"Физически основи на ядрената енергетика. Ядрен реактор."

Ядреният реактор работи гладко и ефективно. В противен случай, както знаете, ще има проблеми. Но какво става вътре? Нека се опитаме да формулираме принципа на работа на ядрен (ядрен) реактор накратко, ясно, със спирания.

По същество там се случва същият процес, както при ядрен взрив. Само експлозията се случва много бързо, но в реактора всичко това се простира за дълго време. В резултат на това всичко остава безопасно и здраво и ние получаваме енергия. Не толкова, че всичко наоколо да бъде унищожено веднага, но напълно достатъчно, за да осигури ток на града.

Преди да разберете как контролираните ядрена реакция, трябва да разберете какво е то ядрена реакция изобщо.

Ядрена реакция е процес на трансформация (разделяне) атомни ядракогато взаимодействат с елементарни частици и гама лъчи.

Ядрените реакции могат да протичат както с поглъщане, така и с освобождаване на енергия. Реакторът използва вторите реакции.

Ядрен реактор е устройство, чиято цел е да поддържа контролирана ядрена реакция с освобождаване на енергия.

Често ядреният реактор се нарича още атомен реактор. Нека отбележим, че тук няма фундаментална разлика, но от гледна точка на науката е по-правилно да се използва думата „ядрен“. Сега има много видове ядрени реактори. Това са огромни индустриални реактори, предназначени да генерират енергия в електроцентрали, ядрени реактори на подводници, малки експериментални реактори, използвани в научни експерименти. Има дори реактори, използвани за обезсоляване на морска вода.

Историята на създаването на ядрен реактор

Първият ядрен реактор е пуснат през не толкова далечната 1942 година. Това се случи в САЩ под ръководството на Ферми. Този реактор беше наречен "Чикагската дървесина".

През 1946 г. започва да работи първият съветски реактор, пуснат под ръководството на Курчатов. Тялото на този реактор беше топка с диаметър седем метра. Първите реактори нямаха система за охлаждане и мощността им беше минимална. Между другото, съветският реактор имаше средна мощност от 20 вата, а американският - само 1 ват. За сравнение: средната мощност на съвременните енергийни реактори е 5 гигавата. По-малко от десет години след пускането на първия реактор в град Обнинск е открита първата в света индустриална атомна електроцентрала.

Принципът на работа на ядрен (ядрен) реактор

Всеки ядрен реактор има няколко части: сърцевина с гориво И модератор , неутронен рефлектор , антифриз , система за контрол и защита . Изотопите най-често се използват като гориво в реактори. уран (235, 238, 233), плутоний (239) и торий (232). Ядрото е котел, през който тече обикновена вода (охлаждаща течност). Сред другите охлаждащи течности по-рядко се използват „тежка вода“ и течен графит. Ако говорим за работата на атомни електроцентрали, тогава ядрен реактор се използва за производство на топлина. Самото електричество се генерира по същия метод, както при другите видове електроцентрали - парата върти турбина, а енергията на движение се преобразува в електрическа енергия.

По-долу има диаграма на работата на ядрен реактор.

Както вече казахме, разпадането на тежко ураново ядро произвежда по-леки елементи и няколко неутрона. Получените неутрони се сблъскват с други ядра, което също ги кара да се делят. В същото време броят на неутроните расте лавинообразно.

Тук трябва да се спомене коефициент на размножаване на неутрони . Така че, ако този коефициент надвишава стойност, равна на единица, възниква ядрена експлозия. Ако стойността е по-малка от единица, има твърде малко неутрони и реакцията замира. Но ако поддържате стойността на коефициента равна на единица, реакцията ще продължи дълго и стабилно.

Въпросът е как да стане това? В реактора горивото е в т.нар горивни елементи (TVELakh). Това са пръчки, които съдържат под формата на малки таблетки, ядрено гориво . Горивните пръти са свързани в касети с шестоъгълна форма, които могат да бъдат стотици в реактора. Касетите с горивни пръти са разположени вертикално и всеки горивен прът има система, която ви позволява да регулирате дълбочината на потапянето му в ядрото. В допълнение към самите касети, те включват контролни пръти И пръти за аварийна защита . Пръчките са направени от материал, който абсорбира добре неутроните. По този начин контролните пръти могат да бъдат спускани на различни дълбочини в активната зона, като по този начин се регулира коефициентът на размножаване на неутрони. Аварийните пръти са предназначени за спиране на реактора в случай на авария.

Как се стартира ядрен реактор?

Разбрахме самия принцип на работа, но как да стартираме и накараме реактора да функционира? Грубо казано, ето го - парче уран, но верижната реакция не започва в него сама. Факт е, че в ядрената физика има понятие критична маса .

Критичната маса е масата на делящия се материал, необходима за започване на ядрена верижна реакция.

С помощта на горивни пръти и управляващи пръти първо се създава критична маса ядрено гориво в реактора, след което реакторът се довежда до оптимално ниво на мощност на няколко етапа.

В тази статия се опитахме да ви дадем Главна идеяза структурата и принципа на работа на ядрен (ядрен) реактор. Ако имате въпроси по темата или ви е зададен проблем по ядрена физика в университета, моля свържете се с на специалистите от нашата компания. Както обикновено, ние сме готови да ви помогнем да разрешите всеки неотложен проблем, свързан с вашето обучение. И докато сме там, ето още едно образователно видео на вашето внимание!

Устройството и принципът на действие се основават на инициализацията и управлението на самоподдържаща се ядрена реакция. Използва се като изследователски инструмент, за производство на радиоактивни изотопи и като източник на енергия за атомни електроцентрали.

принцип на работа (накратко)

Това използва процес, при който тежко ядро се разпада на два по-малки фрагмента. Тези фрагменти са в силно възбудено състояние и излъчват неутрони, други субатомни частици и фотони. Неутроните могат да предизвикат ново делене, което води до излъчване на повече от тях и т.н. Такава непрекъсната самоподдържаща се поредица от разделяния се нарича верижна реакция. При това се освобождава голямо количество енергия, чието производство е целта на използването на АЕЦ.

Принципът на работа на ядрения реактор е такъв, че около 85% от енергията на делене се освобождава за много кратък период от време след началото на реакцията. Останалата част се получава от радиоактивния разпад на продуктите на делене, след като са излъчили неутрони. Радиоактивният разпад е процес, при който атомът достига по-стабилно състояние. Продължава след приключване на разделянето.

В атомна бомба верижната реакция нараства по интензитет, докато по-голямата част от материала се разпадне. Това се случва много бързо, предизвиквайки изключително мощните експлозии, типични за подобни бомби. Дизайнът и принципът на работа на ядрения реактор се основават на поддържането на верижна реакция на контролирано, почти постоянно ниво. Той е проектиран по такъв начин, че да експлодира като атомна бомба, не мога.

Верижна реакция и критичност

Физиката на реактора за ядрен делене е, че верижната реакция се определя от вероятността ядрото да се раздели след излъчването на неутрони. Ако популацията на последното намалее, тогава скоростта на делене в крайна сметка ще падне до нула. В този случай реакторът ще бъде в подкритично състояние. Ако неутронната популация се поддържа на постоянно ниво, тогава скоростта на делене ще остане стабилна. Реакторът ще бъде в критично състояние. И накрая, ако популацията от неутрони расте с течение на времето, скоростта и мощността на делене ще се увеличат. Състоянието на ядрото ще стане суперкритично.

Принципът на работа на ядрения реактор е следният. Преди изстрелването му неутронната популация е близо до нула. След това операторите премахват контролните пръти от ядрото, увеличавайки ядреното делене, което временно тласка реактора в суперкритично състояние. След достигане на номиналната мощност операторите частично връщат контролните пръти, регулирайки броя на неутроните. Впоследствие реакторът се поддържа в критично състояние. Когато трябва да се спре, операторите вкарват прътите докрай. Това потиска деленето и прехвърля ядрото в подкритично състояние.

Типове реактори

Повечето от атомните електроцентрали в света са електроцентрали, генериращи топлината, необходима за въртене на турбини, които задвижват електрически генератори. Освен това има много изследователски реактори, а някои държави разполагат с подводници или надводни кораби, задвижвани с атомна енергия.

Енергийни инсталации

Има няколко типа реактори от този тип, но конструкцията с лека вода е широко разпространена. От своя страна може да използва вода под налягане или вряща вода. В първия случай течността под високо налягане се нагрява от топлината на сърцевината и влиза в парогенератора. Там топлината от първи контур се прехвърля към втория контур, който също съдържа вода. Окончателно генерираната пара служи като работен флуид в цикъла на парната турбина.

Реакторът с кипяща вода работи на принципа на директен енергиен цикъл. Водата, преминаваща през сърцевината, се довежда до кипене при средно налягане. Наситената пара преминава през серия от сепаратори и сушилни, разположени в корпуса на реактора, което води до неговото прегряване. След това прегрятата водна пара се използва като работна течност за завъртане на турбината.

Високотемпературно газово охлаждане

Високотемпературен реактор с газово охлаждане (HTGR) е ядрен реактор, чийто принцип на работа се основава на използването на смес от графит и горивни микросфери като гориво. Има два конкуриращи се дизайна:

немска система за "пълнене", която използва сферични горивни елементи с диаметър 60 мм, които са смес от графит и гориво в графитна обвивка;
американската версия под формата на графитни шестоъгълни призми, които се свързват, за да създадат ядро.

И в двата случая охлаждащата течност се състои от хелий под налягане от около 100 атмосфери. IN немска системахелият преминава през пролуки в слоя от сферични горивни елементи, а в американския - през отвори в графитни призми, разположени по оста на централната зона на реактора. И двата варианта могат да работят при много високи температури, тъй като графитът е изключително висока температурасублимация, а хелият е напълно химически инертен. Горещият хелий може да се приложи директно като работен флуид в газова турбина при висока температура или неговата топлина може да се използва за генериране на пара от воден цикъл.

Течен метал и принцип на работа

Бързите реактори с натриево охлаждане получиха голямо внимание през 60-те и 70-те години на миналия век. Тогава изглеждаше, че техните способности за размножаване скоро ще бъдат необходими за производството на гориво за бързо разрастващата се ядрена индустрия. Когато през 80-те години стана ясно, че това очакване е нереалистично, ентусиазмът намаля. Въпреки това редица реактори от този тип са построени в САЩ, Русия, Франция, Великобритания, Япония и Германия. Повечето от тях работят с ураниев диоксид или неговата смес с плутониев диоксид. В САЩ обаче най-голям успех са постигнати с металните горива.

КАНДУ

Канада насочва усилията си към реактори, които използват естествен уран. Това премахва необходимостта да се прибягва до услугите на други държави за обогатяването му. Резултатът от тази политика беше деутериево-урановият реактор (CANDU). Контролира се и се охлажда с тежка вода. Дизайнът и принципът на работа на ядрен реактор се състои в използването на резервоар със студен D 2 O при атмосферно налягане. Ядрото е пробито от тръби, изработени от циркониева сплав, съдържаща гориво от естествен уран, през което циркулира тежка вода, която го охлажда. Електричеството се произвежда чрез прехвърляне на топлина от делене в тежка вода към охлаждаща течност, която циркулира през парогенератор. След това парата във вторичната верига преминава през конвенционален турбинен цикъл.

Изследователски съоръжения

За научно изследванеНай-често се използва ядрен реактор, чийто принцип на работа е използването на водно охлаждане и пластинчати уранови горивни елементи под формата на възли. Възможност за функциониране в широк обхватнива на мощност от няколко киловата до стотици мегавати. Тъй като производството на електроенергия не е основната цел на изследователските реактори, те се характеризират с произведената топлинна енергия, плътността и номиналната енергия на неутроните в ядрото. Именно тези параметри помагат да се определи количествено способността на изследователския реактор да провежда специфични изследвания. Системите с ниска мощност обикновено се намират в университетите и се използват за преподаване, докато системите с висока мощност са необходими в изследователски лаборатории за изпитване на материали и ефективност и общи изследвания.

Най-често срещаният е изследователски ядрен реактор, чиято структура и принцип на работа е както следва. Ядрото му се намира на дъното на голям, дълбок воден басейн. Това опростява наблюдението и поставянето на канали, през които могат да се насочват неутронни лъчи. При ниски нивамощност, няма нужда да се изпомпва охлаждаща течност, тъй като естествената конвекция на охлаждащата течност осигурява достатъчно отвеждане на топлината за поддържане на безопасно работно състояние. Топлообменникът обикновено се намира на повърхността или в горната част на басейна, където се натрупва гореща вода.

Корабни инсталации

Първоначалното и основно приложение на ядрените реактори е използването им в подводници. Основното им предимство е, че за разлика от системите за изгаряне на изкопаеми горива, те не изискват въздух за генериране на електричество. Следователно атомната подводница може да остане потопена за дълги периоди от време, докато конвенционалната дизелово-електрическа подводница трябва периодично да се издига на повърхността, за да запали двигателите си във въздуха. дава стратегическо предимство на военните кораби. Благодарение на него няма нужда да зареждате гориво в чужди пристанища или от лесно уязвими танкери.

Класифициран е принципът на работа на ядрен реактор на подводница. Известно е обаче, че в САЩ той използва силно обогатен уран и се забавя и охлажда с лека вода. Дизайнът на първия атомен подводен реактор, USS Nautilus, беше силно повлиян от мощни изследователски съоръжения. Уникалните му характеристики са много голям резерв на реактивност, осигуряващ дълъг период на работа без презареждане и възможност за рестартиране след спиране. Електроцентралата в подводниците трябва да е много тиха, за да не бъде открита. За да отговорят на специфичните нужди на различни класове подводници, бяха създадени различни модели електроцентрали.

Самолетоносачите на ВМС на САЩ използват ядрен реактор, чийто принцип на работа се смята, че е заимстван от най-големите подводници. Подробности за дизайна им също не са публикувани.

Освен САЩ атомни подводници имат Великобритания, Франция, Русия, Китай и Индия. Във всеки случай дизайнът не беше разкрит, но се смята, че всички те са много сходни - това е следствие от едни и същи изисквания към тях технически спецификации. Русия също има малък флот, който използва същите реактори като съветските подводници.

Промишлени инсталации

За производствени цели се използва ядрен реактор, чийто принцип на работа е висока производителност с ниско ниво на производство на енергия. Това се дължи на факта, че продължителният престой на плутоний в активната зона води до натрупване на нежелан 240 Pu.

Производство на тритий

В момента основният материал, произведен от такива системи, е тритий (3H или T) - зарядът за плутоний-239 има дълъг период на полуразпад от 24 100 години, така че страните с арсенали ядрени оръжияТези, които използват този елемент, обикновено имат повече от необходимото. За разлика от 239 Pu, тритият има период на полуразпад приблизително 12 години. Следователно, за да се поддържат необходимите запаси, този радиоактивен изотоп на водорода трябва да се произвежда непрекъснато. В САЩ в река Савана (щат Южна Каролина), например има няколко работещи тежководни реактора, които произвеждат тритий.

Плаващи силови агрегати

Създадени са ядрени реактори, които могат да осигурят електричество и парно отопление на отдалечени изолирани райони. В Русия, например, малки електроцентрали, специално проектирани да обслужват Арктика, намериха приложение. селища. В Китай 10 MW HTR-10 осигурява топлина и енергия на изследователския институт, където се намира. В Швеция и Канада се разработват малки автоматично управлявани реактори с подобни възможности. Между 1960 и 1972 г. армията на САЩ използва компактни водни реактори за захранване на отдалечени бази в Гренландия и Антарктика. Те бяха заменени от електроцентрали, работещи с петрол.

Завладяване на космоса

Освен това са разработени реактори за захранване и движение в открития космос. Между 1967 и 1988г съветски съюзинсталира малки ядрени блокове на сателитите от серията Cosmos за захранване на оборудване и телеметрия, но тази политика се превърна в обект на критика. Поне един от тези спътници навлезе в земната атмосфера, причинявайки радиоактивно замърсяване в отдалечени райони на Канада. Съединените щати са изстреляли само един сателит с ядрена енергия през 1965 г. Въпреки това продължават да се разработват проекти за използването им в космически полети на дълги разстояния, пилотирано изследване на други планети или на постоянна лунна база. Това задължително ще бъде ядрен реактор с газово охлаждане или течен метал, чиито физически принципи ще осигурят възможно най-високата температура, необходима за минимизиране на размера на радиатора. Освен това реакторът за космически технологиитрябва да бъде възможно най-компактен, за да се сведе до минимум количеството материал, използван за екраниране, и да се намали теглото по време на изстрелване и космически полет. Захранването с гориво ще осигури работата на реактора за целия период на космическия полет.

Предмет: Физически основи ядрена енергия. Ядрен реактор.

Цели на урока:актуализиране на съществуващите знания; продължете формирането на понятия: делене на уранови ядра, ядрена верижна реакция, условия за нейното възникване, критична маса; въвежда нови понятия: ядрен реактор, основни елементи на ядрен реактор, структура на ядрен реактор и принцип на неговото действие, управление на ядрена реакция, класификация на ядрени реактори и тяхното използване; продължават да развиват уменията да наблюдават и правят изводи, както и да развиват интелектуалните способности и любопитството на учениците; продължават да развиват отношение към физиката като експериментална наука; култивира добросъвестно отношение към работата, дисциплина и положително отношение към знанията.

Тип урок:изучаване на нов материал.

По време на часовете

1. Организационен момент.

Днес в урока ще повторим деленето на урановите ядра, ядрената верижна реакция, условията за възникването й, критична маса, ще научим какво е ядрен реактор, основните елементи на ядрения реактор, структурата на ядрен реактор и принципа на неговото действие, управление на ядрена реакция, класификация на ядрените реактори и тяхното използване.

2. Проверка на изучения материал.

Механизмът на делене на урановите ядра.

Разкажете ни за механизма на верижната ядрена реакция.

Дайте пример за реакция на ядрено делене на ураново ядро.

Какво се нарича критична маса?

Как протича верижна реакция в урана, ако масата му е по-малка от критичната или по-голяма от критичната?

Каква е критичната маса на уран 295? Възможно ли е да се намали критичната маса?

По какви начини можете да промените хода на верижна ядрена реакция?

Каква е целта на забавянето на бързите неутрони?

Какви вещества се използват като модератори?

3. Обяснение на нов материал.

: Коя е основната част на всяка атомна електроцентрала? ( ядрен реактор)

Много добре. Така че, момчета, сега нека разгледаме този въпрос по-подробно.

Историческа справка.

Игор Василиевич Курчатов - изключителен съветски физик, академик, основател и първи директор на Института атомна енергияот 1943 до 1960 г., главен научен ръководител на атомния проблем в СССР, един от основоположниците на използването на ядрената енергия за мирни цели. Академик на Академията на науките на СССР (1943). Първата съветска атомна бомба е тествана през 1949 г. Четири години по-късно, успешни тестове на първия в света водородна бомба. И през 1949 г. Игор Василиевич Курчатов започва работа по проект за атомна електроцентрала. Атомната електроцентрала е вестителят на мирното използване на атомната енергия. Проектът е успешно завършен: на 27 юли 1954 г. нашата атомна електроцентрала става първата в света! Курчатов се зарадва и забавлява като дете!

Определение за ядрен реактор.

Ядреният реактор е устройство, в което се извършва и поддържа контролирана верижна реакция на делене на определени тежки ядра.

Първият ядрен реактор е построен през 1942 г. в САЩ под ръководството на Е. Ферми. В нашата страна първият реактор е построен през 1946 г. под ръководството на И. В. Курчатов.

Основните елементи на ядрения реактор са:

ядрено гориво (уран 235, уран 238, плутоний 239);

забавител на неутрони (тежка вода, графит и др.);

охлаждаща течност за отстраняване на енергията, генерирана по време на работа на реактора (вода, течен натрий и др.);

Контролни пръти (бор, кадмий) - силно поглъщащи неутрони

Защитна обвивка, която блокира радиацията (бетон с железен пълнеж).

Принцип на работа ядрен реактор

Ядреното гориво се намира в сърцевината под формата на вертикални пръти, наречени горивни елементи (горивни елементи). Горивните пръти са предназначени за регулиране на мощността на реактора.

Масата на всеки горивен прът е значително по-малка от критичната маса, така че верижна реакция не може да възникне в един прът. Започва, след като всички уранови пръти са потопени в активната зона.

Ядрото е заобиколено от слой вещество, което отразява неутроните (рефлектор) и защитна обвивка от бетон, която улавя неутрони и други частици.

Отвеждане на топлина от горивни клетки. Охлаждащата течност, водата, измива пръта, нагрят до 300 ° C при високо налягане и навлиза в топлообменниците.

Ролята на топлообменника е, че водата, загрята до 300°C, отдава топлина на обикновена вода и се превръща в пара.

Контрол на ядрената реакция

Реакторът се управлява с помощта на пръти, съдържащи кадмий или бор. При изнасяне на прътите от активната зона на реактора K > 1, а при пълно прибиране - K< 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Реакторът включен бавни неутрони.

Най-ефективното делене на ядрата на уран-235 става под въздействието на бавни неутрони. Такива реактори се наричат реактори с бавни неутрони. Вторичните неутрони, произведени от реакция на делене, са бързи. За да бъде максимално ефективно тяхното последващо взаимодействие с ядрата на уран-235 във верижната реакция, те се забавят чрез въвеждане на модератор в активната зона - вещество, което намалява кинетичната енергия на неутроните.

Реактор на бързи неутрони.

Реакторите на бързи неутрони не могат да работят с естествен уран. Реакцията може да се поддържа само в обогатена смес, съдържаща поне 15% изотоп на уран. Предимството на реакторите на бързи неутрони е, че при работата им се произвежда значително количество плутоний, който след това може да се използва като ядрено гориво.

Хомогенни и хетерогенни реактори.

Ядрените реактори, в зависимост от относителното разположение на горивото и модератора, се разделят на хомогенни и хетерогенни. В хомогенния реактор активната зона е хомогенна маса от гориво, модератор и охлаждаща течност под формата на разтвор, смес или стопилка. Реактор, в който горивото под формата на блокове или горивни касети е поставено в модератор, образувайки в него правилна геометрична решетка, се нарича хетерогенен.

Преобразуване на вътрешната енергия на атомните ядра в електрическа енергия.

Ядреният реактор е основният елемент на атомна електроцентрала (АЕЦ), който преобразува топлинната ядрена енергия в електрическа. Преобразуването на енергия се извършва по следната схема:

вътрешна енергия на урановите ядра -

кинетична енергия на неутрони и ядрени фрагменти -

вътрешна енергия на водата -

вътрешна енергия на парата -

кинетична енергия на парата -

кинетична енергия на ротора на турбината и ротора на генератора -

Електрическа енергия.

Използване на ядрени реактори.

В зависимост от предназначението си ядрените реактори биват енергийни, конверторни и размножителни, изследователски и многоцелеви, транспортни и индустриални.

Ядрените енергийни реактори се използват за производство на електроенергия атомни електроцентрали, в корабни електроцентрали, атомни топлоелектрически централи, както и в атомни топлоцентрали.

Реакторите, предназначени да произвеждат вторично ядрено гориво от естествен уран и торий, се наричат конвертори или размножители. В преобразувателния реактор вторичното ядрено гориво произвежда по-малко от първоначално изразходваното.

В размножителен реактор се извършва разширено възпроизвеждане на ядрено гориво, т.е. се оказва повече, отколкото е похарчено.

Изследователските реактори се използват за изследване на процесите на взаимодействие на неутрони с материя, изследване на поведението на реакторните материали в интензивни полета на неутронно и гама лъчение, радиохимични биологични изследвания, производство на изотопи, експериментални изследвания във физиката на ядрените реактори.

Реакторите имат различна мощност, стационарен или импулсен режим на работа. Многофункционалните реактори са тези, които служат за няколко цели, като генериране на енергия и производство на ядрено гориво.

Екологични бедствия в атомни електроцентрали

1957 г. – катастрофа във Великобритания

1966 г. – частично разтопяване на активната зона след повреда в охлаждането на реактора близо до Детройт.

1971 г. - много замърсена вода отива в реката на САЩ

1979 г. - най-голямата катастрофа в САЩ

1982 г. – изпускане на радиоактивна пара в атмосферата

1983 г. - ужасна авария в Канада (радиоактивна вода изтичаше за 20 минути - тон в минута)

1986 г. – катастрофа във Великобритания

1986 г. – катастрофа в Германия

1986 – Атомна електроцентрала в Чернобил

1988 г. – пожар в атомна електроцентрала в Япония

Съвременните атомни електроцентрали са оборудвани с компютри, но преди това, дори след авария, реакторите продължаваха да работят, тъй като нямаше автоматична системаизключвания.

4. Фиксиране на материала.

Как се нарича ядрен реактор?

Какво представлява ядреното гориво в реактора?

Какво вещество служи като модератор на неутрони в ядрен реактор?

Каква е целта на неутронния модератор?

За какво се използват контролните пръти? Как се използват?

Какво се използва като охлаждаща течност в ядрени реактори?

Защо е необходимо масата на всяка уранова пръчка да е по-малка от критичната маса?

5. Изпълнение на теста.

Какви частици участват в деленето на урановите ядра?
А. протони;
Б. неутрони;
Б. електрони;
Ж. хелиеви ядра.

Каква маса уран е критична?
А. най-голямото, при което е възможна верижна реакция;
Б. всяка маса;
Б. най-малката, при която е възможна верижна реакция;
D. масата, при която реакцията ще спре.

Каква е приблизителната критична маса на уран 235?
А. 9 кг;
Б. 20 кг;
Б. 50 кг;
Ж. 90 кг.

Кое от следните вещества може да се използва в ядрени реактори като забавители на неутрони?
А. графит;
Б. кадмий;
Б. тежка вода;
G. бор.

За да възникне ядрена верижна реакция в атомна електроцентрала, коефициентът на размножаване на неутрони трябва да бъде:
А. е равно на 1;
Б. повече от 1;
V. по-малко от 1.

Скоростта на делене на ядрата на тежки атоми в ядрените реактори се контролира от:
А. поради поглъщането на неутрони при спускане на пръти с абсорбер;
B. поради увеличаване на отделянето на топлина с увеличаване на скоростта на охлаждащата течност;
Б. чрез увеличаване на доставките на електроенергия за потребителите;
G. чрез намаляване на масата на ядреното гориво в активната зона при отстраняване на пръти с гориво.

Какви енергийни трансформации се случват в ядрен реактор?
А. вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в светлинна енергия;
Б. вътрешната енергия на атомните ядра се превръща в механична енергия;
Б. вътрешната енергия на атомните ядра се преобразува в електрическа енергия;
Г. нито един от отговорите не е верен.

През 1946 г. е построен първият ядрен реактор в Съветския съюз. Кой беше ръководителят на този проект?
А. С. Королев;
Б. И. Курчатов;
В. Д. Сахаров;
Г. А. Прохоров.

Кой начин смятате за най-приемлив за повишаване на надеждността на атомните електроцентрали и предотвратяване на замърсяването на външната среда?
A. разработване на реактори, способни автоматично да охлаждат активната зона на реактора, независимо от волята на оператора;
Б. повишаване на грамотността за експлоатация на АЕЦ, нивото на професионална подготовка на операторите на АЕЦ;
Б. разработване на високоефективни технологии за демонтаж на атомни електроцентрали и преработка на радиоактивни отпадъци;
Г. разположение на реакторите дълбоко под земята;
Г. отказ от изграждане и експлоатация на атомна електроцентрала.

Какви са източниците на замърсяване? заобикаляща средасвързани с работата на атомните електроцентрали?
А. уранова индустрия;
Б. ядрени реактори от различни видове;
Б. радиохимична промишленост;
Г. площадки за преработка и погребване на радиоактивни отпадъци;
Г. използване на радионуклидите в народното стопанство; ядрени експлозии.

Отговори: 1 B; 2 V; 3 V; 4 А, Б; 5 A; 6 A; 7 V;. 8 B; 9 B.V; 10 A, B, C, D, E.

6. Обобщение на урока.

Какво ново научихте в клас днес?

Какво ви хареса в урока?

Какви въпроси имате?

Конструкция и принцип на действие

Механизъм за освобождаване на енергия

Трансформацията на веществото е придружена от освобождаване на свободна енергия само ако веществото има резерв от енергия. Последното означава, че микрочастиците от веществото са в състояние с енергия на покой, по-голяма от това в друго възможно състояние, към което има преход. Спонтанният преход винаги се възпрепятства от енергийна бариера, за преодоляване на която микрочастицата трябва да получи определено количество енергия отвън - енергия на възбуждане. Екзоенергийната реакция се състои в това, че при трансформацията след възбуждане се освобождава повече енергия, отколкото е необходима за възбуждане на процеса. Има два начина за преодоляване на енергийната бариера: или поради кинетичната енергия на сблъскващи се частици, или поради енергията на свързване на свързващата се частица.

Ако имаме предвид макроскопичния мащаб на освобождаване на енергия, тогава всички или първоначално поне част от частиците на веществото трябва да имат кинетичната енергия, необходима за възбуждане на реакции. Това е постижимо само чрез повишаване на температурата на средата до стойност, при която енергията на топлинното движение се доближава до енергийния праг, ограничаващ протичането на процеса. В случай на молекулярни трансформации, т.е. химични реакции, такова увеличение обикновено е стотици келвини, но в случай на ядрени реакции е най-малко 10 7 поради много високата височина на кулоновите бариери на сблъскващи се ядра. Термичното възбуждане на ядрените реакции се извършва на практика само по време на синтеза на най-леките ядра, при които бариерите на Кулон са минимални (термоядрен синтез).

Възбуждането чрез свързване на частици не изисква голяма кинетична енергия и следователно не зависи от температурата на средата, тъй като възниква поради неизползвани връзки, присъщи на силите на привличане на частиците. Но за да се възбудят реакциите, са необходими самите частици. И ако отново имаме предвид не отделен акт на реакция, а производство на енергия в макроскопичен мащаб, то това е възможно само при верижна реакция. Последното възниква, когато частиците, които възбуждат реакцията, се появят отново като продукти на екзоенергийна реакция.

Дизайн

Всеки ядрен реактор се състои от следните части:

Активна зона с ядрено гориво и модератор;
Неутронен рефлектор, заобикалящ активната зона;
Система за контрол на верижната реакция, включително аварийна защита;
Радиационна защита;
Система за дистанционно управление.

Физически принципи на действие

Вижте и основните статии:

Текущото състояние на ядрен реактор може да се характеризира с ефективния коефициент на размножаване на неутрони кили реактивност ρ , които са свързани със следната връзка:

Следните стойности са типични за тези количества:

к> 1 - верижната реакция се засилва с времето, реакторът е вътре суперкритиченсъстояние, неговата реактивност ρ > 0;
к < 1 - реакция затухает, реактор - подкритичен, ρ < 0;
к = 1, ρ = 0 - броят на ядрените деления е постоянен, реакторът е в стабилен режим критиченсъстояние.

Условие за критичност на ядрен реактор:

, Където

Обръщането на коефициента на умножение до единица се постига чрез балансиране на умножаването на неутроните с техните загуби. Всъщност има две причини за загубите: улавяне без делене и изтичане на неутрони извън средата за размножаване.

Очевидно е, че к< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 за топлинни реактори може да се определи по така наречената „формула от 4 фактора“:

, Където

η е неутронният добив за две абсорбции.

Обемите на съвременните енергийни реактори могат да достигнат стотици m³ и се определят главно не от условията на критичност, а от възможностите за отстраняване на топлина.

Критичен обемядрен реактор - обемът на активната зона на реактора в критично състояние. Критична маса- масата на делящия се материал на реактора, който е в критично състояние.

Най-ниска критична маса имат реакторите, в които горивото е водни разтвори на соли на чисти делящи се изотопи с воден неутронен рефлектор. За 235 U тази маса е 0,8 kg, за 239 Pu - 0,5 kg. Широко известно е обаче, че критичната маса за реактора LOPO (първият в света реактор с обогатен уран), който имаше рефлектор от берилиев оксид, беше 0,565 kg, въпреки факта, че степента на обогатяване на изотопа 235 беше само малко по-висока. от 14%. Теоретично той има най-малката критична маса, за която тази стойност е само 10 g.

За да се намали изтичането на неутрони, на сърцевината се придава сферична или близка до сферична форма, например къс цилиндър или куб, тъй като тези фигури имат най-малкото съотношение повърхност към обем.

Въпреки факта, че стойността (e - 1) обикновено е малка, ролята на размножаването на бързи неутрони е доста голяма, тъй като за големи ядрени реактори (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

За започване на верижна реакция обикновено са достатъчни неутроните, произведени по време на спонтанното делене на уранови ядра. Също така е възможно да се използва външен източник на неутрони за стартиране на реактора, например смес от и или други вещества.

Йодна яма

Основна статия: Йодна яма

Йодна яма - състояние на ядрен реактор след изключването му, характеризиращо се с натрупване на краткотрайния изотоп ксенон. Този процес води до временна поява на значителна отрицателна реактивност, което от своя страна прави невъзможно довеждането на реактора до проектната му мощност за определен период (около 1-2 дни).

Класификация

По предназначение

Според естеството на тяхното използване ядрените реактори се разделят на:

Енергийни реакторипредназначени за производство на електрическа и топлинна енергия, използвана в енергетиката, както и за обезсоляване на морска вода (реакторите за обезсоляване също се класифицират като промишлени). Такива реактори се използват главно в атомни електроцентрали. Топлинната мощност на съвременните енергийни реактори достига 5 GW. Отделна група включва:
- Транспортни реактори, предназначени да доставят енергия на двигателите на превозните средства. Най-широките групи приложения са морски транспортни реактори, използвани на подводници и различни надводни кораби, както и реактори, използвани в космическите технологии.
Експериментални реактори, предназначени за изследване на различни физически величини, чиято стойност е необходима за проектирането и работата на ядрени реактори; Мощността на такива реактори не надвишава няколко kW.
Изследователски реактори, при които потоци от неутрони и гама-кванти, създадени в активната зона, се използват за изследвания в областта на ядрената физика, физиката на твърдото тяло, радиационната химия, биологията, за тестване на материали, предназначени да работят в интензивни неутронни потоци (включително части от ядрени реактори) за производството на изотопи. Мощността на изследователските реактори не надвишава 100 MW. Освободената енергия обикновено не се използва.
Промишлени (оръжейни, изотопни) реактори, използвани за производство на изотопи, използвани в различни области. Най-широко използвани за производство на материали за ядрени оръжия, като 239 Pu. Също така класифицирани като промишлени са реакторите, използвани за обезсоляване на морска вода.

Често реакторите се използват за решаване на два или повече различни проблема, в който случай те се наричат многоцелеви. Например, някои енергийни реактори, особено в ранните дни на ядрената енергия, са проектирани предимно за експерименти. Реакторите на бързи неутрони могат едновременно да произвеждат енергия и да произвеждат изотопи. Индустриалните реактори, в допълнение към основната си задача, често генерират електрическа и топлинна енергия.

Според неутронния спектър

Термичен (бавен) неутронен реактор („топлинен реактор“)
Реактор на бързи неутрони ("бърз реактор")

По разположение на горивото

Хетерогенни реактори, където горивото се разполага дискретно в активната зона под формата на блокове, между които има модератор;
Хомогенни реактори, където горивото и модераторът са хомогенна смес (хомогенна система).

В хетерогенен реактор горивото и модераторът могат да бъдат пространствено разделени, по-специално в реактор с кухина модераторът-рефлектор заобикаля кухина с гориво, което не съдържа модератор. От гледна точка на ядрената физика, критерият за хомогенност/хетерогенност не е конструкцията, а разполагането на горивни блокове на разстояние, надвишаващо дължината на забавяне на неутроните в даден модератор. По този начин реакторите с така наречената „затворена решетка“ са проектирани като хомогенни, въпреки че в тях горивото обикновено е отделено от модератора.

Ядрените горивни блокове в хетерогенен реактор се наричат горивни касети (FA), които са разположени в активната зона във възлите на правилна решетка, образувайки клетки.

По вид гориво

уранови изотопи 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
плутониев изотоп 239 (239 Pu), също изотопи 239-242 Pu под формата на смес с 238 U (MOX гориво)
ториев изотоп 232 (232 Th) (чрез преобразуване в 233 U)

По степен на обогатяване:

естествен уран
слабо обогатен уран
високо обогатен уран

По химичен състав:

метал U
UC (уранов карбид) и др.

По вид охлаждаща течност

Газ (виж Графитно-газов реактор)
D 2 O (тежка вода, вижте Тежководен ядрен реактор, CANDU)

По вид модератор

C (графит, виж Графитно-газов реактор, Графитно-воден реактор)
H2O (вода, виж Леководен реактор, Реактор с водно охлаждане, ВВЕР)
D 2 O (тежка вода, вижте Тежководен ядрен реактор, CANDU)
Метални хидриди
Без модератор (виж Бърз реактор)

По дизайн

Чрез метода на генериране на пара

Реактор с външен парогенератор (Виж Водно-воден реактор, ВВЕР)

Класификация на МААЕ

PWR (pressurized water reactors) - водо-воден реактор (реактор с вода под налягане);
BWR (boiling water reactor) - реактор с кипяща вода;
FBR (fast breeder reactor) - реактор на бързи размножители;
GCR (gas-cooled reactor) - реактор с газово охлаждане;
LWGR (light water graphite reactor) - графитно-воден реактор
PHWR (pressuresed heavy water reactor) - тежководен реактор

Най-разпространени в света са реакторите с вода под налягане (около 62%) и с вряща вода (20%).

Реакторни материали

Материалите, от които са изградени реакторите, работят при високи температури в поле от неутрони, γ кванти и фрагменти от делене. Следователно не всички материали, използвани в други клонове на технологията, са подходящи за изграждане на реактори. При избора на реакторни материали се вземат предвид тяхната радиационна устойчивост, химическа инертност, напречно сечение на абсорбция и други свойства.

Радиационната нестабилност на материалите има по-малък ефект при високи температури. Мобилността на атомите става толкова голяма, че вероятността за връщане на атоми, избити от кристалната решетка, на тяхното място или рекомбинация на водород и кислород във водна молекула се увеличава значително. По този начин радиолизата на водата е незначителна в енергийните некипящи реактори (например ВВЕР), докато в мощните изследователски реактори се отделя значително количество експлозивна смес. Реакторите имат специални системи за изгарянето му.

Материалите на реактора са в контакт един с друг (горивна обвивка с охлаждаща течност и ядрено гориво, горивни касети с охлаждаща течност и модератор и др.). Естествено контактуващите материали трябва да са химически инертни (съвместими). Пример за несъвместимост е влизането на уран и гореща вода в химическа реакция.

За повечето материали якостните свойства рязко се влошават с повишаване на температурата. В енергийните реактори структурните материали работят при високи температури. Това ограничава избора на строителни материали, особено за онези части от енергийния реактор, които трябва да издържат на високо налягане.

Изгаряне и възпроизводство на ядрено гориво

По време на работа на ядрен реактор, поради натрупването на фрагменти от делене в горивото, неговият изотопен и химичен състав се променя и се образуват трансуранови елементи, главно изотопи. Ефектът на фрагментите от делене върху реактивността на ядрения реактор се нарича отравяне(за радиоактивни фрагменти) и зашлаковане(за стабилни изотопи).

Основната причина за отравяне на реактора е , който има най-голямото сечение на поглъщане на неутрони (2,6·10 6 barn). Време на полуразпад на 135 Xe T 1/2 = 9,2 часа; Добивът при разделянето е 6-7%. По-голямата част от 135 Xe се образува в резултат на разпадането ( T 1/2 = 6,8 часа). В случай на отравяне Keff се променя с 1-3%. Голямото напречно сечение на абсорбция на 135 Xe и наличието на междинния изотоп 135 I водят до две важни явления:

До повишаване на концентрацията на 135 Xe и съответно до намаляване на реактивността на реактора след неговото спиране или намаляване на мощността („йодна яма“), което прави невъзможни краткотрайни спирания и колебания в изходната мощност . Този ефект се преодолява чрез въвеждане на резерв за реактивност в регулаторните органи. Дълбочината и продължителността на йодната яма зависи от неутронния поток Ф: при Ф = 5·10 18 неутрона/(cm²·sec) продължителността на йодната яма е ˜ 30 часа, а дълбочината е 2 пъти по-голяма от стационарната промяна в Keff, причинена от отравяне с 135 Xe.
Поради отравяне могат да възникнат пространствено-времеви флуктуации в неутронния поток F, а оттам и в мощността на реактора. Тези колебания възникват при Ф > 10 18 неутрона/(cm²·sec) и големи размери на реактора. Периоди на трептене ~ 10 часа.

Когато се случи ядрено делене голямо числостабилни фрагменти, които се различават по напречните сечения на абсорбция в сравнение с напречното сечение на абсорбция на делящия се изотоп. Концентрацията на фрагменти с голямо напречно сечение на абсорбция достига насищане през първите няколко дни от работата на реактора. Това са предимно горивни пръти с различни „възрасти“.

В случай на пълна смяна на горивото, реакторът има излишна реактивност, която трябва да бъде компенсирана, докато във втория случай компенсацията е необходима само при първото пускане на реактора. Непрекъснатото претоварване позволява да се увеличи дълбочината на изгаряне, тъй като реактивността на реактора се определя от средните концентрации на делящи се изотопи.

Масата на зареденото гориво надвишава масата на разтовареното гориво поради „теглото“ на освободената енергия. След спиране на реактора, първо главно поради делене от забавени неутрони, а след това, след 1-2 минути, поради β- и γ-лъчение на фрагменти на делене и трансуранови елементи, освобождаването на енергия в горивото продължава. Ако реакторът е работил достатъчно дълго преди спиране, тогава 2 минути след спиране освобождаването на енергия е около 3%, след 1 час - 1%, след ден - 0,4%, след година - 0,05% от първоначалната мощност.

Съотношението на броя на делящите се изотопи Pu, образувани в ядрен реактор, към количеството изгорени 235 U се нарича обменен курсК К. Стойността на K K нараства с намаляване на обогатяването и изгарянето. За тежководен реактор, използващ естествен уран, с изгаряне от 10 GW ден/t K K = 0,55 и с малки изгаряния (в този случай K K се нарича начален плутониев коефициент) K K = 0,8. Ако ядрен реактор гори и произвежда същите изотопи (реактор размножител), тогава съотношението на скоростта на възпроизвеждане към скоростта на изгаряне се нарича скорост на размножаване K V. В ядрени реактори, използващи топлинни неутрони K V< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов жрасте и Апада.

Управление на ядрен реактор

Управлението на ядрен реактор е възможно само поради факта, че по време на делене част от неутроните излитат от фрагментите със закъснение, което може да варира от няколко милисекунди до няколко минути.

За управление на реактора се използват абсорбиращи пръти, въведени в активната зона, изработени от материали, които силно абсорбират неутрони (главно и някои други) и / или разтвор на борна киселина, добавен към охлаждащата течност в определена концентрация (контрол на бора) . Движението на прътите се управлява от специални механизми, задвижвания, работещи по сигнали от оператора или оборудване за автоматично управление на неутронния поток.

В случай на различни извънредни ситуацииВъв всеки реактор е предвидено аварийно прекъсване на верижната реакция, осъществявано чрез пускане на всички поглъщащи пръти в активната зона - система за аварийна защита.

Остатъчна топлина

Важен въпрос, пряко свързан с ядрената безопасност, е разпадната топлина. Това специфична особеностядрено гориво, което се състои в това, че след прекратяване на верижната реакция на делене и обичайната за всеки енергиен източник топлинна инерция, отделянето на топлина в реактора продължава дълго време, което създава редица технически сложни проблеми.

Остатъчната топлина е следствие от β- и γ-разпада на продуктите на делене, натрупани в горивото по време на работа на реактора. Ядрата на продукта на делене, поради разпадане, се превръщат в по-стабилно или напълно стабилно състояние с освобождаване на значителна енергия.

Въпреки че скоростта на отделяне на топлина при разпад бързо намалява до стойности, малки в сравнение със стойностите в стационарно състояние, в енергийните реактори с висока мощност тя е значителна в абсолютно изражение. Поради тази причина генерирането на остатъчна топлина води до необходимостта от дълъг период от време, за да се осигури отвеждане на топлината от активната зона на реактора след спирането му. Тази задача изисква проектирането на реакторната инсталация да включва системи за охлаждане с надеждно електрозахранване, а също така налага дългосрочно (3-4 години) съхранение на отработеното ядрено гориво в хранилища със специални температурни условия- басейни за охлаждане, които обикновено се намират в непосредствена близост до реактора.

Вижте също

Списък на ядрените реактори, проектирани и построени в Съветския съюз

Литература

Левин В. Е. Ядрена физикаи ядрени реактори. 4-то изд. - М.: Атомиздат, 1979.
Шуколюков А. Ю. „Уран. Естествен ядрен реактор." “Химия и живот” № 6, 1980, с. 20-24

Бележки

"ZEEP - първият ядрен реактор в Канада", Канада Науката иМузей на технологиите.
Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М.Ядрен щит. - М.: Логос, 2008. - 438 с. -

: ... съвсем банално, но въпреки това все още не съм намерил информацията в усвоим вид - как ядрен реактор ЗАПОЧВА да работи. Всичко за принципа и структурата на работа вече е предъвкано над 300 пъти и е ясно, но ето как се получава горивото и от какво и защо не е толкова опасно докато е в реактора и защо не реагира преди да бъде потопени в реактора! - в края на краищата се загрява само вътре, въпреки това преди зареждането горивото е студено и всичко е наред, така че какво причинява нагряването на елементите не е напълно ясно, как те се отразяват и т.н., за предпочитане не научно).

Трудно е, разбира се, да се оформи такава тема по ненаучен начин, но ще се опитам. Нека първо да разберем какви са тези горивни пръти.

Ядреното гориво представлява черни таблетки с диаметър около 1 см и височина около 1,5 см. Те съдържат 2% уранов диоксид 235 и 98% уран 238, 236, 239. Във всички случаи, с каквото и да е количество ядрено гориво, ядрена експлозия не може да се развие, защото за лавинообразна бърза реакция на делене, характерна за ядрен взривнеобходима е концентрация на уран 235 над 60%.

Двеста топчета ядрено гориво се зареждат в тръба, изработена от метален цирконий. Дължината на тази тръба е 3,5 м. диаметър 1,35 см. Тази тръба се нарича горивен елемент - горивен елемент. 36 горивни пръта са сглобени в касета (друго име е "монтаж").

Конструкция на горивния елемент на реактора RBMK: 1 - щепсел; 2 - таблетки с уранов диоксид; 3 - циркониева обвивка; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - връх.

Ако имаме предвид макроскопичния мащаб на освобождаване на енергия, тогава всички или първоначално поне част от частиците на веществото трябва да имат кинетичната енергия, необходима за възбуждане на реакции. Това е постижимо само чрез повишаване на температурата на средата до стойност, при която енергията на топлинното движение се доближава до енергийния праг, ограничаващ протичането на процеса. В случай на молекулярни трансформации, тоест химични реакции, такова увеличение обикновено е стотици градуси по Келвин, но в случай на ядрени реакции е най-малко 107 K поради много високата височина на кулоновите бариери на сблъскващи се ядра. Термичното възбуждане на ядрените реакции се извършва на практика само по време на синтеза на най-леките ядра, при които бариерите на Кулон са минимални (термоядрен синтез).

За управление и защита на ядрен реактор се използват управляващи пръти, които могат да се движат по цялата височина на активната зона. Пръчките са направени от вещества, които силно абсорбират неутрони - например бор или кадмий. Когато пръчките са вкарани дълбоко, верижната реакция става невъзможна, тъй като неутроните се абсорбират силно и се отстраняват от реакционната зона.

Пръчките се преместват дистанционно от контролния панел. С леко движение на прътите верижният процес или ще се развие, или ще избледнее. По този начин се регулира мощността на реактора.

Ленинградска АЕЦ, реактор РБМК

Начало на работа на реактора:

В началния момент след първото зареждане на гориво в реактора няма верижна реакция на делене, реакторът е в подкритично състояние. Температурата на охлаждащата течност е значително по-ниска от работната температура.

Както вече споменахме тук, за да започне верижна реакция, делящият се материал трябва да образува критична маса - достатъчно количество спонтанно делящ се материал в достатъчно малко пространство, условие, при което броят на неутроните, освободени по време на ядреното делене, трябва да бъде по-голям от броя на погълнатите неутрони. Това може да стане чрез увеличаване на съдържанието на уран-235 (количеството заредени горивни пръти) или чрез забавяне на скоростта на неутроните, така че да не летят покрай ядрата на уран-235.

Реакторът се пуска на мощност на няколко етапа. С помощта на регулатори на реактивността реакторът се превежда в свръхкритично състояние Kef>1 и мощността на реактора се повишава до ниво 1-2% от номиналната. На този етап реакторът се нагрява до работните параметри на охлаждащата течност и скоростта на нагряване е ограничена. По време на процеса на нагряване, контролите поддържат мощността на постоянно ниво. След това се стартират циркулационните помпи и се пуска в действие системата за отвеждане на топлината. След това мощността на реактора може да бъде увеличена до всяко ниво в диапазона от 2 до 100% от номиналната мощност.

Когато реакторът се нагрее, реактивността се променя поради промени в температурата и плътността на материалите на сърцевината. Понякога, по време на нагряване, относителната позиция на сърцевината и контролните елементи, които влизат или излизат от сърцевината, се променя, причинявайки ефект на реактивност при липса на активно движение на контролните елементи.

Регулиране чрез твърди, движещи се абсорбиращи елементи

За бърза промяна на реактивността в по-голямата част от случаите се използват твърди подвижни абсорбери. В реактора RBMK управляващите пръти съдържат втулки от борен карбид, затворени в тръба от алуминиева сплав с диаметър 50 или 70 mm. Всеки управляващ прът се поставя в отделен канал и се охлажда с вода от веригата на системата за управление и защита (система за управление и защита) при средна температура 50 ° C. Според предназначението си прътите се разделят на AZ (аварийна защита ) пръчки; в RBMK има 24 такива пръчки. Автоматични щанги - 12 броя, локални автоматични щанги - 12 броя, ръчни регулатори - 131 и 32 скъсени абсорбиращи щанги (USP). Има общо 211 пръта. Освен това скъсените пръчки се вкарват в сърцевината отдолу, а останалите отгоре.

Реактор ВВЕР 1000. 1 - задвижване на системата за управление; 2 - капак на реактора; 3 - тяло на реактора; 4 - блок от защитни тръби (BZT); 5 - вал; 6 - корпус на ядрото; 7 - горивни възли (FA) и контролни пръти;

Горими абсорбиращи елементи.

За да се компенсира излишната реактивност след зареждане на прясно гориво, често се използват горими абсорбери. Принципът на действие на който е, че те, подобно на горивото, след като уловят неутрон, впоследствие престават да абсорбират неутрони (изгарят). Освен това скоростта на намаляване в резултат на поглъщането на неутрони от ядрата на абсорбатора е по-малка или равна на скоростта на намаляване в резултат на делене на ядрата на гориво. Ако заредим ядрото на реактора с гориво, предназначено да работи една година, тогава е очевидно, че броят на ядрата на делящото се гориво в началото на работата ще бъде по-голям, отколкото в края, и трябва да компенсираме излишната реактивност чрез поставяне на абсорбери в сърцевината. Ако управляващите пръти се използват за тази цел, ние трябва непрекъснато да ги движим, докато броят на горивните ядра намалява. Използването на горими абсорбери намалява използването на движещи се пръти. В наши дни горими абсорбенти често се добавят директно към горивните пелети по време на тяхното производство.

Контрол на реактивността на течността.

Такова регулиране се използва, по-специално, по време на работа на реактор тип VVER, в охлаждащата течност се въвежда борна киселина H3BO3, съдържаща 10B неутронно-абсорбиращи ядра. Чрез промяна на концентрацията на борна киселина в пътя на охлаждащата течност, ние променяме реактивността в сърцевината. През началния период на работа на реактора, когато има много горивни ядра, концентрацията на киселина е максимална. Тъй като горивото изгаря, концентрацията на киселината намалява.

Механизъм на верижна реакция

Ядреният реактор може да работи на дадена мощност дълго време само ако има резерв на реактивност в началото на работа. Изключение правят подкритичните реактори с външен източник на топлинни неутрони. Освобождаването на свързаната реактивност при намаляването й по естествени причини осигурява поддържане на критичното състояние на реактора във всеки момент от неговата работа. Първоначалният резерв на реактивност се създава чрез изграждане на активна зона с размери, значително надвишаващи критичните. За да се предотврати реакторът да стане свръхкритичен, k0 на хранителната среда едновременно се намалява изкуствено. Това се постига чрез въвеждане на вещества, абсорбиращи неутрони, в активната зона, които впоследствие могат да бъдат отстранени от активната зона. Както при контролните елементи на верижната реакция, абсорбиращите вещества са включени в материала на пръчките с едно или друго напречно сечение, движещи се през съответните канали в сърцевината. Но ако един или два или няколко пръта са достатъчни за регулиране, тогава за компенсиране на първоначалната излишна реактивност броят на прътите може да достигне стотици. Тези пръти се наричат компенсаторни пръти. Контролните и компенсаторните пръти не представляват непременно различни конструктивни елементи. Редица компенсаторни пръти могат да бъдат управляващи пръти, но функциите и на двата са различни. Контролните пръти са проектирани да поддържат критично състояние по всяко време, да спират и пускат реактора и да преминават от едно ниво на мощност към друго. Всички тези операции изискват малки промени в реактивността. Компенсиращите пръти се изваждат постепенно от активната зона на реактора, осигурявайки критично състояние през цялото време на неговата работа.

Понякога управляващите пръти са направени не от абсорбиращи материали, а от делящ се материал или разпръскващ материал. В топлинните реактори това са главно абсорбери на неутрони, няма ефективни абсорбери на бързи неутрони. Поглъщатели като кадмий, хафний и други силно поглъщат само топлинни неутрони поради близостта на първия резонанс до топлинната област, а извън последната не се различават от другите вещества по своите абсорбиращи свойства. Изключение прави борът, чието напречно сечение на поглъщане на неутрони намалява с енергия много по-бавно от това на посочените вещества, съгласно закона l / v. Следователно борът абсорбира бързи неутрони, макар и слабо, но малко по-добре от други вещества. Абсорбиращият материал в реактор на бързи неутрони може да бъде само бор, ако е възможно обогатен с изотопа 10B. В допълнение към бора, делящите се материали се използват и за управляващи пръти в реакторите на бързи неутрони. Компенсиращ прът, направен от делящ се материал, изпълнява същата функция като прът за поглъщане на неутрони: той увеличава реактивността на реактора, докато тя естествено намалява. Въпреки това, за разлика от абсорбера, такъв прът се намира извън активната зона в началото на работата на реактора и след това се въвежда в активната зона.

Материалите за разсейване, използвани в бързите реактори, са никел, който има напречно сечение на разсейване за бързи неутрони, което е малко по-голямо от напречното сечение на други вещества. Разпръскващите пръти са разположени по периферията на активната зона и тяхното потапяне в съответния канал води до намаляване на изтичането на неутрони от активната зона и съответно повишаване на реактивността. В някои специални случаи целта на контрола на верижната реакция се обслужва от движещи се части на неутронни рефлектори, които при движение променят изтичането на неутрони от активната зона. Контролните, компенсационните и аварийните пръти, заедно с цялото оборудване, което осигурява нормалното им функциониране, образуват системата за управление и защита (СУЗ) на реактора.

Аварийна защита:

Аварийната защита на ядрен реактор е набор от устройства, предназначени за бързо спиране на верижна ядрена реакция в активната зона на реактора.

Активната аварийна защита се задейства автоматично, когато един от параметрите на ядрен реактор достигне стойност, която може да доведе до авария. Такива параметри могат да включват: температура, налягане и поток на охлаждащата течност, ниво и скорост на увеличаване на мощността.

Изпълнителните елементи на аварийната защита в повечето случаи са пръти с вещество, което абсорбира добре неутроните (бор или кадмий). Понякога, за да се изключи реакторът, течен абсорбер се инжектира в контура на охлаждащата течност.

В допълнение към активната защита, много съвременни дизайни включват и елементи на пасивна защита. Например съвременните версии на реакторите VVER включват „Система за аварийно охлаждане на активната зона“ (ECCS) - специални резервоари с борна киселина, разположени над реактора. В случай на максимална проектна авария (разкъсване на първия охладителен кръг на реактора), съдържанието на тези резервоари се озовава вътре в активната зона на реактора под действие на гравитацията и верижната ядрена реакция се потушава от голямо количество вещество, съдържащо бор , който абсорбира добре неутроните.

Съгласно „Правилата за ядрена безопасност на реакторните съоръжения на атомните електроцентрали“ поне една от предвидените системи за спиране на реактора трябва да изпълнява функцията на аварийна защита (ЕР). Аварийната защита трябва да има най-малко две независими групи работни елементи. При сигнал AZ, работните части AZ трябва да се задействат от всякакви работни или междинни позиции.

Оборудването AZ трябва да се състои от поне два независими комплекта.

Всеки комплект AZ оборудване трябва да бъде проектиран по такъв начин, че да се осигури защита в диапазона на промените в плътността на неутронния поток от 7% до 120% от номиналната:

1. По плътност на неутронния поток - не по-малко от три независими канала;
2. Според скоростта на нарастване на плътността на неутронния поток - не по-малко от три независими канала.

Всеки комплект оборудване за аварийна защита трябва да бъде проектиран по такъв начин, че в целия диапазон от промени в технологичните параметри, установени в проекта на реакторната централа (РЦ), аварийната защита да се осигурява от най-малко три независими канала за всеки технологичен параметър за които е необходима защита.

Командите за управление на всеки комплект за задвижки AZ трябва да се предават през поне два канала. Когато един канал в един от комплектите AZ оборудване бъде изведен от работа, без да бъде изведен от работа този комплект, трябва автоматично да се генерира алармен сигнал за този канал.

Аварийната защита трябва да се задейства поне в следните случаи:

1. При достигане на настройката AZ за плътност на неутронния поток.
2. При достигане на настройката AZ за скоростта на нарастване на плътността на неутронния поток.
3. При изчезване на напрежението в който и да е комплект аварийни защитни съоръжения и захранващи шини на CPS, които не са изведени от експлоатация.
4. При повреда на който и да е два от трите защитни канала за плътност на неутронния поток или за скорост на нарастване на неутронния поток в който и да е комплект АЗ оборудване, което не е изведено от експлоатация.
5. При достигане на настройките AZ от технологичните параметри, за които трябва да се извърши защита.
6. При задействане на АЗ от ключ от блокова контролна точка (БКП) или резервна контролна точка (РКП).

Може би някой може да обясни накратко по още по-ненаучен начин как започва да работи блок на атомна централа? :-)

Запомнете тема като Оригиналната статия е на уебсайта InfoGlaz.rfВръзка към статията, от която е направено това копие -