Ядерный реактор Ядерный реактор это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый. - презентация

1

2 Ядерный реактор

3 Ядерный реактор это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1. Она была запущена 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.[1]цепная ядерная реакция1942 годаЭ. ФермиФ-125 декабря1946 года И. В. Курчатова[1] К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3×1016 актов деления в 1 сек.1978 году

4 Цепная реакция деления ядер была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный СР-1[2]. Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.Цепная реакция деления ядер1942 годаЭ. ФермиСР-1[2] графитовыхурана двуокисиБыстрые нейтроны235Uнейтронов реакторами на тепловых нейтронахзамедлителя

5

6 В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1949 году введён в действие реактор по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.СССРИ. В. Курчатова25 декабря1946 года1949 годуплутония27 июня 1954 годапервая в мире атомная электростанция Обнинске В настоящее время, по данным МАГАТЭ, в мире насчитывается 441 реактор в 30 странах. Также ведётся строительство ещё 44 реакторовМАГАТЭ

7 Механизм энерговыделения Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.энергетический барьер Экзоэнергетическая реакциякинетической энергииэнергии связи Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).градусов КельвинаKкулоновских барьеровтермоядерный синтез Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции

8 Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах гетерогенного реактора 1 управляющий стержень; 2 биологическая защита; 3 теплоизоляция; 4 замедлитель; 5 ядерное топливо; 6 теплоносительуправляющий стерженьбиологическая защитатеплоизоляциязамедлительядерное топливотеплоносител

9 Любой ядерный реактор состоит из следующих частей: Активная зона с ядерным топливом и замедлителем;Активная зонаядерным топливомзамедлителем Отражатель нейтронов, окружающий активную зону;Отражатель нейтронов Теплоноситель;Теплоноситель Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита;Система регулирования цепной реакцииаварийная защита Радиационная защита; Система дистанционного управления. [править] Физические принципы работыправить См. также основные статьи: Коэффициент размножения нейтронов Реактивность ядерного реактора Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:коэффициентом размножения нейтронов – Для этих величин характерны следующие значения: k > 1 цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0; k < 1 реакция затухает, реактор подкритичен, ρ < 0;

10 k = 1, ρ = 0 число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии. Условие критичности ядерного реактора: –, где есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объёма. k0 коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров. Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды. Очевидно, что k < k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны. k0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»: –, где

11 μ коэффициент размножения на быстрых нейтронах;коэффициент размножения на быстрых нейтронах φ вероятность избежать резонансного захвата;вероятность избежать резонансного захвата θ коэффициент использования тепловых нейтронов;коэффициент использования тепловых нейтронов η выход нейтронов на одно поглощение.выход нейтронов на одно поглощение Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма. Критический объём ядерного реактора объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии. Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Pu - 0,5 кг[источник не указан 180 дней]. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг[источник не указан 180 дней], несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает 251Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.[источник не указан 180 дней][источник не указан 180 дней]251Cf С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму. Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К 1)

12 По характеру использования По характеру использования ядерные реакторы делятся на: Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.кВт Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма- квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.гамма- квантовядерной физикифизики твёрдого тела радиационной химиибиологии Изотопные (оружейные, промышленные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например 239Pu.ядерных вооружениях239Pu Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей, самолётов [4][5][6][7][8] и космических аппаратов[4], в производстве водорода и металлургии и т. д. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт. [4][5][6][7][8]космических аппаратов[4]ГВт [править] По спектру нейтроновправить

13 Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)Реактор на быстрых нейтронах [править] По конструкцииправить Корпусные реакторы Канальные реакторы [править] По способу генерации параправить Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор, ВВЭР)парогенераторомВодо-водяной реакторВВЭР Кипящий реактор [править] Классификация МАГАТЭправить BWR (boiling water reactor) Кипящий ядерный реакторКипящий ядерный реактор FBR (fast breeder reactor) Реактор на быстрых нейтронах (БН-600)Реактор на быстрых нейтронахБН-600 GCR (gas-cooled reactor) (advanced gas-cooled reactor (AGR)) LWR (light water reactor) Легководный реакторЛегководный реактор LWGR (light water graphite reactor) Графито-водный ядерный реактор (РБМК)Графито-водный ядерный реакторРБМК PHWR (pressurised heavy water reactor) Тяжеловодный ядерный реактор (CANDU)Тяжеловодный ядерный реакторCANDU PWR (pressurized water reactors) Реактор с водой под давлением (реактор со сжатой водой (иногда неправильно, Р. на сжатой воде))Реактор с водой под давлением В начале XXI века наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями H2O, С, D2O и теплоносителями H2O, газ, D2O, например, водо-водяные ВВЭР, канальные РБМК.XXI векаВВЭРРБМК Перспективными являются также быстрые реакторы. Топливом в них служит 238U, что позволяет в десятки раз улучшить использование ядерного топлива по сравнению с тепловыми реакторами, это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики. [править] Материалы реакторовправить Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства. нейтроновсечение

14 Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)Реактор на тепловых (медленных) нейтронах Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)Реактор на быстрых нейтронах Реактор на промежуточных нейтронах Реактор со смешанным спектром [править] По размещению топливаправить Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;Гетерогенные реакторы Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).Гомогенные реакторыгомогенную систему В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно- физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются, как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя. Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки. тепловыделяющими сборками [править] По виду топливаправить изотопы урана 235 и 233 (235U и 233U) изотоп плутония 239 (239Pu) изотоп тория 232 (232Th) (посредством преобразования в 233U)

15 По степени обогащения: Естественный уран Слабо обогащённый уран Чистый делящийся изотоп По химическому составу: металлический U UO2 (диоксид урана)диоксид урана UC (карбид урана) и т. д.карбид урана [править] По виду теплоносителяправить H2O (вода, см. Водо-водяной реактор)водаВодо-водяной реактор Газ, (см. Графито-газовый реактор)Графито-газовый реактор D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)тяжёлая водаТяжеловодный ядерный реакторCANDU Реактор с органическим теплоносителем Реактор с жидкометаллическим теплоносителем Реактор на расплавах солей Реактор с твердым теплоносителем [править] По роду замедлителяправить С (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)графитГрафито-газовый реактор Графито-водный реактор H2O (вода, см. Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)Легководный реакторВодо-водяной реакторВВЭР D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)Тяжеловодный ядерный реакторCANDU Be, BeOBe Гидриды металловГидриды

16 инертность, сечение поглощения и другие свойства.сечение МатериалПлотность, г/см³Макроскопическое сечение поглощения Εм1тепловых нейтроновнейтронов спектра деленияАлюминий2,71,32,5×103Магний1,740,143×103Цирконий6,40,764×102Нержавеющая сталь8,024,71×101Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.АлюминийМагнийЦирконийНержавеющая стальТВЭЛовзамедлителиотражателикоэффициент воспроизводствапоглощающих стержней Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.нейтроныкристаллической решёткитеплопроводностьводакислородводородрадиолиза Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для ее сжигания.рекомбинация ВВЭР Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.ТВЭЛатеплоносителемядерным топливомзамедлителем У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

17 Управление ядерным реактором –Основная статья: Управление ядерным реакторомУправление ядерным реактором Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.нейтроновделении вылетает из осколков с запаздыванием Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном В, Cd и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока. поглощающие стержниВCdборной кислоты теплоносительборное регулирование На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней система аварийной защиты.цепной реакцииаварийной защиты

18

19 Спасибо за внимание!