Военная кафедра

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.


смотреть на рефераты похожие на "Ядерный реактор"