Види атомних реакторів їх будова та принцип роботи.

Промислові атомні реактори спершу розроблялись лише в країнах, які мали атомну зброю. США, СРСР, Великобританія і Франція активно досліджували різні варіанти атомних реакторів. Однак згодом в атомній енергетиці стали домінувати три основних типи реакторів, які

розрізнялися, головним чином, теплоносіями, які використовувались для підтримки необхідної температури активної зони, і уповільнювачем, який використовується для зниження швидкості нейтронів, які виділяються в процесі розпаду та необхідних для підтримки ланцюгової реакції.

Серед них перший (і найбільш поширений) тип - це реактор на насиченому урані, в якому і теплоносієм, і уповільнювачем є звичайна, чи "легка", вода (легководяний реактор). Існують два основних різновиди легководяного реактора:

• реактор, в якому пар, обертаючий турбіни, утворюється безпосередньо в активній зоні (киплячий реактор);

• реактор, в якому пар утворюється в зовнішньому, чи другому, контурі, пов'язаному з першим контуром теплообмінювачами і парогенераторами (водо-водяний енергетичний реактор - ВВЕР). Розробка легководяного реактора почалась ще за програмами озброєних сил США. Так, в 1950-х рр. компанії "Дженерал електріо" та "Вестингауз" розробляли легководяні реактори для підводних човнів і авіаносців МВФ США. Ці фірми були також залучені до реалізації воєнних програм розробки технологій регенерації та збагачення атомного палива. В тому ж десятилітті в Радянському Союзі було розроблено киплячий реактор з графітовим уповільнювачем.

Другий тип реактора, який знайшов практичне використання -

газоохолоджуючий реактор (з графітовим уповільнювачем). Його створення також було тісно пов'язане з ранніми програмами розробки ядерної зброї. В кінці 1940-х - початку 1950-х рр. Великобританія та Франція, які прагнули до створення власних атомних бомб, приділяли головну увагу розробці газоохолоджуючих реакторів, які досить ефективно виробляли збройний плутоній і до того ж можуть працювати на природному урані.

Третій тип реактора, який має комерційний успіх, - це реактор, в якому і теплоносієм, і уповільнювачем є важка вода, а паливом також природній уран. На початку атомного віку потенціальні переваги важководяного реактора досліджувались в ряді країн. Однак потім виробництво таких реакторів зосереджувалось головним чином в Канаді зокрема із-за її широких запасів урану.

Ядерна та атомна енергетика - це дешевий спосіб отримання електричної та теплової енергії за рахунок здоров'я споживачів.

Я думаю що це найправильніший спосіб висловити цей вид виробництва енергії.

Відразу хочу розвіяти думки і слова про те, що атомна і ядерна енергетика-це одне і те ж. Це зовсім різні терміни. Помилка допускається в ЗМІ, коли вони прирівнюють цих два різних типу енергогенераторів.

Для того щоб Вам стало більш зрозуміло, що я скажу Вам те, що ядерні реакції, на відміну від атомних проводять тільки в лабораторних умовах. І, до того-ж, ядерна реакції на сучасному етапі розвитку забирає набагато більше енергії при її активації, тому, що ядерна енергетика не доцільна і непрактична.

ЯК працює атомний реактор?

В ядерному реакторі відбувається процес, який розділяє ядра важких елементів. Під час цієї взаємодії здійснюється виділення теплової енергії, яка відводиться з межами реактора. Реакція відбувається безпосередньо в головній камері, в якій розміщується радіоактивне паливо.

До тепловыделяющимся элеметам переходить теплова енергія від реакції. Існує багато органічних рідин і речовин, які здатні сповільнити процес реакції, які застосовуються в тепловводителях. Це може бути Берилий, важка вода. легка вода, графіт і т. д.

Управління реактором проводиться за допомогою матеріалів, з яких виготовлені стрижні, які здатні відмінно поглинати нейтрони. Вся активна зона реактера оточена відбивачами нейтронів.

Найголовнішою частиною реактора є ТВЕЛ - тепловыделяющиеся елементи. Від його потужності залежить вартість планованого проекту і величина виробничого циклу. 90% всього тепла з реактора виводиться через Твели і теплообмінні(охолоджувані) системи. Якщо порівнювати реакцію в атомному реакторі з бычным паровим перетворювачем, то вона вище в три рази (у розрахунку виділення тепла теплоносіями).

Простими і людськими словами будова атомної станції та реактора можна представити таким чином. Вся енергія, яка виділяється в процесі атомної реакції виділяється у вигляді величезної кількості тепла, яке передається по системі тепловиділення безпосередньо до споживача. Тільки після використання гарячої рідини, і перетворивши її на підстанціях в електроенергію, кінцевий продукт потрапляє до споживача.

Поточний стан ядерного реактора можна охарактеризувати ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів k або реактивністю ρ, які пов'язані наступним співвідношенням:

\rho = {{k-1} \over k}

Для цих величин характерні наступні значення:

k > 1 - ланцюгова реакція наростає в часі, реактор знаходиться в надкритичном стані, його реактивність ρ > 0;

k < 1 - реакція згасає, реактор - подкритичен, ρ < 0;

k = 1, ρ = 0 - число поділок ядер постійно, реактор знаходиться в стабільному критичному стані.

Умова критичності ядерного реактора:

k = k_0w = 1\!, де

w\! є частка повного числа утворюються в реакторі нейтронів, поглинених в активній зоні реактора, або ймовірність уникнути нейтрону витоку з кінцевого об'єму.

k0 - коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченно великих розмірів.

Звернення коефіцієнта розмноження в одиницю досягається збалансуванням розмноження нейтронів з їх втратами. Причин втрат фактично дві: захоплення без поділу і витік нейтронів за межі размножающей середовища.

Здійснення КЕРОВАНОЇ ланцюгової реакції поділу ядра можливо при певних умовах. В процесі поділу ядер палива виникають миттєві нейтрони, які утворюються безпосередньо в момент поділу ядра, і запізнілі нейтрони випускаються осколками розподілу в процесі їх радіоактивного розпаду. Час життя миттєвих нейтронів дуже мало, тому навіть сучасні системи та засоби управління реактором не можуть підтримувати необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів тільки за рахунок миттєвих нейтронів. Час життя запізнілих нейтронів складає від 0,1 до 10 секунд.

За рахунок значного часу життя запізнілих нейтронів система управління встигає перемістити стрижні-поглиначі, підтримуючи тим самим необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів(реактивність). Відношення числа запізнілих нейтронів, що викликали реакцію ділення в даному поколінні, до всього числа нейтронів, що викликали реакцію ділення в даному поколінні, називається ефективною часткою запізнілих нейтронів - βэф. Таким чином, можливі наступні сценарії розвитку ланцюгової реакції ділення:

1. ρ<0, Кеф<1 - реактор подкритичен, інтенсивність реакції зменшується, потужність реактора знижується;

2. ρ=0, Кеф=1 - реактор критичний, інтенсивність реакції і потужність реактора постійні;

3. ρ>0, Кеф>1 - реактор надкритичен, інтенсивність реакції і потужність реактора збільшуються.

В останньому (3) у разі можливі два принципово відрізняються один від одного стану надкритичного реактора:

3а. 0<ρ<βэф - при реактивності більшою нуля, але меншою значення ефективної частки запізнілих нейтронів - βэф, ланцюгова реакція протікає зі швидкістю, яка визначається часом запізнювання нейтронів (тобто реактор подкритичен на миттєвих нейтронах, а необхідна надкритичность досягається за рахунок народжених запізнілих нейтронів). При цьому реакція поділу є КЕРОВАНОЮ;

3б. ρ>βэф - при реактивності реактора, що перевищує ефективну частку запізнілих нейтронів, реактор стає критичним на миттєвих нейтронах, і управління ланцюговою реакцією поділу стає НЕМОЖЛИВИМ. У результаті відбувається ядерний вибух.

Очевидно, що k < k0, оскільки в кінцевому обсязі внаслідок витоку втрати нейтронів обов'язково більше, ніж в нескінченному. Тому, якщо в речовині даного складу k0 < 1, то ланцюгова самоподдерживающаяся реакція неможлива як у нескінченному, так і в будь-якому кінцевому обсязі. Таким чином, k0 визначає принципову здатність середовища розмножувати нейтрони.

k0 для теплових реакторів можна визначити по так званій «формулі 4-х співмножників»:

k_0=\mu \phi \theta \eta \!, де

μ - коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах;

φ - ймовірність уникнути резонансного захоплення;

θ - коефіцієнт використання теплових нейтронів;

η - вихід нейтронів на одне поглинання.

Обсяги сучасних енергетичних реакторів можуть досягати сотень м3 і визначаються головним чином не умовами критичності, а можливостями теплообміну.

Критичний обсяг ядерного реактора - об'єм активної зони реактора в критичному стані. Критична маса - маса речовини поділу реактора, що перебуває у критичному стані.

Найменшою критичною масою мають реактори, в яких паливом служать водні розчини солей чистих діляться ізотопів з водяним відбивачем нейтронів. Для 235U ця маса дорівнює 0,8 кг, для 239Pu - 0,5 кг[джерело не вказано 1503 дня]. Широко відомо, однак, що критична маса для реактора LOPO (перший в світі реактор на збагаченому урані), що мав відбивач із окису берилію, становила 0,565 кг[джерело не вказано 1503 дня], незважаючи на те, що ступінь збагачення за изотопу 235 була лише трохи більше 14 %. Теоретично, найменшою критичною масою має 251Cf, для якого ця величина складає всього 10 р.

З метою зменшення витоку нейтронів, активній зоні надають сферичну або близьку до сферичної форму, наприклад короткого циліндра або куба, так як ці фігури мають найменшим відношенням площі поверхні до об'єму.

Незважаючи на те, що величина (e - 1) зазвичай невелика, роль розмноження на швидких нейтронах досить велика, оскільки для великих ядерних реакторів (До∞ - 1) «1. Без цього процесу було б неможливим створення перших графітових реакторів наестественномо урані.

Для початку ланцюгової реакції зазвичай досить нейтронів, народжуваних при спонтанному розподілі ядер урану. Можливе також використання зовнішнього джерела нейтронів для запуску реактора, наприклад, суміші Ra і Be, 252Cf або інших речовин.

Стержні застосовують для отримання у відливці внутрішніх або зовнішніх порожнин.

При заливці форми стержні з усіх боків оточені розплавом, тому до них висуваються такі вимоги:

1) Стійке положення у формі.

2) Міцність і добра податливість.

3) Вогнетривкість.

4) Висока газопроникність.

5) Добра здатність до вибивання

Міцність і вогнетривкість стержня забезпечується складом стержневої суміші, покриттям стержня вогнетривкою фарбою.

Отримання у відливці отворів з точними розмірами згідно кресленню досягається окрім геометричних розмірів стержнів їх точною установкою у формі. Для цього (стійкого положення у формі) стержні повинні мати достатню кількість стержневих знаків певних розмірів по ГОСТу. Стержневі знаки забезпечують стійкість, фіксацію і виведення газів зі стержня.

Якщо стержневі знаки не можуть забезпечити стійкість стержня, встановлюють жеребейки.

Установка у форму жеребейки для підтримки стержня.

Для збільшення міцності стержнів в них при формовці вставляють каркаси – дротяні або литі. Дротяні каркаси виготовляють зі стального відпаленого дроту діаметром 1-12мм (для дрібних і середніх стержнів). Литі каркаси відливають з сірого чавуну у вигляді рамок із залитим в них дротом діаметром 6-10мм (для крупних стержнів). У каркасах для крупних і середніх стержнів виконують підйоми для підвішування їх на крані.

Відстань від дротяного каркасу до поверхні стержня – 5-10мм, для литих каркасів – 20-35мм.

Каркаси не повинні перешкоджати усадці, не заважати вентиляції стержня, легко видалятися при вибивці стержня. В умовах масового виробництва каркаси застосовувати небажано.Роз’ємний стержневий ящик та литий каркас для стержня: 1, 2 – половини стержневого ящика, 3 – скоба для скріплення половин ящика, 4 – циліндричний стержень, 5 – чавунна рамка, 6 – стальні прутки.

Технологія виготовлення стержнів: 1 - каркас; 2 - газовий канал; 3 - кокс або шлак; 4 — стержневий ящик; 5 — вкладиші; 6 — формувальна суміш; 7 — сушильна плита; 8 — піддон.

При заливці стержні виділяють велику кількість газів (при вигоранні добавок), тому в них виконують вентиляційні канали такими способами:

1. Наколювання стержнів вентиляційною голкою через знакові частини.

2. Прокладання восковиків – заформовування воскового шнура, який після виплавки воску під час сушки стержня виймають.

3. Прокладання солом’яних джгутів, які вигорають при заливці металу.

4. Укладання коксової гарі, керамзиту всередину крупних стержнів при їх виготовленні.

5. Вирізання каналу гладилкою в площині роз’єму (при склеюванні стержня з двох половин).

6. Заформовування в стержнях стальних прутків або труб з наступним видаленням.

Важка вода (D2O) — вода, молекула якої складається з двох атомів дейтерію та атома оксигену. Молекулу HDO називають напівважкою водою, молекулу H2O називають легкою водою в тих випадках, коли потрібно підкреслити різницю.

Важку воду добуто вперше в 1933 р., міститься в атмосферних опадах. Природна вода містить невелику кількість атомів дейтерію у складі молекул напівважкої води HDO. Концентрація атомів дейтерію збільшується при електролізі, оскільки на електродах виділяється відносно вища доля протію. Багаторазовий електроліз є основним методом отримання важкої води.

Важка вода використовується як сповільнювач нейтронів у ядерних реакторах. Таке використання зумовлене тим, що на відміну від легкої води, важка вода поглинає набагато менше нейтронів.

Дата добавления: 2015-09-06