реферат бесплатно, курсовые работы
 
Главная | Карта сайта
реферат бесплатно, курсовые работы
РАЗДЕЛЫ

реферат бесплатно, курсовые работы
ПАРТНЕРЫ

реферат бесплатно, курсовые работы
АЛФАВИТ
... А Б В Г Д Е Ж З И К Л М Н О П Р С Т У Ф Х Ц Ч Ш Щ Э Ю Я

реферат бесплатно, курсовые работы
ПОИСК
Введите фамилию автора:


Ядерные реакции. Ядерная энергетика

Энергетический ядерный реактор - это устройство в котором

осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а

выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным

элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается

ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона

представляет собой совокупность определенным образом размещенных

тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на

тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зону

прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В

некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и

то же вещество, например обычная или тяжелая вода. Для

[pic]

управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие

стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов.

Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов -

слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной

зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной

плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при

данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного

выгорания топлива , увеличить продолжительность работы реактора без

перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается

за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов,

поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и

другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно

окруженном биологической защитой.

3 Требования к конструкциям активной зоны и ее характеристики.

Активная зона реактора должна быть спроектирована так, чтобы

исключалась возможность непредусмотренного перемещения ее составляющих,

приводящего к увеличению реактивности. Основной конструктивной деталью

гетерогенной активной зоны является твэл, в значительной мере определяющий

ее надежность, размеры и стоимость. В энергетических реакторах, как

правило, используются стержневые твэлы с топливом в виде прессованных

таблеток двуокиси урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого

сплава. Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС),

которые устанавливаются в активной зоне ядерного реактора.

В твэлах происходит генерация основной доли тепловой энергии и

передача ее теплоносителю. Более 90% всей энергии, освобождающейся при

делении тяжелых ядер, выделяется внутрь твэлов и отводится обтекающим твэлы

теплоносителем. Твэлы работают в очень тяжелых тепловых режимах:

максимальная плотность теплового потока от твэла к теплоносителю достигает

(1 - 2 ) 106 Вт/ м2, тогда как в современных паровых котлах она равна (2 -

3 ) 105 Вт/м2. Кроме того, в сравнительно небольшом объеме ядерного топлива

выделяется большое количество теплоты, т.е. энергонапряженность ядерного

топлива также очень высока. Удельное тепловыделение в активной зоне

достигает 108 -109 Вт/м3, в то время как в современных паровых котлах оно

не превышает 107Вт/м3.

Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэлов, и

значительная энергонапряженность топлива требуют исключительно высокой

стойкости и надежности твэлов. Помимо этого, условия работы твэлов

осложняются высокой рабочей температурой, достигающей 300 - 600 oС на

поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием

потока нейтронов ( флюенс достигает 1027 нейтрон/м2).

К твэлам предъявляются высокие технические требования: простота

конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя,

обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение

нейтронов конструкционным материалом твэла и минимум конструкционного

материла в активной зоне; отсутствие взаимодействие ядерного топлива и

продуктов деления с оболочкой твэлов, теплоносителем и замедлителем при

рабочих температурах. Геометрическая форма твэла должна обеспечивать

требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную

интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности твэла, а

также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую

степень удержания продуктов деления. Твэлы должны обладать радиационной

стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие

возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой

и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью.

В целях безопасности надежная герметичность оболочек твэлов должна

сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3 -5 лет) и

последующего хранения отработавших твэлов до отправки на переработку (1 -3

года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и

обосновать допустимые пределы повреждения твэлов (количество и степень

повреждения). Активная зона проектируется таким образом, чтобы при работе

на протяжении всего ее расчетного срока службы не превышались установленные

пределы повреждения твэлов . Выполнение указанных требований обеспечивается

конструкцией активной зоны, качеством теплоносителем, характеристиками и

надежностью системы теплоотвода. В процессе эксплуатации возможно нарушение

герметичности оболочек отдельных твэлов. Различают два вида такого

нарушения: образование микротрещин, через которые газообразные продукты

деления выходят из твэла в теплоноситель ( дефект типа газовой плотности) ;

возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт топлива с

теплоносителем.

Условия работы твэлов в значительной мере определяются конструкцией

активной зоны, которая должна обеспечивать проектную геометрию размещения

твэлов и необходимое с точки зрения температурных условий распределения

теплоносителя. Через активную зону при работе реактора из мощности должен

поддерживаться стабильный расход теплоносителя, гарантирующего надежный

теплоотвод. Активная зона должна быть оснащена датчиками внутриреакторного

контроля, которые дают информацию о распределении мощности, нейтронного

потока, температурных условиях твэлов и расходе теплоносителя.

Активная зона энергетического реактора должна быть спроектирована так,

чтобы внутренний механизм взаимодействия нейтронно-физических и

теплофизических процессов при любых возмущениях коэффициента размножения

устанавливал новый безопасный уровень мощности. Практически безопасность

ядерной энергетической установки обеспечивается, с одной стороны,

устойчивостью реактора ( уменьшением коэффициента размножения с ростом

температуры и мощности активной зоны), а с другой стороны - надежностью

системы автоматического регулирования и защиты.

С целью обеспечения безопасности в глубину конструкция активной зоны

и характеристики ядерного топлива должны исключать возможность образования

критических масс делящихся материалов при разрушении активной зоны и

расплавлении ядерного топлива. При конструировании активной зоны должна

быть предусмотрена возможность введения поглотителя нейтронов для

прекращения цепной реакции в любых случаях, связанных с нарушением

охлаждения активной зоны.

Активная зона, содержащая большие объемы ядерного топлива для

компенсации выгорания, отравления и температурного эффекта, имеет как бы

несколько критических масс. Поэтому каждый критический объем топлива должен

быть обеспечен средствами компенсации реактивности. Они должны размещаться

в активной зоне таким образом, чтобы исключить возможность возникновения

локальных критмасс

4 Классификация реакторов.

Реакторы классифицируют по уровню энергии нейтронов, учасвующих в

реакции деления, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому

назанчению, виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.

По уровню энергитических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых

нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных ( резонанснсных)

энергий и в соотоветсвии с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и

промежуточных нейтронах ( иногда для краткости их называют тепловыми,

быстрыми и промежуточными ).

В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит

при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в

которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше

0,5 МэВ, называются реакторами на бысрых нейтронах. Реакторы, в которых

большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся

изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных

(резонансных) нейтронах.

В настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на

тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного

топлива 235U в активной зоне от 1 до 100 кг/м3 и наличие больших масс

замедлителя. Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации

ядерного топлива 235U или 239U порядка 1000 кг/м3 и отсутствие замедлителя

в активной зоне.

В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя

очень мало, и концентрация ядерного топлива 235U в ней от 100 до 1000

кг/м3.

В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит

также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса

незначительна (1 - 3 %). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается

тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых

значениях энергии нейтронов, чем при больших.

В активной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель -

вещество, ядра которого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя

применяют графит, тяжелую или легкую воду, берилий, органические жидкости.

Тепловой реактор может работать даже на естественном уране, если

замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях

необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащения топлива

зависят необходимые критические размеры реактора, с увеличением степени

обогащения они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых

нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате захвата их

замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами

деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и

конструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми

сечениями захвата медленных нейтронов.

В реакторах на промежуточных нейтронах, в которых большинство актов

деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ

), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы

такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом деления

нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение

поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом,

растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглащения.

Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее

жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на

промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов,

что дает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева

реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах

вследствии уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых.

Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах

больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах.

В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется

вещество, слабо замедляюшие нейтроны. Например жидкие металлы. Эамедлителем

служит графит, берилий т т.д.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с

высокообогащенныи топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства,

состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье ( обедненный уран. торий) .

Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства

ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо.

Особым достоинством юыстрых реакторов является возможность организации в

них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с

выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое.

Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен

замедлять нейтроны.

Для обеспечения высокой концентрации ядерного топлива необходимо

достижение максимального тепловыделения на единицу объема активной зоны.

Это можно осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей,

например натрия, калия или энергоемких газовых теплоносителей, обладающих

наилучшими теплотехническими и теплофизическими характеристиками, таких как

гелий и диссоциирующие газы. В качестве теплоносителя можно использовать и

пары воды. Паразитный захват быстрых нейтронов ядрами конструкционных

материалов и продуктов деления крайне незначительный, поэтому для быстрых

реакторов существует широкий выор конструкционных материалов и продуктов

деления кайне незначительный, поэтому для быстрых реакторов существует

широкий выбор конструкционных материалов, позволяющих повысить надежность

активной зоны. Следовательно, в них можно достичь высокой степени выгорания

делящихся веществ.

В зависимости от способа размещения топлива в активной зоне реактры

делятся на гомогенные и гетерогенные.

В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель

(если они есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом

состоянии, т.е. активная зона полностью гомогенного реактора представляет

жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива,

теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на

тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона

находится внутри стального сферического корпуса и представляет жидкую

однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава

( например, раствор уранилсульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте),

который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.

Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся

внутри сферического корпуса реактора, в результате температура раствора

повышается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где

отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом

направляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла

вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насосса

подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке

контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд

преймуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция

активной зоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без

остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее

ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять

реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

Однако гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная

смесь циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение,

что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только

часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая

часть - во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая

смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и

контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды

взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее дожигания. Все это

привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого

распространения.

В гетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в

замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены.

[pic]

В настоящее время для энергитических целей проектируют только

гетерогенные реакоры. Ядерное топливо в таком реакторе может использоваться

в газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако сейчас гетерогенные

реакторы работают только на твердом топливе.

В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся

на графитовые, легководные, тяжеловодные и органические. По виду

теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководные, тяжеловодные,

газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут

быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплонситель

внутри реактора не кипит, а во втором - кипит.

Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого теплоносителя

ниже температуры кипения, называются реакторами с водой под давлением, а

реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, - кипящими.

В зависимости от используемого замедлителя и теплоносителя

гетерогенные реакторы выполняются по разным схемам. В России основные типы

ядерных энергитических реакторов - водо-водяные и водографитовые.

По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и

канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус.

Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. В канальных

реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой

раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это

давление несет каждый отдельный канал.

В завасимости от назначения ядерные реакторы бывают энергитические,

конверторы и размножители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и

промышленные.

Ядерные энергитические реакторы используются для выработки

электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергитических

установках, на атомных теплоэлектроцентралях ( АТЭЦ), а также на атомных

станциях теплоснабжения (АСТ).

Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива

из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями. В

реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше

первоначально израсходованного.

В реакторе - размножителе осуществляется расширенное воспроизводство

ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.

Исследовательские реакторы служат для исследований процессов

взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных

материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений,

радиохимических и биологических исследований, производства изотопов,

эксперементального исследования физики ядерных реакторов.

Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим

работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские

реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских

реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч

киловатт.

Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей,

например для выработки энергии и получения ядерного топлива.

9 Заключение.

Энергетическая проблема - одна из важнейших проблем, которые сегодня

приходится решать человечеству. Уже стали привычными такие достижения науки

и техники, как средства мгновенной связи, быстрый транспорт, освоение

космического пространства. Но все это требует огромных затрат энергии.

Резкий рост производства и потребления энергии выдвинул новую острую

проблему загрязнения окружающей среды, которое представляет серьезную

опасность для человечества.

Мировые энергетические потребности в ближайшее десятилетия будут

интенсивно возрастать. Какой-либо один источник энергии не сможет их

обеспечить, поэтому необходиморазвивать все источники энергии и эффективно

использовать энергетические ресурсы.

На ближайшем этапе развития энергетики ( до 2000 г.) и первые

десятилетия XXI в. Наиболее перспективными останутся угольная энергетика и

ядерная энергетика с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах.

Сегодня масштабы потребления энергии цивилизаций даже второго класса

выглядит фантастикой.

Однако можно надеяться, что человечество не остановится на пути

прогресса, связанного с потреблением энергии во всевозрастающих

количествах.

Литература

1. Г.Кесслер «Ядерная энергетика» Москва :Энергоиздат, 1986 г.

2. Т.Х.Маргулова «Атомная энергетика сегодня и завтра» Москва: Высшая

школа, 1989 г.

3. В.П.Кащеев «Ядерные энергетические установки» Минск: Вышейша школа,

1989 г.

4. Дж.Коллиер, Дж.Хьюитт «Введение в ядерную энергетику» Москва:

Энергоатомиздат, 1989 г.

Страницы: 1, 2


реферат бесплатно, курсовые работы
НОВОСТИ реферат бесплатно, курсовые работы
реферат бесплатно, курсовые работы
ВХОД реферат бесплатно, курсовые работы
Логин:
Пароль:
регистрация
забыли пароль?

реферат бесплатно, курсовые работы    
реферат бесплатно, курсовые работы
ТЕГИ реферат бесплатно, курсовые работы

Рефераты бесплатно, реферат бесплатно, курсовые работы, реферат, доклады, рефераты, рефераты скачать, рефераты на тему, сочинения, курсовые, дипломы, научные работы и многое другое.


Copyright © 2012 г.
При использовании материалов - ссылка на сайт обязательна.