ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР атомный реактор

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР (атомный реактор), устройство для осуществления управляемой ядерной цепной реакции деления. Первый ядерный реактор пущен в 1942 в США (в СССР в 1946). Деление ядер происходит в активной зоне реактора, в которой сосредоточено ядерное топливо, и сопровождается высвобождением значительного количества энергии. Ядерные реакторы различают: по энергии нейтронов, вызывающих деление ядер (ядерные реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах); по характеру распределения ядерного топлива (гомогенные и гетерогенные); по используемому замедлителю (графитовые, водо-водяные и др. ); по назначению (энергетические, исследовательские) и т. д. Используют для выработки электрической энергии на атомных электростанциях и в ядерных силовых установках атомных судов, для научных исследований, воспроизводства ядерного топлива и т. д.

Ядерным (или атомным) реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер. реактор на медленных нейтронах: ( обогащают природный уран, т. е. доводят в нём содержание до 5%). В природном уране содержится 0, 7%. реактор на быстрых нейтронах: ( в обогащённом природном уране содержится 15% ). Типы ядерных реакторов

Основные элементы ядерного реактора: 1)ядерное горючее 2) замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др. ); 3) теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др. ); 4) 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- излучение и нейтроны. Оболочку выполняют из бетона с железным наполнителем.

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

Активная зона Главной частью реактора является активная зона, в которой протекает реакция и тем самым выделяется энергия. В тепловых реакторах и в реакторах на промежуточных нейтронах активная зона состоит из горючего, как правило, смешанного с неделящимся изотопом (обычно 92 U 238), и из замедлителя. В активной зоне реакторов на быстрых нейтронах замедлителя нет. Объем активной зоны варьируется от десятых долей литра в некоторых реакторах на быстрых нейтронах до десятков кубометров в больших тепловых реакторах. Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму (например, цилиндр с высотой, примерно равной диаметру, или куб). В зависимости от относительного расположения горючего и замедлителя различают гомогенные и гетерогенные реакторы. Примером гомогенной активной зоны может служить раствор уранилсульфатной соли U 2 SO 4 в обычной или тяжелой воде. Более распространены гетерогенные реакторы. В гетерогенных реакторах активная зона состоит из замедлителя, в который помещают кассеты, содержащие горючее. Поскольку энергия выделяется именно в этих кассетах, их называют тепловыделяющими элементами или сокращенно твэлами. Расстояние между твэлами не должны превышать сумму длин замедления и диффузии. Активная зона с отражателем часто заключается в стальной кожух. Активную зону в реакторах на тепловых нейтронах окружают хорошим отражателем. В реакторах на быстрых нейтронах в отражатель часто вводят большие количества не делящихся тепловыми нейтронами, но способных к воспроизводству изотопов 92 U 238 или 90 Th 232 Наличие этих тяжелых ядер резко уменьшает альбедо отражателя, но зато позволяет повысить воспроизводство горючего. Такой отражатель называют зоной воспроизводства.

Теплоноситель Отвод тепла реакции из активной зоны осуществляется теплоносителем. В энергетических реакторах теплоноситель должен не только достаточно интенсивно тепловую энергию из активной зоны, но и с минимальными потерями передавать ее в установку, вырабатывающую электроэнергию. К теплоносителю предъявляются требования: большой теплоемкости, слабого поглощения нейтронов, слабой химической активности. Не существует веществ, вполне удовлетворяющих всем этим требованиям. При не чрезмерно больших потоках тепла в реакторах на тепловых нейтронах в качестве теплоносителя стараются использовать вещества, удобные в обращении: воду, водяной пар, воздух, азот, углекислый газ и т. д. Вода обладает хорошей конвекционной теплопроводностью и слабо поглощает нейтроны. В мощных реакторах, имеющих температуру активной зоны около 300 о. С, использование воды затрудняется ее закипанием. Чтобы избежать кипения, приходится сильно повышать давление в системе теплоотвода. А это требует использование больших количеств нержавеющей стали, которая сильно поглощает нейтроны. Кроме того, при высоких температурах вода становится химически активной. Интересной разновидностью водяного теплоносителя является система с кипящей водой, не требующая больших давлений. При этом получающийся пар можно направлять прямо в энергетическую турбину, что в перспективе дает возможность получать высокий к. п. д. в соответствующих энергетических установках. Недостатком реактора на кипящей воде является довольно сильная зависимость коэффициента размножения K от давления пара в активной зоне, что может привести к опасной нестабильности реактора. Основным недостатком газовых теплоносителей является необходимость прокачки газа с большой скоростью и под высоким давлением, так как иначе теплоотвод будет слишком слабым. Поэтому газовый отвод тепла используется только в реакторах с относительнонизким удельным энерговыделением. Особенно сложна проблема теплоотвода в реакторах на быстрых нейтронах, где энерговыделение громадно (около 0, 5 к. Вт на см 3), а к теплоносителю предъявляется дополнительное требование возможно меньшего замедления нейтронов. Поэтому в реакторах на быстрых нейтронах, как правило, используют наилучший по теплоотдающим свойствам материал – жидкий натрий, несмотря на то, что он обладает целым рядом очень «неприятных» свойств: исключительно высокой химической активностью под действием нейтронов.

Критическая масса • • 1) 2) 3) Критическая масса – наименьшая масса делящегося вещества, при которой может протекать цепная ядерная реакция. При малых размерах велика утечка нейтронов через поверхность активной зоны реактора (объем, в которой 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. Увеличивая систему, можно достичь значений 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 (критическая масса) определяются: типом ядерного горючего; замедлителем; конструктивными особенностями реактора.

ЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ, реакции превращения атомных ядер при взамодействии с элементарными частицами, g-квантами или друг с другом. Впервые начал изучать Эрнест Резерфорд в 1919. ФОТОЯДЕРНЫЕ РЕАКЦИИ (ядерный фотоэффект), ядерные реакции, вызываемые g-квантами. ЯДЕРНЫЕ ЦЕПНЫЕ РЕАКЦИИ, самоподдерживающиеся реакции деления атомных ядер под действием нейтронов в условиях, когда каждый акт деления сопровождается испусканием не менее 1 нейтрона, что обеспечивает поддержание реакции. Ядерные цепные реакции — способ извлечения ядерной энергии.

Схема процессов в ядерном реакторе:

Первые ядерные реакторы Впервые цепная ядерная реакция урана была осуществлена в США коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942 г. Энрико Ферми (1901 -1954) Игорь Васильевич Курчатов (1903 -1960) В нашей стране первый ядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял ученый Игорь Васильевич Курчатов (1903 -1960).

Использование ядерных реакторов: на АЭС; на атомных ледоколах; на атомных подводных лодках; при работе ядерных ракетных двигателей ( в частности на АМС).

Преимущества АЭС перед другими видами электростанций: 1 преимущество: • для работы АЭС требуется небольшое количество топлива 2 преимущество : • экологическая чистота по сравнению с ТЭС и ГЭС.

Спасибо за внимание!