"ядерный реактор"

развиваться, но при абсолютных гарантиях ...
Сахаров, Андрей

настроением вы пришли на урок?

Домашнее задание

нейтроном, освобождается 2 или 3 нейтрона.
При благоприятных условиях эти

нейтроны могут попасть в другие ядра урана и вызвать их деление. На этом этапе появятся уже от 4 до 9 нейтронов, способных вызвать новые распады ядер урана и т. д.
Такой лавинообразный процесс называется цепной реакцией

+ 10n


2612Mg + 11p ?

+ 42He

5526Fe



2612Mg + 11p 2311Na + 42He

управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.

реакторов можно привести пример. Там где среднему ядерному реактору потребуется

30 килограмм урана, средней ТЭЦ потребуется 60 вагонов угля или 40 цистерн мазута.

в США под руководством Э. Ферми. Это была так называемая

«Чикагская стопка».
Такое название дали ему
из-за того, что он напоминал
собой большую стопку
графитовых блоков,
положенных один на другой.

И. В. Курчатова. Реактор Ф-1 заработал 25 декабря 1946 г.

Реактор был в форме шара, имел в диаметре
около 7,5 метров. Он не имел
системы охлаждения,
поэтому работал на очень
малых уровнях мощности.

стержни (бор, кадмий) - сильно поглощающие нейтроны.
Теплоноситель (вода, жидкий

натрий).
Защитная оболочка, задерживающая излучения (бетон с железным наполнителем).

защиты;
2 — крышка реактора;
3

— корпус реактора;
4 — блок защитных труб (БЗТ);
5 — шахта;
6 — биологическая защита;
7 — топливные сборки (ТВС),
регулирующие стержни;

заглушка
2 — ядерное топлива
3 — оболочка
4 — пружина
5 — втулка
6

— наконечник.

активную зону вводятся подвижные стержни из веществ-поглотителей нейтронов. Материал стержней:

кадмий, гафний, бор.
Выделяют следующие типы стержней (по цели применения):
Компенсирующие стержни – компенсируют изначальный избыток реактивности, выдвигаются по мере выгорания топлива; до 100 штук
Регулирующие стержни – для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора; несколько штук
Аварийные стержни - сбрасываются под действием силы тяжести в центральную часть активной зоны; несколько штук. Может дополнительно сбрасываться и часть регулирующих стержней.

деление по действиям космических лучей.
Регулировка реакции:
а) регулирующие стержни выдвинуты на

условии
К = 1;
б) по мере загрязнения активной зоны осколками деления стержни выдвигаются.
Защита от взрыва.
Имеются аварийные специальные стержни, введение их в активную зону немедленно прекращает реакцию.
Отвод тепла от топливных элементов.

протекает теплоноситель.
Как правило это обычная вода (ок. 75% в

мире), жидкий графит (20%) и тяжелая вода (5%).
В экспериментальных целях использовался бериллий и предполагался углеводород

реактор)

однородную смесь
Ядерное горючее находится в активной зоне реактора в

виде гомогенной смеси: растворы солей урана; суспензии окислов урана в легкой и тяжелой воде; твердый замедлитель, пропитанный ураном; расплавленные соли. Предлагались варианты гомогенных реакторов с газообразным горючим (газообразные соединения урана) или взвесью урановой пыли в газе.
Тепло, выделяемое в активной зоне, отводится теплоносителем (водой, газом и т. д.), движущимся по трубам через активную зону; либо смесь горючего с замедлителем сама служит теплоносителем, циркулирующим через теплообменники.

виде блоков, между которыми находится замедлитель
Основной признак — наличие тепловыделяющих элементов

(ТВЭЛов). ТВЭЛы могут иметь различную форму (стержни, пластины и т. д.), но всегда существует четкая граница между горючим, замедлителем, теплоносителем и т. д.
Подавляющее большинство используемых сегодня реакторов — гетерогенные, что обусловлено их конструктивными преимуществами по сравнению с гомогенными реакторами.

Виды реакторов

По размещению топлива

(вода, графит, бериллий) до тепловых энергий (доли эВ).
Небольшие потери нейтронов

в замедлителе и конструкционных материалах => природный и слабообогащённый уран может быть использован в качестве топлива.
В мощных энергетических реакторах может использоваться уран с высоким обогащением — до 10 %.
Необходим большой запас реактивности.

Виды реакторов

По спектру нейтронов

может быть использована в качестве замедлителя, так как при столкновении

с легкими ядрами нейтроны замедляются очень эффективно. Основной метод – жидкометаллический замедлитель: Na, сплав NaK (легкоплавкий); раньше – Hg, Pb. Варианты – газы, расплавы солей (NaF, KCl, RbCl, ZrF4).
Для поддержания цепной реакции на быстрых нейтронах необходима степень обогащения топлива в десятки раз выше, так как отношение сечения деления к сечению захвата для быстрых нейтронов 8:1 (для тепловых 100:1). Но при этом нейтронов деления испускается в 1.5 раз больше.
Возможно строительство реактора-размножителя, производящего больше топлива, чем он потребляет сам (например, за счет 238U → 239Pu)
Ходом цепной реакции можно управлять, регулируя утечку нейтронов. С другой стороны, отрицательный коэффициент обратной связи может появляться за счет тепловых колебаний атомов, в том числе топлива – нейтроны выводятся из оптимального спектра.

Виды реакторов

По спектру нейтронов

UC, PuO2 и пр. в качестве замедлителя и замедление нейтронов

гораздо меньше (0,1—0,4 МэВ).
В качестве топлива может использоваться только высокообогащенный уран. Но при этом эффективность использования топлива в 1.5 раз больше.
Необходим отражатель нейтронов (238U, 232Th). Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами 238U, 232Th, расходуются на получение делящихся ядер 239Pu и 233U.
Выбор конструкционных материалов не ограничивается сечением поглощения, Запас реактивности гораздо меньше.

наличие быстрых нейтронов. Они способствуют как возможности нарабатывать ядерное топливо

взамен израсходованного (после запуска реакции в качестве топлива можно загружать даже обедненный уран из ядерных отходов реактора на тепловых нейтронах), так и производить трансмутации трансурановых элементов, получившихся при захвате нейтронов ядерным топливом без деления (такие вещества являются источником длительной радиоактивности отработанного ядерного топлива). Например, 240Pu (период полураспада около 6000 лет) преобразуется в 241Pu (до 30 лет), осколки которого в свою очередь имеют период полураспада не более 27 лет. Таким образом, отходы работы такого реактора станут неопасными не через десятки тысяч лет, а всего через несколько веков.
Минусы: так как скорость нейтронов велика, то стандартные методы управления реакцией методом регулирующих стержней являются слишком медленными, поэтому требуются более дорогостоящие и изощренные системы (подвижный отражатель, учет тепловых колебаний ядер, управляемое нейтронное отравление зоны реакции). Кроме того, при прорыве контура часть жидких металлов (Na, K) на атмосфере представляют огромную пожароопасность (горение Na при прорыве второго контура на реакторе Монджу (Япония) привело к расплавлению части стальных конструкций, но без радиационного заражения).

энергии 1—1000 эВ.

Высокая загрузка ядерного топлива по сравнению с

реакторами на тепловых нейтронах.

Невозможно осуществить расширенное воспроизводство ядерного топлива, как в реакторе на быстрых нейтронах.

который производит больше ядерного топлива, чем потребляет его. Коэффициент размножения

топлива может быть рассчитан и для обычных реакторов, но там он в среднем составляет около 0.3. В современных реакторах коэффициент размножения приближается к 0.55. У размножителей же он достигает, например, 1.2 у советского (ныне в Казахстане) реактора БН-350. Теоретически верхний предел может быть доведен до 1.8.

испускаемых нейтронов реактор на быстрых нейтронах является наиболее эффективным для

использования в качестве размножителя. Основная реакция размножения – 238U → 239U → 239Pu. Первый эксперимент – EBR-1, США: 20.12.1951 – мощности хватало на 4 лампочки, 21.12.1951 – на обеспечение электричеством всего здания.
Размножитель на тепловых нейтронах. AHWR, Индия (владеет 30% мирового запаса тория при 1% урана). Реакция: 232Th → 233Th → 233U.

МВт.
План: 2010-2016 – НИОКР; 2020 – ввод в действие головного

энергоблока; к 2030 – серия из 9 энергоблоков.
Особенности: повышение коэффициента использования установленной мощности до 0.9 (в версии БН-600 – 0.8); увеличение коэффициента воспроизводства до ~1,2 - ~1.45 на оксидном и нитридном топливе соответственно; срок службы – 60 лет ( у БН-600 – 30 лет).

Но:конструктивная сложность узлов парового контура, т.к. давление пара высоко.
Тяжеловодный

ядерный реактор. Более дешевое (менее обогащенное) топливо Но: конструкция реактора дороже. Применяется чаще в промышленных (наработка изотопов) и исследовательских целях, чем в энергетике.
Графито-газовый реактор. Газ – хороший теплоноситель, нагреваемый до высоких температур. Но: большие размеры, избыточное давление газа => особые требования к конструкции реактора. Построено несколько АЭС в Великобритании.
Реактор с жидкометаллическим теплоносителем. Упрощение конструкции реактора (не требуются высокопрочные паропроводы). Но: Усложнение периферийного оборудования. Применяется в некоторых космических аппаратах.
Реактор на расплавах солей. Гомогенный. Высокий термодинамический КПД, эффективное использование топлива. Но: радиационная опасность выше. Экспериментальные версии строились в Окридже, США.

Виды реакторов

По виду теплоносителя

в реакторе?
Какое вещество служит замедлителем нейтронов в ядерном реакторе?
Каково назначение

замедлителя нейтронов?
Что используется в качестве теплоносителя в ядерных реакторах?

подобных искусственному реактору, могут создаваться зоны природного ядерного реактора.
Единственный известный

природный ядерный реактор существовал 2 млрд лет назад в районе Окло (Габон).

поверхности, которая играет роль замедлителя нейтронов. Случайный распад запускает цепную

реакцию. При активном ее ходе вода выкипает, реакция ослабевает – саморегуляция.
Реакция продолжалась ~100000 лет. Сейчас такое невозможно из-за истощенных природным распадом запасов урана.
Проводятся изыскания на местности с целью исследования миграции изотопов – важно для разработки методик подземного захоронения радиоактивных отходов.

15.10.1997 для исследования ряда объектов Солнечной системы.
Выработка электроэнергии осуществляется тремя

радиоизотопными термоэлектрическими генераторами: "Кассини" несет на борту 30 кг 238Pu, который, распадаясь, выделяет тепло, преобразуемое в электричество

– электроснабжение космического корабля «Прометей 1» по проекту поиска жизни

на спутниках Юпитера.
Сборка корабля на орбите планируется на 2017 год.

Космический корабль «Прометей 1»