Устройство ядерного реактора схема – Как работает ядерный (атомный) реактор
- Комментариев к записи Устройство ядерного реактора схема – Как работает ядерный (атомный) реактор нет
- Советы абитуриенту
ЧАЭС: Тип и устройство реактора
User Rating: / 145- Details
- Parent Category: ЧАЭС
- Category: ЧАЭС сегодня
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.
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 м 3 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 ЧАЭС
На Чернобыльской АЭС было установлено четыре реактора РБКМ-1000. Аббревиатура
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 см 3. 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:
- Бар’яхтар В.Г. та ін. Радіація. Що ми про неї знаємо? / В.Г.Бар’яхтар, В.І. Стрижак, В.О.Поярков. К.: Наук.думка, 1991. – 32 с.
- Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика: В 2-х т. Т.1. Физика атомного ядра. – М.: Атомиздат, 1974 – 584 с.
- Пристер Б.С., Лощилов Н.А., Немец О.Ф., Поярков В.А. Основы сельскохозяйственной радиологии. – Киев: Урожай, 1988. – 256 с.
chornobyl.ru
ЧАЭС: Тип и устройство реактора
Рейтинг: / 145- Подробности
- Родительская категория: ЧАЭС
- Категория: ЧАЭС сегодня
Использование ядерной энергии для получения электроэнергии осуществляется при помощи специальных аппаратов, которые называют
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 ЧАЭС
На 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:
- Бар’яхтар В.Г. та ін. Радіація. Що ми про неї знаємо? / В.Г.Бар’яхтар, В.І. Стрижак, В.О.Поярков. К.: Наук.думка, 1991. – 32 с.
- Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика: В 2-х т. Т.1. Физика атомного ядра. – М.: Атомиздат, 1974 – 584 с.
- Пристер Б.С., Лощилов Н.А., Немец О.Ф., Поярков В.А. Основы сельскохозяйственной радиологии. – Киев: Урожай, 1988. – 256 с.
chornobyl.ru
Типичные схемы ядерных реакторов
- Подробности
- Опубликовано 12.03.2014 13:00
Ядерный реактор производит и контролирует высвобождение энергии от расщепления атомов некоторых элементов. В реакторе атомной электростанции, энергия используется в виде тепла для производства пара, из энергии которого производится электроэнергия.
Принципы использования ядерной энергии для производства электроэнергии, одинаковы для большинства типов реакторов.
Энергия, выделяемая из непрерывного деления атомов топлива, нагревает воду или газ, для производства пара. Пар используется для привода турбин, которые производят электроэнергию (как и в тепловых электростанциях).
Ядерные реакторы первоначально разработаны для приведения в движение подводных лодок и больших военных кораблей.
Наиболее распространены реакторы с водой под давлением (PWR), которые имеет воду, с температурой более чем 300 ° С под давлением в своей основной цепи и генерируют пар во вторичной цепи. Менее многочисленны кипящие реакторы (BWR), в которых тепло производится в активной зоне. Оба типа используют воду и как теплоноситель и замедлитель. Так как вода, как правило, кипит при 100 ° С, они имеют прочные стальные детали, чтобы выдержать давление и температуру.
Водо-водяной реактор (PWR)
Это наиболее распространенный тип, для выработки электроэнергии, в мире используется 230 таких реакторов и еще несколько сотен для военно-морских двигателей. Конструкция реакторов PWR возникла для установки на подводных лодках.
Реакторы типа PWR используют обычную воду и как теплоноситель и замедлитель. Конструкция отличается тем, что первичный контур охлаждения, в сердцевине реактора, находится под очень высоким давлением, а во вторичном контуре, вырабатывается пар для приведения в действие турбины. В России они известны как реакторы типа ВВЭР.
Вода в активной зоне реактора достигает около 325 ° C, следовательно, давление в рабочей зоне составляет около 150 атмосфер, чтобы предотвратить её кипение.
Вторичная цепь находится под меньшим давлением, и вода кипит здесь в теплообменниках. Пар приводит в движение турбину для производства электроэнергии, а затем вода конденсируется и возвращается в первичную цепь.
Реактор кипящей воды (BWR)
Эта конструкция имеет много общего с PWR, за исключением того, что пар генерируется прямо в активной зоне.
Пар проходит через сухие пластины (сепараторы пара) над ядром, а затем непосредственно в турбины, которые, таким образом, являются частью контура реактора. Поскольку вода вокруг активной зоны реакторов, всегда загрязнена радионуклидами, это означает, что турбина должна быть экранирована и иметь радиологическую защиту, для её технического обслуживания.
Реактор тяжелой воды (PHWR)
Конструкция PHWR реактора была разработана в 1950-е годы, а в последнее время также в Индии. Реакторы PHWR обычно используют природный уран (0,7% U-235) в качестве топлива, следовательно, нуждаются в более эффективном замедлителе, в этом случае тяжелой воде (D2O). PHWR производит больше энергии на килограмм добытого урана, чем другие конструкции, но также производит гораздо большее количество использованного топлива на единицу продукции.
Теплоноситель находится в большом резервуаре под названием Каландрия, в котором находится несколько сотен горизонтальных труб под давлением, которые образуют каналы для топлива, охлаждаемый потоком тяжелой воды под высоким давлением в первом контуре. Как и в PWR, кипение основной охлаждающей жидкости вызывает образование пара во вторичной цепи для привода турбины. Такой реактор является менее дорогостоящим, так как не нужно строить сосуд под давлением. Самым ненадежным элементом остаются трубы под давлением.
Расширенный Газоохлаждаемый Реактор (СМА)
Это второе поколение британских реакторов с газовым охлаждением, в котором используется графитовый замедлитель и диоксид углерода в качестве теплоносителя первого контура.
В качестве топлива используется оксид урана, обогащенный до 2,5-3,5%. Углекислый газ циркулирует через активную зону, достигнув 650 ° C, а затем мимо трубок парогенератора за ее пределами.
- < Назад
- Вперёд >
myelectro.com.ua
Ядерный реактор – Класс!ная физика
Ядерный реактор
«Физика – 11 класс»
Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер.
Ядра урана, особенно ядра изотопа , наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны.
Процессы в ядерном реакторе схематически изображены на рисунке:
Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых.
Поэтому в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициента размножения нейтронов.
Основные элементы ядерного реактора
На рисунке приведена схема энергетической установки с ядерным реактором.
Основными элементами ядерного реактора являются: ядерное горючее (, и др.), замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др.), теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.), и устройство для регулирования скорости реакции (вводимые в рабочее пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор — вещества, которые хорошо поглощают нейтроны).
Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей γ- лучение и нейтроны.
Оболочку делают из бетона с железным заполнителем.
Лучшим замедлителем является тяжелая вода.
Обычная вода сама захватывает нейтроны и превращается в тяжелую воду.
Хорошим замедлителем считается также графит, ядра которого не поглощают нейтроны.
Критическая масса
Коэффициент размножения k может стать равным единице лишь при условии, что размеры реактора и соответственно масса урана превышают некоторые критические значения.
Критической массой называют наименьшую массу делящегося вещества, при которой еще может протекать цепная ядерная реакция.
При малых размерах слишком велика утечка нейтронов через поверхность активной зоны реактора (объем, в котором располагаются стержни с ураном).
С увеличением размеров системы число ядер, участвующих в делении, растет пропорционально объему, а число нейтронов, теряемых вследствие утечки, увеличивается пропорционально площади поверхности.
Поэтому, увеличивая размеры системы, можно достичь значения коэффициента размножения k ≈ 1.
Система будет иметь критические размеры, если число нейтронов, потерянных вследствие захвата и утечки, равно числу нейтронов, полученных в процессе деления.
Критические размеры и соответственно критическая масса определяются типом ядерного горючего, замедлителем и конструктивными особенностями реактора.
Для чистого (без замедлителя) урана , имеющего форму шара, критическая масса примерно равна 50 кг.
При этом радиус шара равен примерно 9 см (уран очень тяжелое вещество).
Применяя замедлители нейтронов и отражающую нейтроны оболочку из бериллия, удалось снизить критическую массу до 250 г.
Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор.
При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k > 1, а при полностью вдвинутых стержнях k < 1.
Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции.
Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.
Реакторы на быстрых нейтронах
Построены реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах.
Так как вероятность деления, вызванного быстрыми нейтронами, мала, то такие реакторы не могут работать на естественном уране.
Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа .
Преимущество реакторов на быстрых нейтронах в том, что при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива.
Эти реакторы называются реакторами-размножителями, так как они воспроизводят делящийся материал.
Строятся реакторы с коэффициентом воспроизводства до 1,5.
Это значит, что в реакторе при делении 1 кг изотопа получается до 1,5 кг плутония.
В обычных реакторах коэффициент воспроизводства 0,6—0,7.
Первые ядерные реакторы
Впервые цепная ядерная реакция деления урана была осуществлена в США коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942 г.
В нашей стране первый ядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял наш замечательный ученый Игорь Васильевич Курчатов.
В настоящее время созданы различные типы реакторов, отличающихся друг от друга как по мощности, так и по своему назначению.
В ядерных реакторах, кроме ядерного горючего, имеются замедлитель нейтронов и управляющие стержни.
Выделяемая энергия отводится теплоносителем.
Источник: «Физика – 11 класс», учебник Мякишев, Буховцев, Чаругин
Физика атомного ядра. Физика, учебник для 11 класса – Класс!ная физика
Методы наблюдения и регистрации элементарных частиц — Открытие радиоактивности. Альфа-, бета- и гамма-излучения — Радиоактивные превращения — Закон радиоактивного распада. Период полураспада — Открытие нейтрона — Строение атомного ядра. Ядерные силы. Изотопы — Энергия связи атомных ядер — Ядерные реакции — Деление ядер урана — Цепные ядерные реакции — Ядерный реактор — Термоядерные реакции. Применение ядерной энергии — Получение радиоактивных изотопов и их применение — Биологическое действие радиоактивных излучений — Краткие итоги главы — Три этапа в развитии физики элементарных частиц — Открытие позитрона. Античастицы
class-fizika.ru
ЧАЭС: Тип и устройство реактора
Рейтинг: / 145- Подробности
- Родительская категория: ЧАЭС
- Категория: ЧАЭС сегодня
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.
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 ЧАЭС
На 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:
- Бар’яхтар В.Г. та ін. Радіація. Що ми про неї знаємо? / В.Г.Бар’яхтар, В.І. Стрижак, В.О.Поярков. К.: Наук.думка, 1991. – 32 с.
- Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика: В 2-х т. Т.1. Физика атомного ядра. – М.: Атомиздат, 1974 – 584 с.
- Пристер Б.С., Лощилов Н.А., Немец О.Ф., Поярков В.А. Основы сельскохозяйственной радиологии. – Киев: Урожай, 1988. – 256 с.
chornobyl.ru
Устройство ядерного реактора
Федеральное агентство по образованию
Государственное образовательное учреждение
высшего профессионального образования
«Сибирский государственный технологический университет»
Кафедра физики
Курсовая работа
Устройство ядерного реактора
Выполнил:
ст. гр. 82-2
С.В. Первушин
Проверил:
А.Д. Скоробогатов
Красноярск, 2007
Содержание
Введение……………………………………………………………………………3
1) Ядерные реакции……………………………………………………………….5
2) Ядерный реактор. Разновидности, устройство, принцип действия, управление………………………………………………………………………..11
2.1. Управление ядерного реактора……………………………………..12
2.2. Классификация ядерных реакторов…………………………………13
2.3. Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии……………………………………………………………………………14
2.4. Воспроизводство топлива……………………………………………16
3) Факторы опасности ядерных реакторов. Условия безопасности на атомных станциях…………………………………………………………………………..18
Заключение………………………………………………………………………..21
Библиографический список……………………………………………..………22
ВВЕДЕНИЕ
«Мельчайшие частицы материи слепляются в результате сильнейшего притяжения, образуя частицы большего размера, но уже менее склонные к притяжению; многие из этих частиц могут опять слепляться, образуя ещё большие частицы с ещё большие частицы с ещё меньшим притяжением друг к другу и так далее в разных последовательностях, пока эта прогрессия не закончится на самых больших частицах, от которых зависят уже и химические реакции и цвет естественных тел, и, которые образуют, наконец, тела ощутимых размеров. Если так, то в природе должны существовать посредники, помогающие частицам вещества близко слепляться друг с другом за счет сильного притяжения. Обнаружение этих посредников и есть задача экспериментальной философии».
И. Ньютон
Мир, в котором мы живем, сложен и многообразен. Издавна человек стремился познать окружающий его мир. Исследования шли в трех направлениях:
1. Поиск элементарных составляющих, из которых образована вся окружающая материя.
2. Изучение сил, связывающих элементарные составляющие материи.
3. Описание движения частиц под действием известных сил.
У философов древней Греции существовало два противоположных взгляда на природу материи. Сторонники одной школы (Демокрит, Эпикур) утверждали, что нет ничего, кроме атомов и пустоты, в которой движутся атомы. Они рассматривали атомы как мельчайшие неделимые частицы, вечные и неизменные, пребывающие в постоянном движении и различающиеся формой и величиной. Сторонники другого направления придерживались прямо противоположной точки зрения. Они считали, что вещество можно делить бесконечно. Сегодня мы знаем, что мельчайшие частицы вещества, сохраняющие его химические свойства – это молекулы и атомы. Однако мы также знаем, что атомы в свою очередь имеют сложную структуру и состоят из атомного ядра и электронов. Атомные ядра состоят из нуклонов – нейтронов и протонов. Нуклоны в свою очередь состоят из кварков. Но разделить нуклоны на составляющие их кварки уже нельзя. Что вовсе не означает, что кварки “элементарны”. Понятие элементарности объекта в значительной мере определяется уровнем наших знаний. Поэтому привычное для нас утверждение “состоит из …” на субкварковом уровне может оказаться лишенным смысла. Понимание этого сформировалось в процессе изучения физики субатомных явлений.
1. Ядерные реакции
Ядерная реакция – это процесс взаимодействия атомного ядра с другим ядром или элементарной частицей, сопровождающийся изменением состава и структуры ядра и выделением вторичных частиц или γ-квантов.
В результате ядерных реакций могут образовываться новые радиоактивные изотопы, которых нет на Земле в естественных условиях.
Первая ядерная реакция была осуществлена Э. Резерфордом в 1919 году в опытах по обнаружению протонов в продуктах распада ядер.
Резерфорд бомбардировал атомы азота α-частицами. При соударении частиц происходила ядерная реакция, протекавшая по следующей схеме:
При ядерных реакциях выполняется несколько законов сохранения : импульса, энергии, момента импульса, заряда. В дополнение к этим классическим законам сохранения при ядерных реакциях выполняется закон сохранения так называемого барионного заряда (то есть числа нуклонов – протонов и нейтронов). Выполняется также ряд других законов сохранения, специфических для ядерной физики и физики элементарных частиц.
Ядерные реакции могут протекать при бомбардировке атомов быстрыми заряженными частицами (протоны, нейтроны, α-частицы, ионы). Первая реакция такого рода была осуществлена с помощью протонов большой энергии, полученных на ускорителе, в 1932 году:
Однако наиболее интересными для практического использования являются реакции, протекающие при взаимодействии ядер с нейтронами. Так как нейтроны лишены заряда, они беспрепятственно могут проникать в атомные ядра и вызывать их превращения. Выдающийся итальянский физик Э. Ферми первым начал изучать реакции, вызываемые нейтронами. Он обнаружил, что ядерные превращения вызываются не только быстрыми, но и медленными нейтронами, движущимися с тепловыми скоростями.
Ядерные реакции сопровождаются энергетическими превращениями. Энергетическим выходом ядерной реакции называется величина
где MA и MB – массы исходных продуктов, MC и MD – массы конечных продуктов реакции. Величина ΔM называется дефектом масс . Ядерные реакции могут протекать с выделением (Q > 0) или с поглощением энергии (Q < 0). Во втором случае первоначальная кинетическая энергия исходных продуктов должна превышать величину |Q|, которая называется порогом реакции.
Для того чтобы ядерная реакция имела положительный энергетический выход, удельная энергия связи нуклонов в ядрах исходных продуктов должна быть меньше удельной энергии связи нуклонов в ядрах конечных продуктов. Это означает, что величина ΔM должна быть положительной.
Возможны два принципиально различных способа освобождения ядерной энергии.
1. Деление тяжелых ядер . В отличие от радиоактивного распада ядер, сопровождающегося испусканием α- или β-частиц, реакции деления – это процесс, при котором нестабильное ядро делится на два крупных фрагмента сравнимых масс.
В 1939 году немецкими учеными О. Ганом и Ф. Штрассманом было открыто деление ядер урана. Продолжая исследования, начатые Ферми, они установили, что при бомбардировке урана нейтронами возникают элементы средней части периодической системы – радиоактивные изотопы бария (Z = 56), криптона (Z = 36) и др.
Уран встречается в природе в виде двух изотопов:
(99,3 %) и (0,7 %). При бомбардировке нейтронами ядра обоих изотопов могут расщепляться на два осколка. При этом реакция деления наиболее интенсивно идет на медленных (тепловых) нейтронах, в то время как ядра вступают в реакцию деления только с быстрыми нейтронами с энергией порядка 1 МэВ.Основной интерес для ядерной энергетики представляет реакция деления ядра.
В настоящее время известны около 100 различных изотопов с массовыми числами примерно от 90 до 145, возникающих при делении этого ядра.
Обратите внимание, что в результате деления ядра, инициированного нейтроном, возникают новые нейтроны, способные вызвать реакции деления других ядер. Продуктами деления ядер урана-235 могут быть и другие изотопы бария, ксенона, стронция, рубидия и т. д.
Кинетическая энергия, выделяющаяся при делении одного ядра урана, огромна – порядка 200 МэВ. Оценку выделяющей при делении ядра энергии можно сделать с помощью удельной энергии связи нуклонов в ядре. Удельная энергия связи нуклонов в ядрах с массовым числом A ≈ 240 порядка 7,6 МэВ/нуклон, в то время как в ядрах с массовыми числами A = 90–145 удельная энергия примерно равна 8,5 МэВ/нуклон. Следовательно, при делении ядра урана освобождается энергия порядка 0,9 МэВ/нуклон или приблизительно 210 МэВ на один атом урана. При полном делении всех ядер, содержащихся в 1 г урана, выделяется такая же энергия, как и при сгорании 3 т угля или 2,5 т нефти.
Продукты деления ядра урана нестабильны, так как в них содержится значительное избыточное число нейтронов. Действительно, отношение N / Z для наиболее тяжелых ядер порядка 1,6, для ядер с массовыми числами от 90 до 145 это отношение порядка 1,3–1,4. Поэтому ядра-осколки испытывают серию последовательных β– -распадов, в результате которых число протонов в ядре увеличивается, а число нейтронов уменьшается до тех пор, пока не образуется стабильное ядро.
При делении ядра урана-235, которое вызвано столкновением с нейтроном, освобождается 2 или 3 нейтрона. При благоприятных условиях эти нейтроны могут попасть в другие ядра урана и вызвать их деление. На этом этапе появятся уже от 4 до 9 нейтронов, способных вызвать новые распады ядер урана и т. д. Такой лавинообразный процесс называется цепной реакцией. Схема развития цепной реакции деления ядер урана представлена на рис. 1.
mirznanii.com
Ядерный реактор. Видеоурок. Физика 9 Класс
Темой сегодняшнего видеоурока будет ядерный реактор. На нём мы поговорим о процессе производства энергии в результате деления ядер урана. Мы узнаем, что собой представляет ядерный реактор – устройство, позволяющее получать атомную энергию. Также поговорим о тех условиях, которые необходимы для получения этой энергии.
Тема: Строение атома и атомного ядра. Использование энергии атомных ядер
Урок 59. Ядерный реактор
Ерюткин Евгений Сергеевич
Тема урока посвящена вопросам производства энергии в результате деления ядер урана и называется: «Ядерный реактор». Это устройство, которое служит для получения ядерной энергии. Во-первых, давайте вспомним: когда мы говорили о реакциях деления ядра урана, мы отмечали, что в результате реакции образуются различные излучение и осколки. И те базовые принципы, на которых создается ядерный реактор, мы тоже определили. Это управляемость реакции и безопасность. Итак, поговорим о том, как устроен ядерный реактор, какие реакции там протекают и что при этом происходит.
Условия протекания реакции:
замедление нейтронов достаточное процентное содержание изотопов 235U управление количеством нейтронов, участвующих в реакции
Вы знаете: чтобы протекала ядерная реакция хотя бы с одним ядром, в это ядро должен попасть медленный нейтрон. Что такое медленный нейтрон? Медленный нейтрон – это такой нейтрон, скорость которого сравнима со скоростью теплового движения молекул газа при нормальных условиях. Такие нейтроны называются медленными (или тепловыми). Следовательно, нейтроны, полученные каким-либо способом, мы должны обязательно замедлить. Сделать их скорости такими, чтобы они могли подойти вплотную к ядрам урана-235 и начать взаимодействовать. Кроме этого, нам обязательно нужно подготовить уран так, чтобы там было достаточное количество изотопов 235U. В природном уране, который добывается на рудниках, составная часть 235U очень небольшая. Его содержится всего лишь только 0,7%. Чтобы началась цепная реакция в таком образце, надо, чтобы процент содержания 235U был значительно больше. Считается, что процент обогащенного урана должен составлять 10% и выше. С таким содержанием уже можно говорить о начале цепной реакции. Важно помнить еще: чтобы реакция была управляемой, число нейтронов, появляющихся в единицу времени, должно быть величиной постоянной. Все, что мы сейчас обсудили, – это и есть основные положения, которые используются при создании ядерного реактора.
На схеме изображено ядро урана-235, в которое попадает медленный нейтрон. В результате попадания начинают меняться размер и форма ядра, наступает деление. В результате деления образуются осколки и нейтроны.
Рис.1. Деление ядра урана-235 с образованием нейтронов
Эти нейтроны обладают большой скоростью, и их в очередной раз надо обязательно замедлить. Мы ставим замедлитель, проходя через который нейтроны уменьшают скорость. Понятно, что один из этих нейтронов может быть задержан. Он может взаимодействовать и задержаться в каком-то веществе, которое ему встретится. Два других вступят во взаимодействие с другими ядрами урана, дальше опять нужен замедлитель и т.д. Процесс, о котором мы говорим, не должен быть лавинообразным.
Итак, мы рассмотрели теоретические аспекты работы реактора, теперь давайте ознакомимся с его устройством. Главная часть любого реактора – активная зона. В активной зоне происходят реакции деления. Там выделяется наибольшее количество тепла. Кроме того, в активной зоне реактора обязательно должен находиться замедлитель, как раз та самая часть, которая уменьшает скор
interneturok.ru
