Реферат - Ядерний реактор - скачати безкоштовно
Химия

Реферат — Ядерний реактор — скачати безкоштовно


Реферат - Ядерний реактор - скачати безкоштовно

Завантажити реферат: Ядерний реактор

Ядерний реактор, пристрій, в якому здійснюється керована ядерна ланцюгова реакція, що супроводжується виділенням енергії Перший ядерний реактор збудовано у грудні 1942 у США під керівництвом Е. Фермі. У Європі перший ядерний реактор пущений у грудні 1946 р. у Москві під керівництвом П. В. Курчатова. Складовими частинами будь-якого ядерного реактора є: активна лона з ядерним паливом, зазвичай оточена відбивачем нейтронів, теплоносій, система регулювання ланцюгової реакції, радіан, захист, система дистанційного керування. Основною характеристикою ядерного реактора є його потужність. Потужність 1 МВт відповідає ланцюговій реакції, в якій відбувається 3*1016 актів розподілу на 1 сек.

В активній зоні ядерного реактора знаходиться ядерне паливо, протікає ланцюгова реакція ядерного поділу та виділяється енергія. Стан ядерного реактора характеризується ефективним коефіцієнтомеф розмноження нейтронів або реактивністю r:

r = (Доеф — 1 Кеф.

Якщо Доеф > 1 то ланцюгова реакція наростає в часі, ядерний реактор знаходиться в надкритичному стані і його реактивність ρ > 0; якщо Доеф < 1, то реакція згасає, реактор - підкритич, р < 0; при Кеф = 1, р = 0 реактор перебуває у критичному стані, йде стаціонарний процес і кількість поділів постійно у часі. Для ініціювання ланцюгової реакції при пуску ядерного реактора активну зону зазвичай вносять джерело нейтронів (суміш Ra і Be, 252Cf та ін.), хоча це і не обов’язково, тому що спонтанне поділ ядер урану і космічні промені дають достатню кількість початкових нейтронів для розвитку ланцюгової реакції при Кеф
>1.

В якості речовини, що ділиться в більшості Ядерний реактор застосовують
235U. Якщо активна зона, крім ядерного палива (природний або збагачений уран), містить уповільнювач нейтронів (графіт, вода та ін речовини, що містять легкі ядра), то основна частина поділів відбувається під дією теплових нейтронів (тепловий реактор). У ядерному реакторі на теплових нейтронах може бути використаний природний уран, не збагачений
235U (такими були перші ядерні реактори). Якщо сповільнювача в активній зоні немає, то основна частина поділу викликається швидкими нейтронами з енергією > 10 кев (швидкий реактор). Можливі також реактори на проміжних нейтронах з енергією 1 – 1000 ев.

За конструкцією ядерні реактори поділяються на гетерогенні реактори, в яких ядерне паливо розподілене в активній зоні дискретно у вигляді блоків, між якими знаходиться уповільнювач нейтронів; і гомогенні, реактори, в яких ядерне паливо та сповільнювач представляють однорідну суміш (розчин або суспензія). Блоки з ядерним паливом у гетерогенному ядерному реакторі, називаються тепловиділяючими елементами (ТВЕЛ’ами), утворюють правильну решітку; обсяг, що припадає на один ТВЕЛ, називають осередком. За характером використання Ядерний реактор поділяються на енергетичні реактори та дослідницькі реактори. Часто один ядерний реактор виконує кілька функцій.

Вигоряння та відтворення ядерного палива

У процесі роботи ядерного реактора відбувається зміна складу палива, пов’язане з накопиченням у ньому уламків поділу та з утворенням трансуранових елементів, головним чином ізотопів Pu. Вплив осколків поділу на реактивність ядерного реактора називають отруєнням (для радіоактивних уламків) та зашлаковуванням (для стабільних). Отруєння зумовлене головним чином 135Xe, який має найбільший переріз поглинання нейтронів (2,6*106 барн). Період його напіврозпаду1/2= 9,2 год, вихід при розподілі становить 6-7%. Основна частина 135Хе утворюється внаслідок розпаду 135I (T1/2 = 6,8 год). При отруєнні Кеф змінюється на 1-3%. Великий перетин поглинання 135Xe та наявність проміжного ізотопу 135I призводять до двох важливих явищ:

1) до збільшення концентрації 135Хе і, отже, зменшення реактивності ядерного реактора після його зупинки чи зниження потужності («йодна яма»). Це змушує мати додатковий запас реактивності в органах регулювання або унеможливлює короткочасні зупинки та коливання потужності. Глибина і тривалість йодної ями залежить від потоку нейтронів Ф: при Ф = 5*1013
нейтрон/см2*сек тривалість йодної ями ~ 30 год, а глибина в 2 рази перевищує стаціонарну змінуеф, спричинене отруєнням
135Хе.

2) Через отруєння можуть відбуватися просторово-часові коливання нейтронного потоку Ф, отже — і потужності ядерного реактора. Ці коливання виникають при Ф>1013
нейтрон/см2*сек і великих розмірах ядерного реактора. Періоди коливань ~ 10 год.

Вигоряння ядерного палива характеризують сумарною енергією, що виділилася ядерному реакторі на 1 т палива. Для ядерних реакторів, що працюють на природному урані, максимальне вигоряння ~ 10 Гвт*сут/т (важководні ядерні реактори). У ядерних реакторах із слабо збагаченим ураном (2 — 3% 235U) досягається вигоряння ~ 20-30 Гвт * cyт / т. У ядерному реакторі на швидких нейтронах — до 100 ГВт * сут/т. Вигоряння 1 Гвт*добу/т відповідає згоранню 0,1% ядерного палива.

Управління ядерним реактором

Для регулювання ядерного реактора важливо, що частина нейтронів при розподілі вилітає з уламків із запізненням. Частка таких нейтронів, що запізнюються, невелика (0.68% для 235U, 0,22% для
239Pu). Час запізнення Тзап від 0,2 до 55 сік. Якщо (Доеф — 1) £ n3/n0, Число поділів в ядерному реакторі зростає (Доеф > 1) або падає (Кеф < 1), з характерним часом ~ Tз. Без запізнюваних нейтронів ці часи були б на кілька порядків меншими, що дуже ускладнило б управління ядерним реактором.

Для управління ядерного реактора служить система управління та захисту (СУЗ). Органи СУЗ поділяються на: аварійні, що зменшують реактивність (що вводять у ядерний реактор негативну реактивність) у разі аварійних сигналів; автоматичні регулятори, що підтримують постійним нейтронний потік Ф (отже — і потужність); компенсуючі (компенсація отруєння, вигоряння, температурних ефектів). У більшості випадків це стрижні, що вводяться в активну зону ядерного реактора (зверху або знизу) з речовин, що поглинають нейтрони (Cd, B та ін.). Їхній рух керується механізмами, що спрацьовують за сигналом приладів, чутливих до величини нейтронного потоку. Для компенсації вигоряння можуть використовуватися поглиначі, що вигоряють, ефективність яких убуває при захопленні ними нейтронів (Cd, В, рідкоземельні елементи), або розчини поглинаючої речовини в сповільнювачі. Стабільності роботи ядерного реактора сприяє негативний температурний коефіцієнт реактивності (зі зростанням температури r зменшується). Якщо цей коефіцієнт позитивний, робота органів СУЗ істотно ускладнюється.

Ядерний реактор оснащується системою приладів, що інформують оператора про стан ядерного реактора: про потік нейтронів у різних точках активної зони, витрату і температуру теплоносія, рівень іонізуючого випромінювання в різних частинах ядерного реактора та в допоміжних приміщеннях, про положення органів СУЗ та ін. з цих приладів, надходить у ЕОМ, яка може або видавати її оператору в обробленому вигляді (функції обліку), або на підставі математичної обробки. Цією інформацією видавати рекомендації оператору щодо необхідних змін у режимі роботи ядерного реактора (машина – порадник), або, нарешті, здійснювати управління ядерного реактора без участі оператора (керуюча машина).

Класифікація ядерних реакторів

За призначенням та потужністю ядерні реактори діляться на кілька груп:

1) експериментальний реактор (критичне складання), призначений для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідне для проектування та експлуатації ядерних реакторів: потужність таких ядерних реакторів не перевищує кількох кВт:

2) дослідні реактори, в яких потоки нейтронів і g-квантів, що генеруються в активній зоні, використовуються для досліджень в галузі ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології, для випробування матеріалів, призначених для роботи в інтенсивних нейтронних потоках (в т ч. деталей ядерного реактора), для виробництва ізотопів. Потужність дослідницького ядерного реактора не перевищує 100 МВт: енергія, що виділяється, як правило, не використовується. До дослідних ядерних реакторів відноситься імпульсний реактор:

3) ізотопні ядерні реактори, в яких потоки нейтронів використовуються для отримання ізотопів, у т. ч. Pu і 3Н для військових цілей;

4) енергетичні ядерні реактори, в яких енергія, що виділяється при розподілі ядер, використовується для вироблення електроенергії, теплофікації, опріснення морської води, в силових установках на кораблях і т. д.

Ядерні реактори можуть відрізнятися також за видом ядерного палива (природний уран, слабо збагачений, чистий ізотоп, що ділиться), за його хімічним складом (металевий U, UO2, UC і т. д.), на вигляд теплоносія (Н2О, газ, D2O, органічні рідини, розплавлений метал), за родом уповільнювача (С, Н2О, D2O, Be, BeO. гідриди металів, без уповільнювача). Найбільш поширені гетерогенні ядерні реактори на теплових нейтронах з уповільнювачами — Н2О, С, D2O та теплоносіями — Н2О, газ, D2O.

© Реферат плюс



Добавить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *