Ядерная энергия

4. Классификация реакторов.

Реакторы классифицируют по уровню энергии нейтронов, учасвующих в реакции деления, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому назанчению, виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.

По уровню энергитических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых нейтронах, на тепловых и  на нейтронах промежуточных ( резонанснсных) энергий и в соотоветсвии с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах ( иногда для краткости их называют тепловыми, быстрыми и промежуточными ).

В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на бысрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.

В настоящее  время наибольшее распространение  получили реакторы на тепловых нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива ²³⁵U в активной зоне от 1 до 100 кг/м³ и наличие больших масс замедлителя. Для реактора на быстрых  нейтронах характерны концентрации ядерного топлива ²³⁵U или ²³⁹U порядка 1000 кг/м³ и отсутствие замедлителя в активной зоне.

В реакторах  на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива ²³⁵U в ней от 100 до 1000 кг/м³.

В реакторах  на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при  захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1 - 3 %). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших.

 

 

В активной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель - вещество, ядра которого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя применяют графит, тяжелую или легкую воду, берилий, органические жидкости. Тепловой реактор может работать даже на естественном уране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенный уран. От степени обогащения топлива зависят необходимые критические размеры реактора, с увеличением степени обогащения они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых 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.

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.