацията на фрагменти с голямо напречно сечение на абсорбция достига до насищане през първите няколко дни от работата на реактора. Това са главно горивни елементи от различни "възрасти".

В случай на пълна подмяна на горивото, реакторът има излишна реактивност, която трябва да бъде компенсирана, докато във втория случай компенсацията се изисква само при първото пускане на реактора. Непрекъснатото зареждане позволява да се увеличи дълбочината на изгаряне, тъй като реактивността на реактора се определя от средните концентрации на делящи се изотопи.

Масата на зареденото гориво надвишава масата на ненатовареното гориво поради "теглото" на освободената енергия. След спиране на реактора, първо основно поради делене чрез забавени неутрони, а след това, след 1-2 минути, поради β- и γ-излъчване от делящите се фрагменти и трансуранови елементи, енергията продължава да се отделя в горивото. Ако реакторът е работил достатъчно дълго до момента на спиране, след 2 минути след спирането, освобождаването на енергия е около 3%, след 1 час - 1%, след ден - 0,4%, след година - 0,05% от първоначалната мощност.

Съотношението на броя на делящите се изотопи Pu, образувани в ядрен реактор, към количеството 235 U, изгорено, се нарича процент на конверсия К К. Стойността на K K нараства с намаляването на обогатяването и изгарянето. За реактор с тежка вода, използващ естествен уран, с изгаряне 10 GW на ден / т, K K \u003d 0,55, и за малки изгаряния (в този случай се нарича K K начален коефициент на плутоний) K K \u003d 0,8. Ако ядрен реактор изгаря и произвежда същите изотопи (развъден реактор), тогава се нарича съотношението на скоростта на размножаване към скоростта на изгаряне. степен на възпроизвеждане K V. В ядрени термични реактори K B< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов г расте и и пада.

Контрол на ядрения реактор

Управлението на ядрен реактор е възможно само поради факта, че част от неутроните по време на делене се излъчват от фрагментите със закъснение, което може да варира от няколко милисекунди до няколко минути.

За контрол на реактора се използват абсорбиращи пръчки, въведени в сърцевината, изработени от материали, които силно абсорбират неутрони (главно някои други) и / или разтвор на борна киселина, добавен към охлаждащата течност с определена концентрация (регулиране на бора). Движението на прътите се контролира от специални механизми, задвижвания, работещи по сигнали от оператора или оборудване за автоматично регулиране на неутронния поток.

В случай на различни аварийни ситуации, всеки реактор осигурява аварийно прекратяване на верижната реакция, осъществявано чрез пускане на всички абсорбиращи пръти в сърцевината - система за аварийна защита.

Остатъчна топлинна енергия

Важен въпрос, пряко свързан с ядрената безопасност, е остатъчната топлина. Това е специфична характеристика на ядреното гориво, която се състои във факта, че след прекратяване на верижната реакция на делене и обичайната топлинна инерция за всеки източник на енергия, отделянето на топлина в реактора продължава дълго време, което създава редица технически сложни проблеми.

Остатъчното отделяне на топлина е следствие на разпадане на β- и γ на продукти на делене, които се натрупват в горивото по време на работа на реактора. В резултат на разпадането, ядрата на продуктите на делене преминават в по-стабилно или напълно стабилно състояние с освобождаването на значителна енергия.

Въпреки че мощността на отделянето на остатъчна топлина бързо намалява до стойности, които са малки в сравнение със стационарните стойности, в мощните силови реактори тя е значителна в абсолютни стойности. Поради тази причина, остатъчното отделяне на топлина води до необходимостта от дълго време да се осигури отнемане на топлина от ядрото на реактора след неговото изключване. Тази задача изисква присъствието в проекта на реакторната инсталация на охладителни системи с надеждно захранване, а също така изисква дългосрочно (за 3-4 години) съхранение на отработено ядрено гориво в съоръжения за съхранение със специален температурен режим - басейни за съхранение, които обикновено се намират в непосредствена близост до реактора.

Вижте също

• Списък на ядрени реактори, проектирани и изградени в Съветския съюз

литература

• Левин В.Е. Ядрена физика и ядрени реактори. 4-то изд. - М .: Атомиздат, 1979.
• Шуколюков А. Ю. „Уран. Естествен ядрен реактор ". „Химия и живот“ № 6, 1980, с. 20-24

бележки

1. ZEEP - първият ядрен реактор в Канада, Канадски научен и технологичен музей.
2. Грешилов А.А., Егупов Н.Д., Матущенко А.М. Ядрен щит. - М .: Логос, 2008 .-- 438 с. -

Устройство и принцип на работа

Механизъм за освобождаване на енергия

Превръщането на веществото се придружава от освобождаване на свободна енергия, само ако веществото има запас от енергия. Последното означава, че микрочастиците на веществото са в състояние с енергия на покой, по-голяма, отколкото в друго възможно състояние, преходът към който съществува. Спонтанният преход винаги е възпрепятстван от енергийна бариера, за преодоляването на която една микрочастица трябва да получава отвън определено количество енергия - възбуждаща енергия. Екзоенергетичната реакция се състои в това, че при трансформацията след възбуждането се отделя повече енергия, отколкото е необходимо за възбуждане на процеса. Има два начина за преодоляване на енергийната бариера: или поради кинетичната енергия на сблъскващите се частици, или поради енергията на свързване на присъединяващата се частица.

Ако имаме предвид макроскопичните мащаби на освобождаване на енергия, тогава кинетичната енергия, необходима за възбуждане на реакциите, трябва да има цялата или в началото поне част от частиците на веществото. Това е постижимо само когато температурата на средата се повиши до стойност, при която енергията на топлинното движение се доближава до стойността на енергийния праг, който ограничава процеса. В случай на молекулни трансформации, тоест химически реакции, такова увеличение обикновено е стотици келвин, докато в случай на ядрени реакции е поне 10 7 поради много високата височина на кулоновите бариери на сблъскващи се ядра. Топлинното възбуждане на ядрените реакции се реализира на практика само по време на синтеза на най-леките ядра, за които кулоновите бариери са минимални (термоядрен синтез).

Възбуждането чрез свързване на частици не изисква голяма кинетична енергия и следователно не зависи от температурата на средата, тъй като се получава поради неизползвани връзки, присъщи на частиците на силите на привличане. Но самите частици са необходими, за да възбудят реакциите. И ако отново имаме предвид не отделен акт на реакция, а производство на енергия в макроскопски мащаб, то това е възможно само когато възникне верижна реакция. Последното възниква, когато частиците, които възбуждат реакцията, се появяват отново като продукти на екзоенергетична реакция.

Дизайн

Всеки ядрен реактор се състои от следните части:

• Ядро с ядрено гориво и модератор;
• Неутронен отражател, заобикалящ ядрото;
• Система за контрол на верижната реакция, включително аварийна защита;
• Радиационна защита;
• Система за дистанционно управление

Физически принципи на работа

Вижте и основните статии:

Сегашното състояние на ядрен реактор може да се характеризира с ефективния коефициент на умножение на неутрон к или реактивност ρ , които са свързани със следната връзка:

Тези стойности се характеризират със следните стойности:

• к \u003e 1 - верижната реакция нараства с времето, реакторът е вътре свръхкритично състояние, неговата реактивност ρ > 0;
• к < 1 - реакция затухает, реактор - подкритична, ρ < 0;
• к = 1, ρ \u003d 0 - броят на ядрените деления е постоянен, реакторът е в стабилна критичен състояние.

Състояние на критичност на ядрен реактор:

където

Преобразуването на коефициента на умножение в единство се постига чрез балансиране на умножението на неутроните с техните загуби. Всъщност има две причини за загубите: улавяне без делене и изтичане на неутрони извън размножителната среда.

Очевидно е, к< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 за топлинните реактори може да се определи по така наречената "формула на 4 фактора":

където

• η е добивът на неутрон при две абсорбции.

Обемът на съвременните силови реактори може да достигне стотици м³ и се определят главно не от условията на критичност, а от възможностите за отстраняване на топлината.

Критичен обем ядрен реактор - обемът на ядрото на реактора в критично състояние. Критична маса е масата на делящия се материал на реактора в критично състояние.

Най-малко критична маса притежават реактори, в които водните разтвори на соли от чисти делящи се изотопи с воден отражател на неутрони служат като гориво. За 235 U тази маса е 0,8 кг, за 239 Pu е 0,5 kg. Широко известно е обаче, че критичната маса за LOPO реактора (първият в света обогатен уранов реактор) с рефлектор на берилиев оксид е 0.565 kg, въпреки обогатяването на изотопите 235 само малко над 14%. Теоретично той има най-малката критична маса, за която тази стойност е само 10 g.

За да се намали изтичането на неутрон, сърцевината има сферична или почти сферична форма, например къс цилиндър или куб, тъй като тези цифри имат най-малкото съотношение между повърхност и обем.

Въпреки факта, че стойността на (e - 1) обикновено е малка, ролята на бързото размножаване на неутрони е доста голяма, тъй като за големите ядрени реактори (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

За да започне верижна реакция, обикновено се образуват достатъчно неутрони по време на спонтанното делене на ядра на уран. Възможно е също така да се използва външен източник на неутрон за стартиране на реактора, например смес от и или други вещества.

Йодна яма

Основна статия: Йодна яма

Йоден кладенец - състоянието на ядрен реактор след неговото изключване, характеризиращо се с натрупване на краткотраен изотоп на ксенон. Този процес води до временна поява на значителна отрицателна реактивност, което от своя страна прави невъзможно привеждането на реактора до неговия проектен капацитет в рамките на определен период (около 1-2 дни).

класификация

По уговорка

По естеството на тяхното използване ядрените реактори се делят на:

• Силови реактори, предназначени за производство на електрическа и топлинна енергия, използвани в електроенергийната промишленост, както и за обезсоляване на морската вода (реакторите за обезсоляване също се класифицират като промишлени). Такива реактори се използват главно в атомни електроцентрали. Топлинната мощност на съвременните силови реактори достига 5 GW. Отличава се отделна група:
  • Транспортни реакторипроектиран да доставя енергия на двигателите на превозните средства. Най-широките групи за приложение са морските транспортни реактори, използвани на подводници и различни повърхностни кораби, както и реактори, използвани в космическите технологии.
• Експериментални реакторипроектирани за изучаване на различни физични величини, стойността на които е необходима за проектирането и работата на ядрените реактори; мощността на такива реактори не надвишава няколко kW.
• Изследователски реактори, в която потоците от неутрони и гама-кванти, генерирани в ядрото, се използват за изследвания в областта на ядрената физика, физиката на твърдото тяло, радиационната химия, биологията, за тестване на материали, предназначени за работа в интензивни потоци от неутрони (включително части ядрени реактори) за производство на изотопи. Мощността на изследователските реактори не надвишава 100 MW. Освободената енергия обикновено не се използва.
• Промишлени (оръжия, изотопни) реакториизползвани за производството на изотопи, използвани в различни области. Най-широко използван за производството на материали за ядрени оръжия като 239 Pu. Промишлените реактори включват и реактори, използвани за обезсоляване на морска вода.

Реакторите често се използват за решаване на два или повече различни проблема, в този случай те се наричат универсален... Например, някои енергийни реактори, особено в зората на ядрената енергия, са били предназначени главно за експерименти. Бързите реактори могат да бъдат както енергийни, така и да произвеждат изотопи. Промишлените реактори, в допълнение към основната си задача, често генерират електрическа и топлинна енергия.

По спектър от неутрони

• Термичен (бавен) неутронен реактор ("термичен реактор")
• Бърз реактор ("бърз реактор")

Чрез поставяне на гориво

• Хетерогенни реактори, при които горивото се поставя в ядрото дискретно под формата на блокове, между които има модератор;
• Хомогенни реактори, при които горивото и модераторът са хомогенна смес (хомогенна система).

В хетерогенен реактор, горивото и модераторът могат да бъдат разделени пространствено, по-специално, в кухина реактор, модераторът-рефлектор обгражда кухина с гориво, което не съдържа модератор. От ядрено-физическа гледна точка, критерият за хомогенност / хетерогенност не е проектирането, а поставянето на горивни блокове на разстояние, превишаващо дължината на неутронна умереност в даден модератор. Така реакторите с така наречената "плътна решетка" се изчисляват като хомогенни, въпреки че горивото обикновено се отделя от модератора.

Блокове от ядрено гориво в хетерогенен реактор се наричат \u200b\u200bгоривни сглобки (FA), които се поставят в сърцевината в възлите на редовна мрежа, образувайки клетка.

По вид гориво

• изотопи на уран 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• плутониев изотоп 239 (239 Pu), също изотопи 239-242 Pu под формата на смес с 238 U (MOX гориво)
• ториев изотоп 232 (232 Th) (чрез преобразуване в 233 U)

По степента на обогатяване:

• естествен уран
• слабо обогатен уран
• силно обогатен уран

По химичен състав:

• метал U
• UC (уранов карбид) и т.н.

По вида на охлаждащата течност

• Газ, (виж графит-газов реактор)
• D 2 O (тежка вода, виж ядрен реактор за тежка вода, CANDU)

По характера на модератора

• C (графит, виж реактор Графит-газ, реактор Графит-вода)
• H 2 O (вода, вж. Реактор за лека вода, реактор с водна модерация, VVER)
• D 2 O (тежка вода, виж ядрен реактор за тежка вода, CANDU)
• Метални хидриди
• Без модератор (виж Бърз реактор)

По дизайн

Чрез генериране на пара

• Реактор с външен парогенератор (Виж воден реактор под налягане, VVER)

Класификация на МААЕ

• PWR (водни реактори под налягане) - воден реактор под налягане (воден реактор под налягане);
• BWR (реактор за вряща вода) - реактор за вряща вода;
• FBR (реактор за бързо развъждане) - реактор за бързо развъждане;
• GCR (реактор с газово охлаждане) - реактор с газово охлаждане;
• LWGR (лек воден графитен реактор) - графит-воден реактор
• PHWR (реактор с тежка вода под налягане) - реактор за тежка вода

Най-разпространените в света са реактори с водно охлаждане (около 62%) и кипящи (20%) реактори.

Реакторни материали

Материалите, използвани за изграждане на реактори, работят при високи температури в областта на неутрони, γ-кванта и фрагменти от делене. Следователно, не всички материали, използвани в други отрасли на технологията, са подходящи за изграждане на реактор. При избора на материали за реактора се вземат предвид тяхната радиационна устойчивост, химическа инертност, напречно сечение на абсорбция и други свойства.

Радиационната нестабилност на материалите влияе по-малко при високи температури. Подвижността на атомите става толкова голяма, че вероятността за връщане на атомите, избити от кристалната решетка, на мястото им или рекомбинацията на водород и кислород във водна молекула се увеличава значително. По този начин радиолизата на водата е незначителна в некипящи силови реактори (например VVER), докато в мощни изследователски реактори се отделя значително количество експлозивна смес. Реакторите имат специални системи за изгарянето му.

Материалите на реактора са в контакт помежду си (облицовка на горивен елемент с охлаждаща течност и ядрено гориво, касети за гориво с охлаждаща течност и модератор и др.). Естествено, контактните материали трябва да бъдат химически инертни (съвместими). Пример за несъвместимост са уранът и горещата вода, които реагират химически.

За повечето материали якостните свойства рязко се влошават с повишаване на температурата. В силовите реактори структурните материали работят при високи температури. Това ограничава избора на строителни материали, особено за онези части на силов реактор, които трябва да издържат на високо налягане.

Изгаряне и възпроизвеждане на ядрено гориво

По време на работа на ядрен реактор, поради натрупването на делящи се фрагменти в горивото, неговият изотопен и химичен състав се променя и се образуват трансуранови елементи, главно изотопи. Нарича се ефектът на делящите се фрагменти върху реактивността на ядрен реактор отравяне (за радиоактивни отломки) и отлагането на нагар (за стабилни изотопи).

Основната причина за отравянето на реактора е тази с най-голямо напречно сечение на неутронна абсорбция (2,6 · 10 6 хамбара). Полуживот 135 Xe T 1/2 \u003d 9.2 часа; добивът от делене е 6-7%. Основната част от 135 Xe се образува в резултат на разпада ( T 1/2 \u003d 6.8 часа). В случай на отравяне, Кеф се променя с 1-3%. Големото напречно сечение на 135 Xe и наличието на междинен изотоп 135 I водят до две важни явления:

1. До увеличаване на концентрацията от 135 Xe и съответно до намаляване на реактивността на реактора след неговото спиране или намаляване на мощността ("йоден кладенец"), което прави кратковременните спирания и колебанията на изходната мощност невъзможни. Този ефект се преодолява чрез въвеждане на граница на реактивност в регулаторите. Дълбочината и продължителността на йодния кладенец зависят от неутронния поток Ф: при Ф \u003d 5 · 10 18 неутрона / (cm² · sec), продължителността на йодния кладенец е ˜30 h, а дълбочината е 2 пъти по-голяма от стационарната промяна в Keff, причинена от отравяне с 135 Xe.
2. Поради отравяне могат да възникнат пространствено-времеви колебания на неутронния поток Ф и съответно на силата на реактора. Тези трептения се появяват при Ф\u003e 10 18 неутрона / (cm² · sec) и големи размери на реактора. Периодите на трептене са ˜10 h.

Деленето на ядра произвежда голям брой стабилни фрагменти, които се различават по сеченията на абсорбция в сравнение с абсорбционните сечения на делящ се изотоп. Концентрацията на фрагменти с голямо напречно сечение на абсорбция достига до насищане през първите няколко дни от работата на реактора. Това са главно горивни елементи от различни "възрасти".

В случай на пълна подмяна на горивото, реакторът има излишна реактивност, която трябва да бъде компенсирана, докато във втория случай компенсацията се изисква само при първото пускане на реактора. Непрекъснатото зареждане позволява да се увеличи дълбочината на изгаряне, тъй като реактивността на реактора се определя от средните концентрации на делящи се изотопи.

Масата на зареденото гориво надвишава масата на ненатовареното гориво поради "теглото" на освободената енергия. След спиране на реактора, първо основно поради делене чрез забавени неутрони, а след това, след 1-2 минути, поради β- и γ-излъчване от делящите се фрагменти и трансуранови елементи, енергията продължава да се отделя в горивото. Ако реакторът е работил достатъчно дълго до момента на спиране, след 2 минути след спирането, освобождаването на енергия е около 3%, след 1 час - 1%, след ден - 0,4%, след година - 0,05% от първоначалната мощност.

Съотношението на броя на делящите се изотопи Pu, образувани в ядрен реактор, към количеството 235 U, изгорено, се нарича процент на конверсия К К. Стойността на K K нараства с намаляването на обогатяването и изгарянето. За реактор с тежка вода, използващ естествен уран, с изгаряне 10 GW на ден / т, K K \u003d 0,55, и за малки изгаряния (в този случай се нарича K K начален коефициент на плутоний) K K \u003d 0,8. Ако ядрен реактор изгаря и произвежда същите изотопи (развъден реактор), тогава се нарича съотношението на скоростта на размножаване към скоростта на изгаряне. степен на възпроизвеждане K V. В ядрени термични реактори K B< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов г расте и и пада.

Контрол на ядрения реактор

Управлението на ядрен реактор е възможно само поради факта, че част от неутроните по време на делене се излъчват от фрагментите със закъснение, което може да варира от няколко милисекунди до няколко минути.

За контрол на реактора се използват абсорбиращи пръчки, въведени в сърцевината, изработени от материали, които силно абсорбират неутрони (главно някои други) и / или разтвор на борна киселина, добавен към охлаждащата течност с определена концентрация (регулиране на бора). Движението на прътите се контролира от специални механизми, задвижвания, работещи по сигнали от оператора или оборудване за автоматично регулиране на неутронния поток.

В случай на различни аварийни ситуации, всеки реактор осигурява аварийно прекратяване на верижната реакция, осъществявано чрез пускане на всички абсорбиращи пръти в сърцевината - система за аварийна защита.

Остатъчна топлинна енергия

Важен въпрос, пряко свързан с ядрената безопасност, е остатъчната топлина. Това е специфична характеристика на ядреното гориво, която се състои във факта, че след прекратяване на верижната реакция на делене и обичайната топлинна инерция за всеки източник на енергия, отделянето на топлина в реактора продължава дълго време, което създава редица технически сложни проблеми.

Остатъчното отделяне на топлина е следствие на разпадане на β- и γ на продукти на делене, които се натрупват в горивото по време на работа на реактора. В резултат на разпадането, ядрата на продуктите на делене преминават в по-стабилно или напълно стабилно състояние с освобождаването на значителна енергия.

Въпреки че мощността на отделянето на остатъчна топлина бързо намалява до стойности, които са малки в сравнение със стационарните стойности, в мощните силови реактори тя е значителна в абсолютни стойности. Поради тази причина, остатъчното отделяне на топлина води до необходимостта от дълго време да се осигури отнемане на топлина от ядрото на реактора след неговото изключване. Тази задача изисква присъствието в проекта на реакторната инсталация на охладителни системи с надеждно захранване, а също така изисква дългосрочно (за 3-4 години) съхранение на отработено ядрено гориво в съоръжения за съхранение със специален температурен режим - басейни за съхранение, които обикновено се намират в непосредствена близост до реактора.

Вижте също

• Списък на ядрени реактори, проектирани и изградени в Съветския съюз

литература

• Левин В.Е. Ядрена физика и ядрени реактори. 4-то изд. - М .: Атомиздат, 1979.
• Шуколюков А. Ю. „Уран. Естествен ядрен реактор ". „Химия и живот“ № 6, 1980, с. 20-24

бележки

1. ZEEP - първият ядрен реактор в Канада, Канадски научен и технологичен музей.
2. Грешилов А.А., Егупов Н.Д., Матущенко А.М. Ядрен щит. - М .: Логос, 2008 .-- 438 с. -

Верижната реакция на делене винаги е придружена от отделяне на огромна енергия. Практическото използване на тази енергия е основната задача на ядрения реактор.

Ядрен реактор е устройство, в което се осъществява контролирана или контролирана реакция на ядрено делене.

Според принципа на работа ядрените реактори се делят на две групи: термични неутронни реактори и реактори с бързи неутрони.

Как работи ядрен термичен реактор

Типичният ядрен реактор съдържа:

• Активна зона и модератор;
• Рефлектор на неутрони;
• Топлоносител;
• Система за контрол на верижната реакция, аварийна защита;
• Система за мониторинг и радиационна защита;
• Система за дистанционно управление

1 - активна зона; 2 - рефлектор; 3 - защита; 4 - контролни пръти; 5 - охлаждаща течност; 6 - помпи; 7 - топлообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - кондензатор.

Активна зона и забавител

В основата се осъществява верижната реакция на контролирано делене.

Повечето ядрени реактори използват тежките изотопи на уран-235. Но в естествените проби от уранова руда съдържанието му е само 0,72%. Тази концентрация не е достатъчна, за да се развие верижна реакция. Следователно рудата е изкуствено обогатена, което довежда съдържанието на този изотоп до 3%.

Делящият се материал или ядреното гориво се поставя в пелети в херметически затворени пръти, наречени горивни пръчки (горивни пръчки). Те пронизват цялото ядро, изпълнено с забавител неутрони.

Защо ви е необходим неутронният модератор в ядрен реактор?

Факт е, че неутроните, родени след разпадането на ядра на уран-235, имат много висока скорост. Вероятността за тяхното улавяне от други уранови ядра е стотици пъти по-малка от вероятността за улавяне на бавни неутрони. И ако скоростта им не бъде намалена, ядрената реакция може да изчезне с времето. Модераторът решава и проблема с намаляването на скоростта на неутроните. Ако водата или графитът се поставят на пътя на бързите неутрони, тяхната скорост може да бъде изкуствено намалена и по този начин броят на частиците, уловени от атомите, може да се увеличи. В същото време за верижна реакция в реактора е необходимо по-малко ядрено гориво.

В резултат на процеса на забавяне, термични неутрони, чиято скорост практически е равна на скоростта на топлинно движение на газовите молекули при стайна температура.

Като модератор в ядрените реактори се използват вода, тежка вода (деутериев оксид D 2 O), берилий и графит. Но най-добрият модератор е тежка вода D 2 O.

Отражател на неутрони

За да се избегне изтичане на неутрон в околната среда, ядрото на ядрен реактор е заобиколено от неутронен рефлектор... Материалите, използвани за отражатели, често са същите като тези, използвани за забавители.

Топлоносител

Топлината, отделена по време на ядрена реакция, се отстранява с помощта на охлаждаща течност. Обикновената естествена вода, предварително пречистена от различни примеси и газове, често се използва като охлаждаща течност в ядрените реактори. Но тъй като водата кипи вече при температура 100 0 С и налягане 1 атм, за да се увеличи точката на кипене, налягането в първичната охладителна течност се увеличава. Водата от първи контур, циркулираща през ядрото на реактора, измива горивните пръти, загрявайки до температура 320 0 С. След това вътре в топлообменника отделя топлина към водата от втори контур. Обменът преминава през топлообменни тръби, така че няма контакт с водата от втората верига. Това изключва попадането на радиоактивни вещества във втория контур на топлообменника.

И тогава всичко се случва като в топлоелектрическа централа. Водата във втората верига се превръща в пара. Парата превръща турбина, която задвижва електрически генератор, който генерира електрически ток.

В реакторите за тежка вода тежката вода D2O служи като охлаждаща течност, а в реакторите с течни метални охлаждащи вещества - разтопен метал.

Система за контрол на верижната реакция

Сегашното състояние на реактора се характеризира с количество, наречено реактивност.

ρ = ( k -1) / к ,

k \u003d n i / n i -1 ,

където к - коефициент на умножение на неутрон,

n i - броя на неутроните от следващо поколение в реакция на ядрено делене,

n i -1 , - броят на неутроните от предишното поколение в същата реакция.

Ако k ˃ 1 , верижната реакция расте, системата се нарича supercriticallyтата. Ако к< 1 , верижната реакция угасва и системата се извиква подкритична... Кога k \u003d 1 реакторът е в стабилно критично състояние, тъй като броят на делящите се ядра не се променя. В това състояние реактивността ρ = 0 .

Критичното състояние на реактора (необходимия коефициент на умножение на неутрон в ядрен реактор) се поддържа чрез движение контролни пръти... Материалът, от който са направени, включва вещества, които абсорбират неутроните. Разширявайки или плъзгайки тези пръчки в сърцевината, те контролират скоростта на реакцията на ядрено делене.

Системата за управление осигурява управление на реактора по време на стартиране, планирано изключване, работа при захранване, както и аварийна защита на ядрения реактор. Това се постига чрез промяна на положението на контролните пръти.

Ако някой от параметрите на реактора (температура, налягане, скорост на повишаване на мощността, разход на гориво и др.) Се отклонява от нормата и това може да доведе до авария, специални параметри се изхвърлят в централната част на сърцевината. аварийни пръти и има бързо прекратяване на ядрената реакция.

За да се гарантира, че параметрите на реактора отговарят на стандартите, те следят системи за мониторинг и радиационна защита.

За да се защити околната среда от радиоактивно излъчване, реакторът се поставя в дебел бетонен калъф.

Системи за дистанционно управление

Всички сигнали за състоянието на ядрения реактор (температура на охлаждащата течност, ниво на радиация в различни части на реактора и т.н.) се изпращат до контролния панел на реактора и се обработват в компютърни системи. Операторът получава цялата необходима информация и препоръки за премахване на определени отклонения.

Бързи реактори

Разликата между реакторите от този тип и термичните неутронни реактори е, че бързите неутрони, възникващи след разпадането на уран-235, не се забавят, а се абсорбират от уран-238, последвано от трансформацията му в плутоний-239. Поради това бързите реактори се използват за получаване на плутоний-239 и топлинна енергия, които генераторите на атомната електроцентрала преобразуват в електрическа енергия.

Ядреното гориво в такива реактори е уран-238, а суровината е уран-235.

В натуралната уранова руда 99.2745% се отчита на уран-238. Когато топлинен неутрон се абсорбира, той не се разделя, а се превръща в изотоп на уран-239.

Известно време след β-разпад, уран-239 се превръща в ядрото на нептуний-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

След втория β-разпад се образува делящ се плутоний-239:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

И накрая, след алфа-разпадането на ядра плутоний-239, се получава уран-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

Горивни пръчки със суровини (обогатени с уран-235) са разположени в сърцевината на реактора. Тази зона е заобиколена от развъдна зона, която се състои от горивни пръти с гориво (обеднен уран-238). Бързите неутрони, излъчвани от ядрото след разпадането на уран-235, се улавят от ядра уран-238. Резултатът е плутоний-239. По този начин в бързо реактори се произвежда ново ядрено гориво.

Течните метали или техните смеси се използват като охлаждащи течности в ядрени реактори с бързи неутрони.

Класификация и приложение на ядрени реактори

Ядрените реактори се използват главно в атомните електроцентрали. С тяхна помощ се получава електрическа и топлинна енергия в индустриален мащаб. Подобни реактори се наричат енергия .

Ядрените реактори се използват широко в задвижващите системи на съвременните ядрени подводници, на космическите кораби и в космическите технологии. Те доставят електрическа енергия на двигателите и се призовават транспортни реактори .

За научни изследвания в областта на ядрената физика и радиационната химия се използват потоци от неутрони, гама кванти, които се получават в ядрото изследователски реактори. Генерираната от тях енергия не надвишава 100 MW и не се използва за промишлени цели.

мощност експериментални реактори дори по-малко. Той достига само няколко кВт. В тези реактори се изучават различни физични количества, чието значение е важно при проектирането на ядрените реакции.

ДА СЕ промишлени реактори включват реактори за производство на радиоактивни изотопи, използвани за медицински цели, както и в различни области на промишлеността и технологиите. Реакторите за обезсоляване на морска вода също се класифицират като индустриални реактори.