Атомная энергетика

(28.02 Кб)  

Тепловыделяющие элементы. Тепловыделяющий элемент (твэл) представляет собой топливный сердечник с герметичной оболочкой. Оболочка предотвращает утечку продуктов деления и взаимодействие топлива с теплоносителем. Материал оболочки должен слабо поглощать нейтроны и обладать приемлемыми механическими, гидравлическими и теплопроводящими характеристиками. Тепловыделяющие элементы – это обычно таблетки спеченного оксида урана в трубках из алюминия, циркония или нержавеющей стали; таблетки сплавов урана с цирконием, молибденом и алюминием, покрытые цирконием или алюминием (в случае алюминиевого сплава); таблетки графита с диспергированным карбидом урана, покрытые непроницаемым графитом.  

Все эти  твэлы находят свое применение, но для водо-водяных реакторов наиболее предпочтительны таблетки оксида урана в трубках из нержавеющей стали. Диоксид урана не вступает в реакцию с водой, отличается высокой радиационной стойкостью и характеризуется высокой температурой плавления.  

Для высокотемпературных  газоохлаждаемых реакторов, по-видимому, весьма подходят графитовые топливные элементы, но у них имеется серьезный недостаток – за счет диффузии или из-за дефектов в графите через их оболочку могут проникать газообразные продукты деления.  

Органические  теплоносители несовместимы с циркониевыми твэлами и поэтому требуют применения алюминиевых сплавов. Перспективы реакторов с органическими теплоносителями зависят от того, будут ли созданы алюминиевые сплавы или изделия порошковой металлургии, которые обладали бы прочностью (при рабочих температурах) и теплопроводностью, необходимыми для применения ребер, повышающих перенос тепла к теплоносителю. Поскольку теплообмен между топливом и органическим теплоносителем за счет теплопроводности мал, желательно использовать поверхностное кипение для увеличения теплопередачи. С поверхностным кипением будут связаны новые проблемы, но они должны быть решены, если использование органических теплоносителей окажется выгодным. См. также СПЛАВЫ.  

ТИПЫ РЕАКТОРОВ  

Теоретически  возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся топливом, замедлителем и теплоносителями. В большинстве обычных реакторов в качестве теплоносителя используется вода, либо под давлением, либо кипящая. 

Реактор с  водой под давлением. В таких  реакторах замедлителем и теплоносителем служит вода. Нагретая вода перекачивается под давлением в теплообменник, где тепло передается воде второго  контура, в котором вырабатывается пар, вращающий турбину.  

(30.19 Кб)  

Кипящий реактор. В таком реакторе кипение воды происходит непосредственно в активной зоне реактора и образующийся пар поступает в турбину. В большинстве кипящих реакторов вода используется и как замедлитель, но иногда применяется графитовый замедлитель.  

(26.87 Кб)  

Реактор с  жидкометаллическим охлаждением. В  таком реакторе для переноса теплоты, выделяющейся в процессе деления  в реакторе, используется жидкий металл, циркулирующий по трубам. Почти во всех реакторах этого типа теплоносителем служит натрий. Пар, образующийся на другой стороны труб первого контура, подается на обычную турбину. В реакторе с жидкометаллическим охлаждением могут использоваться нейтроны со сравнительно высокой энергией (реактор на быстрых нейтронах) либо нейтроны, замедленные в графите или оксиде бериллия. В качестве реакторов-размножителей более предпочтительны реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением, поскольку в этом случае отсутствуют потери нейтронов, связанные с замедлением.  

Газоохлаждаемый реактор. В таком реакторе теплота, выделяющаяся в процессе деления, переносится в парогенератор газом – диоксидом углерода или гелием. Замедлителем нейтронов обычно служит графит. Газоохлаждаемый реактор может работать при гораздо более высоких температурах, нежели реактор с жидким теплоносителем, а потому пригоден для системы промышленного теплоснабжения и для электростанций с высоким кпд. Небольшие газоохлаждаемые реакторы отличаются повышенной безопасностью в работе, в частности отсутствием риска расплавления реактора.  

Гомогенные  реакторы. В активной зоне гомогенных реакторов используется однородная жидкость, содержащая делящийся изотоп урана. Жидкость обычно представляет собой  расплавленное соединение урана. Она  закачивается в большой сферический  сосуд, работающий под давлением, где  в критической массе происходит цепная реакция деления. Затем жидкость подается в парогенератор. Гомогенные реакторы не получили распространения  из-за конструктивных и технологических  трудностей.  

РЕАКТИВНОСТЬ  И УПРАВЛЕНИЕ  

Возможность самоподдерживающейся цепной реакции  в ядерном реакторе зависит от того, какова утечка нейтронов из реактора. Нейтроны, возникающие в процессе деления, исчезают в результате поглощения. Кроме того, возможна утечка нейтронов  вследствие диффузии через вещество, аналогичной диффузии одного газа сквозь другой.  

Чтобы управлять  ядерным реактором, нужно иметь  возможность регулировать коэффициент  размножения нейтронов k, определяемый как отношение числа нейтронов в одном поколении к числу нейтронов в предыдущем поколении. При k = 1 (критический реактор) имеет место стационарная цепная реакция с постоянной интенсивностью. При k > 1 (надкритический реактор) интенсивность процесса нарастает, а при k < 1 (подкритический реактор) спадает. (Величина r = 1 – (1/k) называется реактивностью.)  

Благодаря явлению запаздывающих нейтронов  время «рождения» нейтронов увеличивается  от 0,001 с до 0,1 с. Это характерное  время реакции позволяет управлять  ею с помощью механических исполнительных органов – управляющих стержней из материала, поглощающего нейтроны (B, Cd, Hf, In, Eu, Gd и др.). Постоянная времени регулирования должна быть порядка 0,1 с или больше. Для обеспечения безопасности выбирают такой режим работы реактора, в котором для поддержания стационарной цепной реакции необходимы запаздывающие нейтроны в каждом поколении.  

Для обеспечения  заданного уровня мощности используются управляющие стержни и отражатели нейтронов, но задачу управления можно  значительно упростить правильным расчетом реактора. Например, если реактор  спроектировать так, чтобы при увеличении мощности или температуры реактивность уменьшалась, то он будет более устойчивым. Например, при недостаточном замедлении из-за повышения температуры расширяется  вода в реакторе, т.е. уменьшается  плотность замедлителя. В результате усиливается поглощение нейтронов  в уране-238, поскольку они не успевают эффективно замедлиться. В некоторых  реакторах используется фактор увеличения утечки нейтронов из реактора вследствие уменьшения плотности воды. Еще один способ стабилизации реактора основан  на нагревании «резонансного поглотителя  нейтронов», такого, как уран-238, который  тогда сильнее поглощает нейтроны.  

Системы безопасности. Безопасность реактора обеспечивается тем или иным механизмом его остановки  в случае резкого увеличения мощности. Это может быть механизм физического  процесса или действие системы управления и защиты, либо то и другое. При  проектировании водо-водяных реакторов предусматриваются аварийные ситуации, связанные с поступлением холодной воды в реактор, падением расхода теплоносителя и слишком большой реактивностью при пуске. Поскольку интенсивность реакции возрастает с понижением температуры, при резком поступлении в реактор холодной воды повышаются реактивность и мощность. В системе защиты обычно предусматривается автоматическая блокировка, предотвращающая поступление холодной воды. При снижении расхода теплоносителя реактор перегревается, даже если его мощность не увеличивается. В таких случаях необходим автоматический останов. Кроме того, насосы теплоносителя должны быть рассчитаны на подачу охлаждающего теплоносителя, необходимую для остановки реактора. Аварийная ситуация может возникнуть при пуске реактора со слишком высокой реактивностью. Из-за низкого уровня мощности реактор не успевает нагреться настолько, чтобы сработала защита по температуре, пока не оказывается слишком поздно. Единственная надежная мера в таких случаях – осторожный пуск реактора.  

Избежать  перечисленных аварийных ситуаций довольно просто, если руководствоваться  следующим правилом: все действия, способные увеличить реактивность системы, должны выполняться осторожно  и медленно. Самое важное в вопросе о безопасности реактора – это абсолютная необходимость длительного охлаждения активной зоны реактора после прекращения в нем реакции деления. Дело в том, что радиоактивные продукты деления, остающиеся в топливных кассетах, выделяют тепло. Оно гораздо меньше тепла, выделяющегося в режиме полной мощности, но его достаточно, чтобы в отсутствие необходимого охлаждения расплавить твэлы. Кратковременное прекращение подачи охлаждающей воды привело к значительному повреждению активной зоны и аварии реактора в Три-Майл-Айленде (США). Разрушение активной зоны реактора – это минимальный ущерб в случае подобной аварии. Хуже, если произойдет утечка опасных радиоактивных изотопов. Большинство промышленных реакторов снабжено герметическими страховочными корпусами, которые должны в случае аварии предотвратить выброс изотопов в окружающую среду.  

В заключение отметим, что возможность разрушения реактора в значительной степени  зависит от его схемы и конструкции. Реакторы могут быть спроектированы таким образом, что снижение расхода  теплоносителя не будет приводить  к большим неприятностям. Таковы различные типы газоохлаждаемых реакторов.

1.1 Элементы ядерной физики  

1.1.1 Строение  атомов, ядер

Как известно, все в мире состоит из молекул, которые представляют собой сложные  комплексы взаимодействующих атомов. Молекулы - это наименьшие частицы  вещества, сохраняющие его свойства. В состав молекул входят атомы  различных химических элементов. 

Химические  элементы состоят из атомов одного типа. Атом, мельчайшая частица химического  элемента, состоит из "тяжелого" ядра и вращающихся вокруг электронов. 
 
 

Кликните мышкой в картину, чтобы посмотреть анимированную версию. 
 

Кликните мышкой в картину, чтобы посмотреть анимированную версию.

Ядра атомов образованы совокупностью положительно заряженных протонов и нейтральных  нейтронов. Эти частицы, называемые нуклонами, удерживаются в ядрах  короткодействующими силами притяжения, возникающими за счет обменов мезонами, частицами меньшей массы. 

Ядро элемента X обозначают как  или X-A, например уран U-235 - , 

где Z - заряд  ядра, равный числу протонов, определяющий атомный номер ядра, A - массовое число  ядра, равное суммарному числу протонов и нейтронов.  

Ядра элементов  с одинаковым числом протонов, но разным числом нейтронов называются изотопами (например, уран имеет два изотопа U-235 и U-238); ядра при N=const, z=var - изобарами.  

1.1.2 Ядерные  реакции 

Ядра водорода, протоны, а также нейтроны, электроны (бета-частицы) и одиночные ядра гелия (называемые альфа-частицами), могут  существовать автономно вне ядерных  структур. Такие ядра или иначе  элементарные частицы, двигаясь в пространстве и приближаясь к ядрам на расстояния порядка поперечных размеров ядер, могут взаимодействовать с ядрами, как говорят участвовать в  реакции. При этом частицы могут  захватываться ядрами, либо после  столкновения - менять направление  движения, отдавать ядру часть кинетической энергии. Такие акты взаимодействия называются ядерными реакциями. Реакция  без проникновения внуть ядра называется упругим рассеянием.  

После захвата  частицы составное ядро находится  в возбужденном состоянии. "Освободиться" от возбуждения ядро может несколькими  способами - испустить какую-либо другую частицу и гамма-квант, либо разделиться  на две неравные части. Соответственно конечным результатам различают  реакции - захвата, неупругого рассеяния, деления, ядерного превращения с  испусканием протона или альфа-частицы. 

Дополнительная  энергия, освобождаемая при ядерных  превращениях, часто имеет вид  потоков гамма-квантов. 

Вероятность реакции характеризуется величиной "поперечного сечения" реакции  данного типа 

1.1.3 Радиоактивность 

Радиоактивность вошла в сознание человечества всего  лишь примерно 100 лет тому назад. Лишь в 1986 году А. Бекерель обнаружил некие х-лучи, засвечивавшие фотопластинки. Затем было установлено, что радиоактивность - это свойство испускать потоки заряженных aльфа, бета и нейтральных гамма частиц. Усилиями многих ученых было обнаружено,что aльфа-частицы представляют собой ядра гелия, бета-частицы - электроны, а гамма-частицы - поток квантов света. Было установлено, что многие вещества являются естественными излучателями частиц, из которых некоторые, как например радий, оказались очень интенсивными источниками радиации.