Українські рефератиучбові матеріали на українській мові

RefBaza.com.ua пропонує студентам та абітурієнтам найбільшу базу з рефератів! Також ви можете ділитися своїми рефератами для поповнення бази.

Атомна енергетика

Сторінка 3

Для отримання стаціонарної ланцюгової ядерної реакції, очевидно, необхідно створити такі умови, щоб кожне ядро, яке поглинуло нейтрон, під час ділення виділяла у середньому нейтрон, що йде на розподіл другого важкого ядра.

Ядерним реактором називається пристрій, у якому здійснюється і підтримується керована ланцюгова реакція розподілу деяких важких ядер.

Ланцюгова ядерна реакція в реакторі може здійснювати аж за певного кількості делящихся ядер, що потенційно можуть ділитися за будь-якої енергії нейтронів. З делящихся матеріалів найважливішим є ізотоп U235, частка що його природному урані не перевищує 0,714 %.

Хоча U238 і ділиться нейтронами, енергія яких перевищує 1,2 МэВ, проте самоподдерживающаяся ланцюгова реакція на швидких нейтронах у природній урані неможлива через високе ймовірності непружного взаємодії ядер U238 з швидкими нейтронами. У цьому енергія нейтронів стає нижче порогової енергії розподілу ядер U238.

Використання уповільнювача приводить до зменшення резонансного поглинання в U238, оскільки нейтрон може пройти область резонансних енергій унаслідок зіткнення з ядрами уповільнювача і поглотиться ядрами U235, Pu239, U233, перетин розподілу яких істотно збільшується із зменшенням енергії нейтронів. Як уповільнювачів використовують матеріали малим масовим числом і невеликою перерізом поглинання (вода, графіт, берилій та інших.).

Для характеристики ланцюгову реакцію розподілу використовується величина, звана коефіцієнтом розмноження До. Це ставлення числа нейтронів певного покоління до нейтронів попереднього покоління. Для стаціонарної ланцюгову реакцію розподілу До=1. Размножающаяся система (реактор), у якій До=1, називається критичної. Якщо До>1, число нейтронів у системі збільшується, і оцінюється він цьому випадку називається надкритической. При До<1 відбувається зменшення кількості нейтронів, і системи називається подкритической. У стаціонарному стані реактора число знову які виникають нейтронів одно числу нейтронів, які покидають реактор (нейтрони витоку) і поглощающихся у межах. У критичному реакторі присутні нейтрони всіх енергій. Вони утворюють так званий енергетичний спектр нейтронів, що характеризує число нейтронів різних енергій в одиниці обсягу будь-якій точці реактора. Середня енергія спектра нейтронів визначається часткою уповільнювача, делящихся ядер (ядра пального) та інших матеріалів, що входять у склад активної зони реактора. Якщо більшість ділень відбувається за поглинанні теплових нейтронів, такий реактор називається реактором на теплових нейтронах. Енергія нейтронів у системі вбирається у 0.2 эВ. Якщо більшість ділень в реакторі відбувається за поглинанні швидких нейтронів, такий реактор називається реактором на швидких нейтронах.

У активної зоні реактора на теплових нейтронах поруч із ядерного палива перебуває значна маса замедлителя-вещества, може похвалитися великим перерізом розсіювання та з малим перерізом поглинання.

Активна зона реактора практично завжди, крім спеціальних реакторів, оточена відбивачем, які повертають частина нейронів в активну зону з допомогою багаторазового розсіювання.

У реакторах на швидких нейронах активна зона оточена зонами відтворення. Вони відбувається накопичення делящихся ізотопів. З іншого боку, зони відтворення виконують і функції відбивача.

У ядерному реакторі відбувається накопичення продуктів розподілу, які називаються шлаками. Наявність шлаків призводить до додатковим втрат вільних нейтронів.

Ядерні реактори залежно від взаємної розміщення пального й уповільнювача поділяються на гомогенні і гетерогенні. У гомогенному реакторі активна зона є однорідну масу палива, уповільнювача і теплоносія як розчину, суміші чи розплаву. Гетерогенным називається реактор, у якому паливо як блоків чи тепловидільних збірок розміщено в замедлителе, створюючи у ньому правильну геометричну грати.

3. ЯДЕРНІ РЕАКТОРЫ.

3.1. ОСОБЛИВОСТІ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА ЯК ДЖЕРЕЛА ТЕПЛОТЫ.

Працюючи реактора в тепловыводящих елементах (твелах), і навіть у всіх його конструктивних елементах у різних кількостях виділяється теплота. Це з гальмуванням осколків розподілу, бета- і гама- випромінюванням осколків плодів та овочів, відчувають взаємодію Космосу з нейронами, і, нарешті, з уповільненням швидких нейронів. Осколки під час ділення ядра палива класифікуються за швидкостями, відповідним температурі на сотні мільярдів градусів.

Справді, Е=mu2=3RT, де Є - кінетична енергія осколків, МэВ; R=1,38*10-23 Дж/К - стала Больцмана. З огляду на, що 1 МэВ=1,6*10-13 Дж, одержимо 1,6*10-6 Е=2,07*10-16 Т, Т=7,7*109 Є. Найімовірніші значення енергії для осколків розподілу рівні 97 МэВ для легкого уламка і 65 МэВ для важкого. Тоді відповідна температура для легкого уламка дорівнює 7,5*1011 До, важкого – 5*1011 До. Хоча досяжною є в ядерному реакторі температура теоретично майже необмежена, практично обмеження визначаються гранично допустимою температурою конструкційних матеріалів і тепловидільних елементів.

Особливість ядерного реактора у тому, що 94% енергії розподілу перетворюється на теплоту миттєво, тобто. під час, протягом якого потужність реактора чи щільність матеріалів ньому встигає помітно змінитися. Тому, за зміні потужності реактора тепловиділення слід без запізнювання за процесом розподілу палива. Проте за вимиканні реактора, коли швидкість розподілу зменшується більш ніж десятки разів у ньому залишаються джерела запізнілого тепловыделения (гама- і бета-излучение продуктів розподілу), стаючи переважати.

Потужність ядерного реактора пропорційна щільності потоку нейронів у ньому, тому теоретично досяжним будь-яка потужність. А практично гранична потужність визначається швидкістю відводу теплоти, виділеної в реакторі. Питома теплосъем у сприйнятті сучасних енергетичних реакторах становить 102-103 МВт/м3. Від реактора теплота відводиться яка циркулює нього теплоносієм. Характерною ознакою реактора є залишкове тепловиділення після припинення реакції розподілу, що потребує відводу теплоти протягом багато часу після зупинки реактора. Хоча потужність залишкового тепловыделения значно менше номінальною, циркуляція теплоносія через реактор повинна забезпечуватися дуже надійно, оскільки залишкове тепловиділення регулювати не можна. Видалення теплоносія з працював кілька днів реактора категорично заборонено щоб уникнути перегріву й ушкодження тепловидільних елементів.

3.2. УСТРОЙСТВО ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРІВ.

Енергетичний ядерний реактор - цей прилад, у якому здійснюється керована ланцюгова реакція розподілу ядер важких елементів, а выделяющаяся у своїй теплова енергія відводиться теплоносієм. Головним елементом ядерного реактора є активна зона. У ньому розміщається ядерного палива здійснюється ланцюгова реакція розподілу. Активна зона є сукупність належним чином розміщених тепловидільних елементів, містять ядерного палива. У реакторах на теплових нейтронах використовується уповільнювач. Через активну зону прокачивается теплоносій, охолоджувальний тепловыделяющие елементи. У деякі типи реакторів роль уповільнювача і теплоносія виконує один і той ж речовина, наприклад звичайна чи важка вода. Для управління роботою реактора в активну зону вводяться регулюючі стрижні з матеріалів, мають велике перетин поглинання нейтронів. Активна зона енергетичних реакторів оточена відбивачем нейтронів - шаром матеріалу уповільнювача зменшення витоку нейтронів з активної зони. З іншого боку, завдяки отражателю відбувається вирівнювання нейтронної щільності і энерговыделения за обсягом активної зони, що дозволяє при даних розмірах зони отримати велику потужність, досягнути рівномірного вигоряння палива, збільшити тривалість роботи реактора без перевантаження палива й спростити систему тепловідведення. Отражатель нагрівається з допомогою енергії замедляющихся і поглощаемых нейтронів і гамма-квантов, тому передбачається його охолодження. Активна зона, відбивач та інші елементи розміщуються в герметичному корпусі чи кожусі, зазвичай оточеному біологічної захистом.


Схожі реферати

Статистика

1 2 [3] 4 5 6