Классификация ЯЭР Классификация реакторов По уровню энергии

Классификация ЯЭР

Классификация реакторов По уровню энергии нейтронов быстрые Тепловые промежуточные

Реакторы на тепловых нейтронах В реакторе на тепловых нейтронах большая часть делений ядер происходит нейтронами тепловых энергий (Еn<0, 625 э. В). Для того, чтобы уменьшить энергию нейтронов деления до тепловой в реакторах используют замедлители. Необходимость замедления нейтронов обусловлено тем, что эффективные сечения деления ядер топлива тепловыми нейтронами намного больше, чем сечения деления ядер топлива нейтронами больших энергий. Например, сечение деления 235 U для тепловых нейтронов составляет 585 барн, а для быстрых – 1, 3 барна. Поэтому в тепловых реакторах используется топливо относительно небольшого обогащения. Для них характерны концентрации ядерного топлива (235 U ) в активной зоне от 1 кг/м 3 до 100 кг/м 3.

Реакторы на тепловых нейтронах В качестве замедлителей применяют графит, тяжелую и легкую воду, бериллий, органические жидкости. Тепловой реактор может работать даже на природном уране, если замедлителем является тяжелая вода или графит, обладающие хорошими замедляющими свойствами и малым сечением поглощения нейтронов. При использовании других замедлителей топливо необходимо обогащать. От степени обогащения топлива зависят критические размеры реактора, с увеличением обогащения топлива, они меньше. Недостатки: 1) потеря нейтронов в процессе замедления; 2) потеря тепловых нейтронов в результате их поглощения замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами деления. Поэтому особенно к конструкционным материалам активной зоны предъявляются жесткие нейтронные требования (эффективное сечение поглощения конструкционных материалов должно быть небольшим).

Реакторы на быстрых нейтронах 1) Энергия нейтронов выше 100 кэ. В. 2) Вероятность реакции деления в таких реакторах примерно в 200300 раз меньше, чем в реакторах на тепловых нейтронах. Для реакторов на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива 235 U или 239 Pu порядка 1000 кг/м 3. 3) Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. 4) Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводства ядерного топлива. 5) Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Реакторы на быстрых нейтронах 6) Для обеспечения высокой концентрации ядерного топлива необходимо достижение максимального тепловыделения на единицу объема активной зоны. Это можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например, натрия, калия, или энергоемких газовых теплоносителей, обладающих наилучшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как гелий и диссоциирующие газы. В качестве теплоносителя можно использовать также пары воды. 7) Паразитный захват быстрых нейтронов ядрами конструкционных материалов и продуктов деления крайне незначительный, поэтому для быстрых реакторов существует широкой выбор конструкционных материалов, позволяющих повысить надежность активной зоны. Следовательно, в них можно достичь высокой степени выгорания делящихся веществ.

Реакторы на промежуточных нейтронах Нейтроны с энергией выше тепловой (от 1 э. В до 100 кэ. В). 1) замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах; 2) концентрация ядерного топлива (235 U ) в активной зоне от 100 кг/м 3 до 1000 кг/м 3; 3) Сечение деления и радиационного захвата принимают значения между реакторами на быстрых и тепловых нейронах; 4) Активная зона может быть изготовлена из более прочных материалов; 5) Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах. В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используются вещества, слабо замедляющие нейтроны, например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит, бериллий и др.

Классификация реакторов По уровню энергии нейтронов быстрые Тепловые промежуточные способ размещения топлива и замедлителя гомогенные гетерогенные по виду теплоносителя тяжеловодные газовые органические по виду замедляющего вещества легководные жидкометаллические с водой под давлением тяжеловодные кипящие легководные графитовые

Гомогенный ядерный реактор 1) В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (если он есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии (раствор уранил-сульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте). Смесь циркулирует по контуру. 2) Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. 3) Для того чтобы цепная реакция не произошла вне активной зоны, критическая масса образуется только внутри реактора. Достоинства: а) простота конструкции и минимальные размеры активной зоны; б) непрерывное удаление продуктов деления и добавление топлива; в) простота горючего и управления реактором. Недостатки: а) гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение; б) смесь вызывает сильную коррозию, эрозию; в) есть опасность образования гремучей смеси из-за радиолиза.

Гетерогенный ядерный реактор В гетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в замедлителе, т. е. топливо и замедлитель пространственно разделены. В настоящее время для энергетических целей проектируются только гетерогенные реакторы. В зависимости от используемого замедлителя и теплоносителя гетерогенные реакторы выполняются по разным схемам. В России основные типы ядерных энергетических реакторов – водо-водяные и водографитовые.

Классификация реакторов По уровню энергии нейтронов быстрые по конструктивному исполнению Тепловые канальные корпусные промежуточные способ размещения топлива и замедлителя гомогенные гетерогенные по виду теплоносителя тяжеловодные газовые органические по виду замедляющего вещества легководные жидкометаллические с водой под давлением тяжеловодные кипящие легководные графитовые

Корпусные реакторы В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. Канальные реакторы В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.

Классификация реакторов По уровню энергии нейтронов быстрые по конструктивному исполнению Тепловые канальные промежуточные по назначению способ размещения топлива и замедлителя гомогенные многоцелевые гетерогенные по виду теплоносителя исследовательские по виду замедляющего вещества тяжеловодные газовые органические корпусные легководные жидкометаллические с водой под давлением конвертеры энергетические размножители транспортные тяжеловодные кипящие легководные графитовые

Энергетические реакторы Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения. Конвертеры и размножители Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями. В реакторе-конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного. В реакторе-размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т. е. его получается больше, чем было затрачено.

Многоцелевые реакторы Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива. В качестве примера можно назвать реактор БН-350. Теплота, производимая этим реактором на быстрых нейтронах наряду с выработкой электроэнергии, используется и для получения пресной воды. Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов. Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч киловатт.