Физика атомного реактора Сопротивление материалов Математика решение задач Информатика Атомная энергетика безопасность Электротехника и электроника

Коэффициент размножения Критическая  масса  Управление цепной реакцией деления Поглощающий элемент Эффекты реактивности Мощностной эффект Управление реактором Реактор с водой под давлением Уран-графитовый реактор Гомогенный реактор


Мониторинг — система наблюдений, оценки и прогноза состояния природной среды или её структурных элементов в связи с воздействием определённого фактора или группы факторов (отдельные химические соединения, ионизирующие и электромагнитные излучения, шумы, пыль и т.п.).
Устройство атомного реактора

В данной главе мы рассмотрим два основных типов ядерных реакторов: «медленный» реактор, под которым будем иметь в виду реактор, работающий на тепловых нейтронах, и «быстрый» реактор, работающий на быстрых нейтронах деления.

Реактор на тепловых нейтронах

Рассмотрим основные особенности реактора, работающего на медленных (тепловых) нейтронах в режиме атомной электростанции (АЭС). Тремя обязательными элементами для

реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель, теплоноситель и корпус.

Переходный и свободный процессы Переходный процесс в электрической цепи можно представить в виде двух составляющих: установившегося и свободного.

Активная зона - центральная часть реактора, в которой протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления и выделяется энергия. Корпус ядерного реактора - герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны и других устройств, а также для организации безопасного охлаждения ядерного топлива потоком теплоносителя.

Рис.1 Схема активной зоны «медленного» реактора. Модели атомов Справочник по основным разделам физики

В качестве горючего обычно используется уран-235 в смеси с ураном-238 (обсуждение особенностей применения в качестве горючего разных делящихся нуклидов обсуждено в других лекциях). Может использоваться природный уран (например, в тяжеловодных реакторах), но, как правило, применяют низко обогащенный уран (в энергетических реакторах на тепловых нейтронах, обогащение до 4,4%) либо высоко обогащенный (до 40%) уран (в транспортных реакторах).

Количество потребляемого в реакторе топлива пропорционально мощности реактора. При делении 1 г 235U высвобождается 1 тыс. кВт/день. Для получения такого количества тепловой энергии необходимо сжечь 3 т угля или 3 тыс. л нефти. Для гетерогенных уран-графитовых ядерных реакторов минимальное необходимое количество природного урана составляет 45 т, а графита - 450 т. В ядерном реакторе происходит быстрая смена поколений нейтронов. Среднее время жизни нейтронов в реакторах разных типов 10-3 - 10-8 с. Между мощностью ядерного реактора и скоростью протекания в нем цепной реакции деления ядер существует определенное

соотношение: в реакторе тепловой мощностью 1 МВт происходит 3,3 1016 дел./сек.

Ядерное горючее в реакторах может быть распределено в активной зоне гомогенно или гетерогенно. В последнем случае топливо в реакторе располагается в виде тепловыделяющих элементов (TВЭЛов), образующих решетку в среде замедлителя и теплоносителя. В связи с этим, по расположению в активной зоне делящегося вещества и замедлителя все реакторы принято делить на гетерогенные (неоднородные) и гомогенные (однородные).

Магноксовый реактор (Magnox reactor) — газоохлаждаемый реактор с графитовым замедлителем, в котором теплоносителем является углекислый газ, а в качестве ядерного топлива используется природный уран. Наименование «магноксовый» произошло от названия материала топливной оболочки сплава магния. Реакторы такого типа эксплуатируются в Великобритании.
Физика атомного реактора