Главная » Каталог    
рефераты Разделы рефераты
рефераты
рефератыГлавная

рефератыБиология

рефератыБухгалтерский учет и аудит

рефератыВоенная кафедра

рефератыГеография

рефератыГеология

рефератыГрафология

рефератыДеньги и кредит

рефератыЕстествознание

рефератыЗоология

рефератыИнвестиции

рефератыИностранные языки

рефератыИскусство

рефератыИстория

рефератыКартография

рефератыКомпьютерные сети

рефератыКомпьютеры ЭВМ

рефератыКосметология

рефератыКультурология

рефератыЛитература

рефератыМаркетинг

рефератыМатематика

рефератыМашиностроение

рефератыМедицина

рефератыМенеджмент

рефератыМузыка

рефератыНаука и техника

рефератыПедагогика

рефератыПраво

рефератыПромышленность производство

рефератыРадиоэлектроника

рефератыРеклама

рефератыРефераты по геологии

рефератыМедицинские наукам

рефератыУправление

рефератыФизика

рефератыФилософия

рефератыФинансы

рефератыФотография

рефератыХимия

рефератыЭкономика

рефераты
рефераты Информация рефераты
рефераты
рефераты

Ядерный реактор

Ядерный реактор

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, УСТРОЙСТВО, В КОТОРОМ ОСУЩЕСТВЛяЕТСя УПРАВЛяЕМАя

яДЕРНАя ЦЕПНАя РЕАКЦИя, СОПРОВОЖДАЮЩАяСя ВЫДЕЛЕНИЕМ ЭНЕРГИИ. ПЕРВЫЙ яДЕРНЫЙ

РЕАКТОР ПОСТРОЕН В ДЕКАБРЕ 1942 В США ПОД РУКОВОДСТВОМ Э. ФЕРМИ. В ЕВРОПЕ

ПЕРВЫЙ яДЕРНЫЙ РЕАКТОР ПУЩЕН В ДЕКАБРЕ 1946 В МОСКВЕ ПОД РУКОВОДСТВОМ П. В.

КУРчАТОВА. СОСТАВНЫМИ чАСТяМИ ЛЮБОГО яДЕРНОГО РЕАКТОРА яВЛяЮТСя: АКТИВНАя

ЛОНА С яДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ, ОБЫчНО ОКРУЖёННАя ОТРАЖАТЕЛЕМ НЕЙТРОНОВ,

ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ, СИСТЕМА РЕГУЛИРОВАНИя ЦЕПНОЙ РЕАКЦИИ, РАДИАН, 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.

В активной зоне ядерного реактора находится ядерное топливо, протекает

цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние ядерного

реактора характеризуется эффективным коэффициентом Кэф размножения

нейтронов или реактивностью (:

( = (Кэф - 1)/Кэф.

Если Кэф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, ядерный реактор

находится в надкритичном состоянии и его реактивность ? > 0; если Кэф < 1,

то реакция затухает, реактор - подкритичен, р < 0; при Кэф = 1, р = 0

реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и

число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при

пуске ядерного реактора в активную зону обычно вносят источник нейтронов

(смесь Ra и Be, 252Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное

деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных

нейтронов для развития цепной реакции при Кэф > 1.

В качестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор применяют

235U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащённый

уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и др. вещества,

содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под действием

тепловых нейтронов (тепловой реактор). В ядерном реакторе на тепловых

нейтронах может быть использован природный уран, не обогащённый 235U

(такими были первые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне

нет, то основная часть делении вызывается быстрыми нейтронами с энергией ?

> 10 кэв (быстрый реактор). Возможны также реакторы на промежуточных

нейтронах с энергией 1 - 1000 эв.

По конструкции ядерные реакторы делятся на гетерогенные реакторы, в

которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде

блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов; и гомогенные,

реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную

смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном

ядерном реакторе, называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ'ами),

образуют правильную решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, называют

ячейкой. По характеру использования Ядерный реактор делятся на

энергетические реакторы и исследовательские реакторы. Часто один ядерный

реактор выполняет несколько функций.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива.

В процессе работы ядерного реактора происходит изменение состава

топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления и с образованием

трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков

деления на реактивность ядерного реактора называют отравлением (для

радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление

обусловлено главным образом 135Xe, который обладает наибольшим сечением

поглощения нейтронов (2,6*106 барн). Период его полураспада T1/2= 9,2 ч,

выход при делении составляет 6-7% . Основная часть 135Хе образуется в

результате распада 135I (T1/2 = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1-

3% . Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I

приводят к двум важным явлениям:

к увеличению концентрации 135Хе и, следовательно, к

уменьшению реактивности ядерного реактора после его остановки

или снижения мощности («йодная яма»). Это вынуждает иметь

дополнительный запас реактивности в органах регулирования либо

делает невозможным кратковременные остановки и колебания

мощности. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от

потока нейтронов Ф: при Ф = 5*1013 нейтрон/см2*сек

продолжительность йодной ямы ~ 30 ч, а глубина в 2 раза

превосходит стационарное изменение Кэф, вызванное отравлением

135Хе.

Из-за отравления могут происходить пространственно-

временные колебания нейтронного потока Ф, а значит — и мощности

ядерного реактора. Эти колебания возникают при Ф> 1013

нейтрон/см2*сек и больших размерах ядерного реактора. Периоды

колебаний ~ 10 ч.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией,

выделившейся в ядерном реакторе на 1 т топлива. Для ядерных реакторов

работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт*сут/т

(тяжеловодные ядерные реакторы). В ядерных реакторах со слабо обогащённым

ураном (2 - 3% 235U) достигается выгорание ~ 20—30 Гвт*cyт/т. В ядерном

реакторе на быстрых нейтронах - до 100 Гвт*сут/т. Выгорание 1 Гвт*сут/т

соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

Управление ядерного реактора.

Для регулирования ядерного реактора важно, что часть нейтронов при

делении вылетает из осколков с запаздыванием. Доля таких

запаздывающих нейтронов невелика (0.68% для 235U, 0,22% для 239Pu).

Время запаздывания Тзап от 0,2 до 55 сек. Если (Кэф - 1) ( (3/(0, то

число делений в ядерном реакторе растёт (Кэф > 1) или падает (Кэф < 1), с

характерным временем ~ Tз. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы

на несколько порядков меньше, что сильно усложнило бы управление ядерным

реактором.

Для управления ядерного реактора служит система управления и защиты

(СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность

(вводящие в ядерный реактор отрицательную реактивность) при появлении

аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным

нейтронный поток Ф (а значит - и мощность); компенсирующие (компенсация

отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев

это стержни, вводимые в активную зону ядерного реактора (сверху или

снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, B и др.). Их

движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов,

чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсации выгорания

могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых

убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные

элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе. Стабильности

работы ядерного реактора способствует отрицательный температурный

коэффициент реактивности (с ростом температуры ( уменьшается). Если этот

коэффициент положителен, то работа органов СУЗ существенно усложняется.

Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих оператора о

состоянии ядерного реактора: о потоке нейтронов в разных точках активной

зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в

различных частях ядерного реактора и в вспомогательных помещениях, о

положении органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов,

поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать её оператору в обработанном

виде (функции учёта), либо на основании математической обработки. Этой

информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в

режиме работы ядерного реактора (машина - советчик), либо, наконец,

осуществлять управление ядерного реактора без участия оператора

(управляющая машина).

Классификация ядерных реакторов.

По назначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько групп:

1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для

изучения различных физических величин, значение которых необходимо для

проектирования и эксплуатации ядерных реакторов: мощность таких ядерных

реакторов не превышает нескольких квт:

2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и (-квантов,

генерируемые 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 ядерного реактора), для производства изотопов.

Мощность исследовательского ядерного реактора не превосходит 100 Мвт:

выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским

ядерным реакторам относится импульсный реактор:

3) изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов используются

для получения изотопов, в т. ч. Pu и 3Н для военных целей;

4) энергетические ядерные реакторы, в которых энергия, выделяющаяся при

делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации,

опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность

(тепловая) современного энергетического ядерного реактора достигает 3-5

Гвт.

Ядерные реакторы могут различаться также по виду ядерного топлива

(естественный уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его

химическому составу (металлический U, UO2, UC и т. д.), по виду

теплоносителя (Н2О, газ, D2O, органические жидкости, расплавленный металл),

по роду замедлителя (С, Н2О, D2O, Be, BeO. гидриды металлов, без

замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Ядерный реактор на

тепловых нейтронах с замедлителями — Н2О, С, D2O и теплоносителями — Н2О,

газ, D2O.

рефераты Рекомендуем рефератырефераты

     
Рефераты @2011