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.
