Ядерные реакции. Ядерная энергетика

Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния.

В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами воспроизводства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя.

В ядерном реакторе происходит накопления продуктов деления, которые называются шлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительным потерям свободных нейтронов.

Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.

  • ТЕХНИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
    1. Особенности ядерного реактора как источника теплоты.
    2. При работе реактора в тепловыводящих элементах (твэлах), а также во всех его конструктивных элементах в различных количествах выделяется теплота. Это связано прежде всего с торможением осколков деления, бета- и гамма- излучением их, а также ядер, испытывающих взаимодействие с нейронами, и, наконец, с замедлением быстрых нейронов. Осколки при делении ядра топлива классифицируются по скоростям, соответствующим температуре в сотни миллиардов градусов.

      Действительно, Е= mu2= 3RT, где Е — кинетическая энергия осколков, МэВ; R = 1,38·10-23 Дж/К — постоянная Больцмана. Учитывая, что 1 МэВ = 1,6·10-13 Дж, получим 1,6·10-6 Е = 2,07·10-16 Т, Т = 7,7·109 Е. Наиболее вероятные значения энергии для осколков деления равны 97 МэВ для легкого осколка и 65 МэВ для тяжелого. Тогда соответствующая температура для легкогоосколка равна 7,5·1011 К, тяжелого — 5·1011 К. Хотя достижимая в ядерном реакторе температура теоретически почти неограничена, практически ограничения определяются предельно допустимой температурой конструкционных материалов и тепловыделяющих элементов.

      Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т. е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения (гамма- и бета-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.

      Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Удельный теплосъем в современных энергетических реакторах составляет 102 — 103 МВт/м3, в вихревых — 104 — 105МВт/м3.

      От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течении длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежаниеперегреваи повреждения тепловыделяющих элементов.