Реакторы. Типы реакторов

Ядерный (атомный) реактор - устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Эта реакция представляет собой самоподдерживающийся процесс деления ядер изотопов урана (или делящихся изотопов других элементов) под действием элементарных частиц - нейтронов, которые благодаря отсутствию электрического заряда легко проникают в атомные ядра. Основными элементами атомного энергетического реактора являются активная зона, отражатель нейтронов, окружающий активную зону, стержни-поглотители нейтронов, обеспечивающие управление реактором (поддержание энергии на нужном уровне и обеспечение раномерности ее распределения по объему реактора) и аварийную защиту, биологическая защита реактора. Реактор заключен в герметичный металлический корпус (здесь же находится теплообменник). Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее (в реакторах на тепловых нейтронах активная зона содержит также замедлитель нейтронов и некоторые другие компоненты). В ней протекает управляемая цепная ядерная реакция и выделяется энергия деления (в основном – в виде тепловой). Выделенная энергия отводится с помощью теплоносителя.

Реакторы на тепловых нейтронах. Активная зона таких реакторов состоит из ядерного топлива, замедлителя, теплоносителя и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком реакторе замедляется до тепловых энергий, а затем поглощаются ядерным топливом, вызывая его деление. В активной зоне используют материалы с малыми сечениями радиационного захвата нейтронов, например, графит и цирконий. Это дает возможность использовать в этих реакторах естественный или слабообогащенный уран.

Реакторы на быстрых нейтронах. В активной зоне реактора и отражателе используются только тяжелые материалы. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремяться уменьшить до минимума. Прежде чем поглотиться в ядерном топливе, нейтроны успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжелыми ядрами лишь до энергий 0,1-0,4 МэВ. Сечение деления в быстрой области энергий нейтронов не превышает 2 б, поэтому для осуществления цепной реакции деления необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне. Она в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах позволяют осуществить расширенное использование ядерного топлива: получать при облучении ²³⁸U или ²³²Th нейтронами больше топлива (²³⁹Pu, ²³³U), чем было его сожжено в реакторе.

Реакторы на промежуточных нейтронах. Концентрации делящихся веществ и замедлителя в активной зоне реактора таковы, что быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1-1000 эВ. В качестве энергетических такие реакторы не используются, т.к. у них обычно высокая загрузка ядерного топлива, да еще и высокое обогащение. Они используются обычно как исследовательские реакторы, потому что позволяют получить высокую плотность потока нейтронов. Например, на реакторе СМ-3 плотность потока нейтронов составляет 5.10¹⁵н/(см²с).

Водо-водяной энергетический реактор - ВВЭР- самый распространенный тип реактора для АЭС (рис.3.1). Это легководные корпусные реакторы на тепловых нейтронах, в которых вода является замедлителем и теплоносителем. Вода находится под давлением, поэтому не кипит, циркулируя через реактор и парогенератор. Образующийся в парогенераторе пар по второму контуру попадает в турбину. Размеры активных зон водо-водяных реакторов весьма умерены, что позволяет располагать их в прочных корпусах, принимающих на себя давление теплоносителя. В реакторах этого типа применяются стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы) с топливом из диоксида урана и оболочками из циркониевых сплавов. Обогащение по урану-235 составляет 3-5%.

Дата добавления: 2015-07-15