01.02.201903.01.2019

Википедия ядерный реактор – Ядерный реактор — Википедия

• by alexxlab
• Комментариев к записи Википедия ядерный реактор – Ядерный реактор — Википедия нет
• Советы абитуриенту

Корпусной ядерный реактор — Википедия

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

Пример корпусного реактора — ВВЭР-1000.

Корпусно́й я́дерный реа́ктор — ядерный реактор, активная зона которого находится внутри толстого цилиндрического корпуса. Корпусные реакторы выполняют с водой под давлением и кипящими.

Альтернативой корпусных реакторов являются канальные реакторы.

В отличие от канальных реакторов, в корпусных применяется специальный герметичный корпус. Так как давление в первом контуре может доходить до 160 атм (ВВЭР-1000), он весьма трудоёмок в изготовлении. Процесс замены ядерного топлива в таком реакторе затруднён, он требует полной остановки и частичной разборки реактора. Несмотря на недостатки, корпусные реакторы в настоящее время применяются наиболее широко. В России это ВВЭР, в других странах — PWR и BWR.

• реакторы с водой под давлением принципиально не имеют положительных эффектов реактивности;
• небольшое число дополнительных конструкционных материалов, присутствующих в активной зоне и поглощающих нейтроны;
• корпусные реакторы имеют защитную оболочку, выполнить которую для канальных реакторов не представляется возможным из-за большой разветвлённости труб реакторного отделения.

• наличие сложного в изготовлении и габаритного герметичного корпуса
• ограничение на размер активной зоны достижением предельного состояния прочности, и, как следствие, ограничение максимальной мощности; также габариты корпуса ограничены требованиями железнодорожной перевозки;
• невозможность частичной перегрузки тепловыделяющих сборок, то есть для замены топлива требуется полная остановка реактора, дренирование теплоносителя, демонтаж системы привода стержней, снятие крышки реактора и т.д.

ru.wikipedia.org

Природный ядерный реактор в Окло — Википедия

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

Окло

Геологический разрез естественного ядерного реактора Окло
1. Зоны деления
2. Песчаник
3. Слой урановой руды
4. Гранит

Приро́дный я́дерный реа́ктор в О́кло

 — несколько рудных тел в урановом месторождении Окло в Габоне, в которых около 1,8 млрд лет назад^[1] происходила самопроизвольная цепная реакция деления ядер урана. В настоящее время реакция прекратилась из-за истощения запасов изотопа ²³⁵U подходящей концентрации.

Явление было обнаружено французским физиком Франсисом Перреном (фр.)русск. в 1972 году в результате изучения изотопного состава элементов в рудах месторождения Окло. Природные условия, при которых возможно протекание самоподдерживающейся реакции ядерного деления, предсказаны Полом Кадзуо Куродой (англ. Paul Kazuo Kuroda) в 1956 году^[2] и оказались близкими к реальности.

Рудные тела, в которых происходила цепная реакция, представляют собой залегающие в пористом песчанике линзовидные образования из

ru.wikipedia.org

Тяжеловодный ядерный реактор — Википедия

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

Тяжелово́дный я́дерный реа́ктор (англ. Pressurised Heavy Water Reactor (PHWR)) — ядерный реактор, который в качестве теплоносителя и замедлителя использует D₂O — тяжёлую воду. Так как дейтерий имеет меньшее сечение поглощения нейтронов, чем лёгкий водород, такие реакторы имеют улучшенный нейтронный баланс (то есть для них требуется менее обогащённый уран), что позволяет использовать в качестве топлива природный уран в энергетических реакторах или использовать «лишние» нейтроны для наработки изотопов.

В энергетических реакторах использование природного урана значительно снижает расходы на топливо, хотя экономический эффект несколько сглаживается бо́льшей ценой энергоблока и теплоносителя. Первыми реакторами такого типа являлись американский CP-3, построенный в 1944 году, и ZEEP, запущенный в Канаде в 1945 году. Наиболее известным реактором этого типа является канадский CANDU. Помимо самой Канады, реакторы CANDU экспортировались в Китай, Южную Корею, Индию, Румынию, Аргентину и Пакистан. Крупномасштабная программа строительства тяжеловодных реакторов осуществляется в Индии. Всего в мире на данный момент действует 47 энергетических реакторов на тяжёлой воде, 3 строятся.

Промышленные тяжеловодные реакторы широко использовались для производства трития и плутония, а также для производства широкого спектра изотопной продукции, в том числе и медицинского назначения.

Исследовательские реакторы также часто используют тяжёлую воду.

В настоящее время в Индии разрабатывается т. н. «Улучшенный тяжеловодный ядерный реактор^[en]», использующий канальную архитектуру и ториевый цикл, а также обычную лёгкую воду в качестве теплоносителя с естественной циркуляцией. Замедлитель — тяжёлая вода — находится в отдельных от теплоносителя каналах под пониженным относительно него давлением.

Аналогичные идеи реализуются и в Канаде, в реакторе «Улучшенный CANDU^[en]», использующем обычный урановый цикл, а также

ru.wikipedia.org

Ф-1 (реактор) — Википедия

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

Текущая версия страницы пока не проверялась опытными участниками и может значительно отличаться от версии, проверенной 26 февраля 2017; проверки требуют 3 правки. Текущая версия страницы пока не проверялась опытными участниками и может значительно отличаться от версии, проверенной 26 февраля 2017; проверки требуют 3 правки. Перейти к навигации Перейти к поиску

Ф-1
Первый Физический
Щит управления первого советского ядерного реактора, 1993 год
Назначение реактора	Экспериментальный
Технические параметры
Теплоноситель	Без охлаждения
Топливо	Необогащённый металлический уран
Тепловая мощность	до 1 МВт
Электрическая мощность	нет
Разработка
Научная часть	Лаборатория № 2 АН СССР
Конструктор	И. В. Курчатов
Новизна проекта	Первый реактор в СССР и Европе
Строительство и эксплуатация
Пуск	25 декабря 1946 года
Эксплуатация	1946-2016

ru.wikipedia.org

Ядерный реактор | Factorio вики

Ядерный реактор вырабатывает тепло за счет сжигания урановых топливных стержней . Тепло может использоваться в теплообменнике для производства пара, который может быть использован для выработки электроэнергии. В отличие от других форм выработки электроэнергии, он не зависит от нагрузки – каждый топливный элемент всегда будет использоваться полностью за 200 секунд независимо от нагрузки или температуры реактора.

Вместо того, чтобы полностью потреблять топливо, уничтожая его, топливо в ядерном реакторе остается в виде использованный урановый топливный стержень. Эти использованные стержни можно переработать в центрифуге, чтобы вернуть часть урана, используемого для создания топливных стержней.

Ядерные реакторы имеют тепловую мощность 10 МДж / С. Таким образом, они могут накапливать 5 ГДж тепловой энергии в рабочем диапазоне от 500 ° С до 1000 ° С и потреблять 4,88 ГДж энергии для прогрева от 15 ° С до 500 ° С при первоначальном размещении.

Реакторы получают бонус при размещение соседних реакторов, что увеличивает их эффективную тепловую мощность на 100% за каждую такую ​​связь. Например, два реактора, работающие рядом друг с другом, выдают в общей сложности 160 МВт тепловой энергии, причем каждый реактор производит 40 МВт и получает 40 МВт бонуса от соседа.

Условие смежности заключается в том, что реактор должен подключаться к другому реактору со всеми тремя соединениями тепловой трубы на стороне (углы и середина стороны, см. Рисунок), и эти соединения должны соединятся вплотную, чтобы получить бонус для этой стороны. Это значит, что:

Ядерный реактор

• реакторы должны находиться на соседних плитах; реакторы, соединённые с помощью тепловой трубки не дают бонусов
• возможны смещения; Однако, все 3 плитки на одной стороне должны быть соединены.

Кроме того, неработающие реакторы не дают никаких бонусов.

Наиболее эффективной практической компоновкой является выровненный двойной ряд произвольной длины (количество реакторов по мере необходимости). Для четного числа реакторов общей выходной мощности 160n – 160 МВт (где n = общее количество реакторов и при условии, что все работают). 

двойной ряд

Нечетные числа реакторов неэффективны в плане максимального бонуса, но при необходимости нечетный реактор должен быть выровнен с одним из рядов. Смещение более длинного ряда вместо этого не принесло бы дополнительному реактору никакого бонуса, в то время как реактор на другом конце того же ряда потерял бы свой бонус. Размещение нечетного реактора между концами выровненных рядов также приведет к одному меньшему бонусу, а также сделает дизайн неровным.

В качестве примера, реакторная решетка 5 х 2 будет производить 1,440 МВт (1,44 ГВт), что эквивалентно 1600 паровым двигателям или 24 000 солнечных панелей. Поэтому следует размещать минимум соседних реактора.

конфигурация	Реакторы	Обменники	Турбины	Мощность	Бонус на реактор
1	1	4	7	40 МВт	0 МВт
2×1	2	16	28	160 МВт	40 МВт
2×2	4	48	83	480 МВт	80 МВт
2×3	6	80	138	800 МВт	93,3 МВт

При повреждении реактора нагретого выше 900 ° C, он взрывается точно так же, как атомная бомба. Этот взрыв обладает достаточной мощностью для разрушения других реакторов, поэтому один взрыв может привести к цепной реакции взрывающихся реакторов.

• Вы можете найти чертеж готовой схемы на factorioprints (Nuclear reactor)
• 0.15.0
  • Добавлен в игре

ru.factorio.wikia.com

Ядерный реактор – это… Что такое Ядерный реактор?

Ядерный реактор CROCUS

Я́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде в сентябре 1945 года^[1]. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.^[2]

К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·10¹⁶ актов деления в 1 сек.

История

Теоретическую группу «Урановый проект» нацистской Германии, работающую в Обществе кайзера Вильгельма, возглавлял Вайцзеккер, но лишь формально. Фактическим лидером стал Гейзенберг, разрабатывающий теоретические основы цепной реакции, Вайцзеккер же с группой участников сосредоточился на создании «урановой машины» — первого реактора. Поздней весной 1940 года один из учёных группы — Хартек — провёл первый опыт с попыткой создания цепной реакции, используя оксид урана и твёрдый графитовый замедлитель. Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В 1941 году в Лейпцигском университете участником группы Гейзенберга Дёпелем был построен стенд с тяжеловодным замедлителем, в экспериментах на котором к маю 1942 года удалось достичь производства нейтронов в количестве, превышающем их поглощение. Полноценной цепной реакции немецким учёным удалось достичь в феврале 1945 года в эксперименте, проводимом в горной выработке близ Хайгерлоха. Однако спустя несколько недель ядерная программа Германии прекратила существование^[3][4].

Цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный «Чикагской поленницей» (Chicago Pile-1, CP-1). Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер ²³⁵U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был построен в Лаборатории № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко — единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 году введён в действие реактор И-1 (по другим данным он назывался А-1) по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов, в случае же ядерных реакций — это минимум 10⁷K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

Физические принципы работы

См. также основные статьи:

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

• k > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
• k < 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

• есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объёма.
• k₀ — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k₀, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k₀ < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k₀ определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k₀ для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

, где

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для ²³⁵U эта масса равна 0,8 кг, для ²³⁹Pu – 0,5 кг^{[источник не указан 793 дня]}. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг^{[источник не указан 793 дня]}, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает ²⁵¹Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e – 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К_∞ —  1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси Ra и Be, ²⁵²Cf или других веществ.

Иодная яма

Основная статья: Иодная яма

Иодная яма — состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона ¹³⁵Xe. Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

Классификация

По назначению

По характеру использования ядерные реакторы делятся на^[5][6][7]:

• Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт. В отдельную группу выделяют:
  • Транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения — морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике.
• Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.
• Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
• Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например ²³⁹Pu. Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды.

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми. Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

По спектру нейтронов

По размещению топлива

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.

По виду топлива

• изотопы урана 235, 238, 233 (²³⁵U, ²³⁸U, ²³³U)
• изотоп плутония 239 (²³⁹Pu), также изотопы ^239-242Pu в виде смеси с ²³⁸U (MOX-топливо)
• изотоп тория 232 (²³²Th) (посредством преобразования в ²³³U)

По степени обогащения:

• природный уран
• слабо обогащённый уран
• высоко обогащённый уран

По химическому составу:

По виду теплоносителя

По роду замедлителя

По конструкции

По способу генерации пара

Классификация МАГАТЭ

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Материал	Плотность, г/см³	Макроскопическое сечение поглощения Εм−1
		тепловых нейтронов	нейтронов спектра деления
Алюминий	2,7	1,3	2,5·10−3
Магний	1,74	0,14	3·10−3
Цирконий	6,4	0,76	4·10−2
Нержавеющая сталь	8,0	24,7	1·10−1

Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора — ¹³⁵Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10⁶ барн). Период полураспада ¹³⁵Xe T_1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7 %. Основная часть ¹³⁵Xe образуется в результате распада ¹³⁵I (T_1/2 =  6,8 ч). При отравлении К_эф изменяется на 1—3 %. Большое сечение поглощения ¹³⁵Xe и наличие промежуточного изотопа ¹³⁵I приводят к двум важным явлениям:

1. К увеличению концентрации ¹³⁵Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10¹⁸ нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К_эф, вызванное отравлением ¹³⁵Xe.
2. Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 10¹⁸ нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это ТВЭЛы разных «возрастов».

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч — 1 %, через сутки — 0,4 %, через год — 0,05 % от первоначальной мощности.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего ²³⁵U называется коэффициентом конверсии K_K. Величина K_K увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т K_K = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае K_K называется начальным плутониевым коэффициентом) K_K = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К_В. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах К_В < 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 ²³⁹Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.

Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном В, Cd и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней — система аварийной защиты.

Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора^{[8][9][10][11]}.

См. также

Литература

Примечания

1. ↑ «ZEEP — Canada’s First Nuclear Reactor», Canada Science and Technology Museum.
2. ↑ Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. — М.: Логос, 2008. — 438 с. — ISBN 978-5-98704-272-0
3. ↑ Horst Kant Werner Heisenberg and the German Uranium Project  (англ.). Preprint 203. Max Planck Institute for the History of Science (2002). Архивировано из первоисточника 30 мая 2012. Проверено 10 февраля 2012.
4. ↑ Круглов А. К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. — М.: ЦНИИатоминформ, 1995. — 380 с. — ISBN 5-85165-011-7
5. ↑ Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — 351 с. — ISBN 5-283-03836-X
6. ↑ Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов / Под ред. Г. А. Батя. — М.: Энергоиздат, 1982. — С. 31. — 511 с.
7. ↑ Angelo, Joseph A. Nuclear technology. — USA: Greenwood Press, 2004. — P. 275—276. — 647 p. — (Sourcebooks in modern technology). — ISBN 1-57356-336-6
8. ↑ Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — 604 с. — 1000 экз. — ISBN 978-5-98704-496-4
9. ↑ Кириллов П. Л., Богословская Г. П. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. — М.: Энергоатомиздат, 2000. — 456 с. — 1000 экз. — ISBN 5-283-03636-7
10. ↑ Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 359 с. — 3400 экз. — ISBN 5-283-03818-1
11. ↑ Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М.: Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики). — 3000 экз.

Ссылки

biograf.academic.ru

Ядерная энергетика — Википедия

Материал из Википедии — свободной энциклопедии

АЭС Пало-Верде — крупнейшая в США атомная электростанция, расположена в пустыне, это единственная атомная станция в мире, не расположенная около большого водоёма.

Ядерная энергетика (Атомная энергетика) — отрасль энергетики, занимающаяся производством электрической и тепловой энергии путём преобразования ядерной энергии^[1].

Обычно для получения ядерной энергии используют цепную ядерную реакцию деления ядер плутония-239 или урана-235^[2]. Ядра делятся при попадании в них нейтрона, при этом получаются новые нейтроны и осколки деления. Нейтроны деления и осколки деления обладают большой кинетической энергией. В результате столкновений осколков с другими атомами эта кинетическая энергия быстро преобразуется в тепло.

Хотя в любой области энергетики первичным источником является ядерная энергия (например, энергия солнечных ядерных реакций в гидроэлектростанциях и электростанциях, работающих на органическом топливе, энергия радиоактивного распада в геотермальных электростанциях), к ядерной энергетике относится лишь использование управляемых реакций в ядерных реакторах.

Ядерная энергия производится в атомных электрических станциях, используется на атомных ледоколах, атомных подводных лодках; Россия осуществляет программу создания и испытания ядерного ракетного двигателя, США прекратили программу по созданию ядерного двигателя для космических кораблей, кроме того, предпринимались попытки создать ядерный двигатель для самолётов (атомолётов) и «атомных» танков.

ru.wikipedia.org

---