Учебное пособие Алматы 2013 ббк удк номер
жүктеу/скачать 1,73 Mb.
|
treatise11751
семинар 4
| §6.3 Ядерные реакторы
Ядерным реактором называется устройство, в котором поддерживается управляемая цепная реакция деления. Всоответствий с типом цепной реакции различают реакторы на медленных, промежуточных и быстрых нейтронах. В зависимости от структуры размножающей среды ( взаимного расположения ядерного топлива и замедлителя) ядерного реактора разделяют на гомогенные и гетерогенные. Составными частями любого реактора являются а) активная зона, обычно окруженная отражателями; б) теплоноситель; в) система реагирования; г) радиационная защита; д) другие конструктивные моменты; е) пульт дистанционного управления. Принципиальная схема гетерогенно ядерного реактора на тепловых нейтронах показана на рис. Основной частью реактора является активная зона, в которой протекает реакция и тем самым выделяется энергия. Активная зона состоит из ядерного топлива, которое размещено в тепловыделяющих элементах (твэлах), объединённых общим корпусом в тепловыделяющую сбору (ТВС), и замедлителя. В активной зоне реакторов на быстрых нейтронах замедлителя нет. Цепная реакция деления поддерживается потоком нейтронов, которые непрерывно возникают и поглощаются в активной зоне реактора. Однако некоторая часть нейтронов вылетает из пределов активной зоны в окружающее пространство. Поэтому для снижения вылета нейтронов активную зону окружают слоем отражателя, способного хорошо рассеивать нейтроны. За отражателем располагают биологическую защиту, которая предохраняет персонал и окружающее пространство от опасного ионизирующего излучения реактора. Управление реактора осуществляется с помощью поглощающих стержней, обладающих способностью большого захвата нейтронов. Во время работы реактора выделяется значительное количество теплоты, которое непрерывно отводится потоком теплоносителя через каналы охлаждения, расположенные внутри активной зоны. Активная зона с отражателем часто заключается в стальной кожух. Из активной зоны реактора выходит мощный поток нейтронов, примерно в 1011 раз превышающий излучение, предельно допустимое санитарными нормами. Кроме того, в результате β-распада образуется поток γ-излучения примерно такой же мощности. Защита должна в достаточной степени ослаблять оба потока. Наилучшей защитой от γ-излучения являются материалы с большим Z. Для защиты от нейтронов наряду с хорошими поглотителями необходимы материалы, эффективно замедляющие нейтроны, потому что проникающая способность особенно велика для быстрых нейтронов. В качестве замедлителя в защите используются легкие элементы и элементы, на которых идет активное неупругое рассеяние нейтронов (Fe, Pb, и др.). При расчете защиты реактора необходимо учитывать, что при радиационном захвате (n, γ) на ядрах защиты могут вылетать довольно жесткие γ-кванты. В состав материалов радиационной защиты входят хорошие поглотители γ-квантов (Feи Pb), замедлители и поглотители нейтронов (вода, бор, бетон и другие). Хорошей и дешевой защитой от нейтронов и γ-квантов являются бетон с железным заполнителем. По своему назначению реакторы можно разделить на энергетические, экспериментальные, исследовательские, а также производящие новые делящиеся элементы и радиоактивные изотопы. Основными типами энергетических реакторов являются водо-водяные, газо-графитовые, водо-графитовые, а также тяжеловодные (тяжелая вода-вода, тяжелая вода-тяжелая вода). В нашей стране на АЭС применяются в основном два типа энергетических реакторов: некипящий водо-водяной ВВЭР и кипящий графито-водный канальный реактор РБМК (реактор большой мощности канальный). Реакторы типа ВВЭР РБМК работают на тепловых нейтронах и требуют обогащения уранового топлива за счет . Современные АЭС имеют блочное строение. Каждый блок автономен по отношению к другим блокам АЭС. Он состоит из одного энергетического реактора и схемы преобразования тепловой энергии в электрическую. Для исследования эффективности и экономичности реакторов разных типов строятся небольшие экспериментальные энергетические установки обычно небольшой мощности от нескольких до 20-30 МВт. Исследовательские реакторы используются главным образом для исследования взаимодействия нейтронов с ядрами и влияния нейтронного облучения на различные физические и химические свойства кристаллов и органических соединений. Поэтому важной характеристикой таких реакторов является поток нейтронов, имеющей обычно . Как правило, в оболочке активной зоны исследовательского реактора имеется несколько отверстии для вывода нейтронных пучков наружу. Значительно более интенсивные потоки нейтронов можно получить на короткое время в импульсивном реактора до при длительности . Дубна ИБР – τ=(40-60)мкс. Среди осколков деления имеется большое количество β- и γ-активных ядер. Многие из них извлекаются и используются в различных областях науки и техники. В реакторе можно за счет реакций (n, γ) производить и другие изотопы, помещая в активную зону соответствующие элементы. Мощные потоки нейтронов в реакторе позволяют производить в нем нужные изотопы в больших количествах. Среди всех типов реакторов совершенно особое место занимают энергетические реакторы-размножители. В этих реакторах одновременно с выработкой электроэнергий идет процесс расширенного воспроизводства горючего. Воспроизводство идет и в большинстве обычных реакторов, причем КВ, как правило, 0,6-0,8. Это означает, что в реакторе на естественном уране или слабообогащенном уране используется не только , но и заметное количество . Но только при при КВ>1 появляется возможность использовать весь изотоп (или весь изотоп ). Основой ядерной энергетики с расширенным воспроизводством горючего являются реакторы на быстрых нейтронах. Энергетические реакторы-размножители должны стать главным направлением в развитии ядерной энергетики. В США с 1962 года эксплуатируется энергетический реактор на быстрых нейтронах «Энрико Ферми» с электрической мощностью 60МВт. В СССР первый экспериментальный реактор БР-2 на быстрых нейтронах был создан в 1956 году в Обнинске. Первый промышленный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 был установлен на АЭС в городе Шевченко в 1973 году 16 июля. Одна часть тепловой мощности реактора расходуется на выработку электроэнергии (150МВт), другая – на опреснение морской воды. (1,2*105 м3 воды в сутки). Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность её технологической схемы, успешно работала с 1973 года по 1988 год на 5 лет дольше проектного времени. Большая разветвлённость натриевых контуров в реакторе БН-350 вызвало беспокойство, поскольку в случае их аварийной разгерметизации мог возникнуть пожар. Поэтому не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР началось проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором натриевые трубопроводы большого диаметра отсутствовали и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора. Это позволило почти полностью исключить разгерметизации первого натриевого контура, снизить пожарную опасность установки, повысить уровень радиационной безопасности и надежности реактора. Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 года в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной обработки усовершенствованных конструкционных материалов и топлива. Уже при проектировании первых энергетических реакторов на быстрых нейтронах большое внимание уделялась вопросам обеспечения безопасности как при их нормальной работе, так и при аварийных ситуациях. Направление поиска соответствующих проектных решений определились требованием исключить недопустимые воздействия на окружающую среду и население за счет внутренней самозащищенности реактора, применения эффективных систем локализации потенциально возможных аварий, ограничивающих их последствия. В проекте реактора БН-800, в котором использованы основные инженерные решения БН-600, приняты дополнительные меры, обеспечивающие сохранение герметичности реактора и исключающие недопустимые воздействия их в окружающую среду. Быстрые реакторы могут служить не только для получения энергии. Потоки нейтронов высокой энергии способны эффективно «сжигать» наиболее опасные долгоживущие радионуклиды, образующиеся в отработанном ядерном топливе. Это имеет принципиальное значение для проблемы обращения с радиоактивными отходами атомной энергетики. Дело в том, что Т1/2 некоторых радионуклидов (актиноидов) намного превышает научно обоснованные сроки стабильности геологических формации, которые рассматриваются в качестве мест окончательного захоронения радиоактивных отходов. Поэтому, применив замкнутый топливный цикл с выжиганием актиноидов и трансмутацией долгоживущих продуктов деления в короткоживущие, можно решить проблему обезвреживания радиоактивных отходов. жүктеу/скачать 1,73 Mb. Достарыңызбен бөлісу:
|