апарат ядрен реактор

апарат ядрен реактор

Делене верижна реакция винаги е придружен от освобождаването на огромно количество енергия. Практическото използване на тази енергия - основната задача на ядрен реактор.

Ядрен реактор - устройство, в което контролира, или управляеми, реакцията на ядрено делене.

Съгласно принципа на ядрените реактори са разделени в две групи: топлинни реактори и реактори бързо.

Как ядрен реактор на топлинни неутрони

В типична ядрен реактор са:

• Активна област и ретардер;
• Рефлектор на неутрони;
• охлаждащата течност;
• Най-система за контрол на верижна реакция, аварийна защита;
• мониторинг и радиационна защита система;
• Системата за дистанционно управление.

1 - активната зона; 2 - отражател; 3 - защита; 4 - управляващи пръти; 5 - охладител; 6 - помпи; 7 - топлообменник; 8 - турбина; 9 - алтернатор; 10 - кондензатор.

Активна област и ретардер

Това е в сърцевината и протича контролирано делене верижна реакция.

Ядрен материал, или ядрено гориво, под формата на пелети, поставен в херметизирана пръти, които се наричат ​​горивни пръти (горивни клетки). Те проникват цялата сърцевина запълнена с неутронна модератор.

Защо ми е необходим един неутрон модератор в ядрени реактори?

Фактът, че родените след уран-235 ядра упадъка на неутрони за да има много висока скорост. Вероятността за улавяне от други уранови ядра в стотици пъти по-малка от вероятността за улавяне на бавни неутрони. И ако не се намали скоростта им, ядрената реакция може да отслаби течение на времето. Retarder, и решава проблема за намаляване на скоростта на неутрони. Ако пътя на бързи неутрони далеч вода или графит, тяхната скорост може да бъде изкуствено намалява и по този начин увеличаване на броя на заловените частици атома. Така верижна реакция в реактора трябва минимално количество ядрено гориво.

В резултат на процеса на намаляване на скоростта произвежда топлинни неутрони. която скорост е практически равна на скоростта на газови молекули топлинна движение при стайна температура.

Като посредник в ядрен реактор използва вода, тежка вода (деутериев оксид D 2 О), берилий, графит. Но най-добрият модератор е тежка вода D2 О.

отражателя неутрони

За да се избегне изтичане на неутрони в околната среда на активната зона на ядрения реактор е заобиколен неутронна рефлектор. В този материал от рефлекторите често използват едно и също вещество, както е, че в модератор.

пренос на топлина агент

Топлината, генерирана по време на ядрената реакция се разсейва чрез топлоносител. Тъй като охладител в ядрени реактори обикновено се използва конвенционален природна вода преди пречиства от различни примеси и газове. Въпреки това, тъй като водата кипи при температура от 100 0 С и 1 атмосфера, за да се повиши температурата на кипене, повишено налягане в първичния контур на охлаждащата течност. Водата на първи контур циркулира през активната зона на реактора, гориво assemblies Вани горещия газ до температура от 320 0 С Освен това, е в рамките на обменника на топлина дава топлина към водата от втория кръг. Exchange преминава през топлообменните тръби, така че контакт с водата от втория кръг не се появява. Това предотвратява проникването на радиоактивни вещества във втория цикъл топлообменника.

И след това всичко се случва както в ТЕЦ. Водата в вторичната верига се превръща в пара. Парата задвижва турбина, който задвижва генератора, и който генерира електрически ток.

тежки водни реактори, тежка вода охладител служи D2 О, но в реактори с течни метални охлаждащи - разтопен метал.

система за контрол на реакционната верига

Състояние на реактора характеризиращ се с количество, наречен реактивност.

където к - неутронно умножение фактор,

Ni - броят на следващото поколение на неутроните в реакцията на ядрено делене,

Ni-1, - броя на неутроните в предишното поколение на същата реакция.

Ако к ˃ 1. верижна реакция увеличава, системата се нарича nadkritichesko ти. Ако к <1 . цепная реакция затухает, а система называется подкритической. При k = 1 реактор находится в стабильном критическом состоянии. так как число делящихся ядер не меняется. В этом состоянии реактивность ρ = 0 .

Критичното състояние на реактора (необходимата неутронно умножение фактор в ядрен реактор) се поддържа чрез преместване на контролните пръти. Материалът, от който са направени, са вещество неутронни абсорбери. Бутане или vdvigaya тези пръти в активната зона на реактора, се контролира скоростта на реакцията на ядрено делене.

Контролната система осигурява контрол на реактора в началната си, планирано спиране, операцията власт и аварийна защита на ядрения реактор. Това се постига чрез промяна на позицията на органите за регулиране.

Ако някои от параметрите на реактора (температура, налягане, скорост на нарастване на потреблението на енергия и т.н.) се отклонява от нормата, и това може да доведе до злополука, централната част на сърцевината изчисти специални спешни пръти и бързо спиране на ядрената реакция.

За да се гарантира, че параметрите на реактора отговарят на нормите, следната наблюдение и радиационната защита.

За защита на околната среда от радиация реактор се поставя в гъст бетон тяло.

Система за дистанционно управление

Всички сигнали за състоянието на ядрен реактор (температура на топлоносителя, нивото на радиация в различни части на реактора, и т.н.) се подават към контрола на контрол реактор и преработени в компютърните системи. Операторът получава цялата необходима информация и препоръки за справяне с тези или други отклонения.

Бързи реактори

За разлика от този тип реактор от термични реактори, които бързи неутрони, възникващи след разпадането на уран-235 не се забавя и се абсорбира от U-238, следвано от превръщане в плутоний-239. Следователно бързо реактори, използвани за производство на оръжия плутоний-239 и топлинна енергия, че растителните генератори се преобразува в електрическа енергия.

Ядреното гориво в такива реактори е уран-238 и уран-235 суровина.

В естествена уранова руда 99,2745% спад на дела на уран-238. не е разделен на топлинна абсорбция на неутрони, и става изотопа уран-239.

Известно време след уран-239 от разпада на бета-завои в основната нептуний 239:

образува делящи плутоний-239 след втората β-разпад:

Накрая, след като алфа-разпад на плутоний-239 ядро ​​получава уран-235:

Горивните елементи от суровината (уран-235) са разположени в зона на реактора. Тази зона е заобиколен от зона възпроизвеждане което представлява горивни елементи с гориво (DU-238). Бързите неутрони, изпускани от ядрото след разпадането на уран-235, заловени от ядра на уран-238. Резултатът е плутоний-239. По този начин, в реакторите на бързи неутрони, произведен нов ядрено гориво.

Както охлаждащи в ядрени реактори, течни метали, използвани за бързо животновъда, или техни смеси.

Класификация и прилагане на ядрени реактори

Основното приложение на ядрени реактори намерени в атомните електроцентрали. С тяхна помощ се получи електрическа и топлинна енергия в промишлен мащаб. Тези реактори се наричат ​​енергия.

Широко се използва в ядрените реактори за задвижване на съвременните подводници, надводни кораби, в областта на космическите технологии. Те електрозахранването двигатели и нарече транспорт реактор.

Научните изследвания в областта на ядрената физика и радиационна химия използване неутронни потоци на гама лъчи, които са в основата на изследователски реактори. Енергията, генерирана от тях не надвишава 100 MW и не се използва за търговски цели.

силов тест реактори дори по-малко. Тя достига само няколко кВт. При тези реактори са изследвани различни физични величини, стойността на която е важна при проектирането на ядрени реакции.

За промишлени реактори включват реактори за производство на радиоактивни изотопи за медицински цели, както и в различни области на промишлеността и техниката. Реактори за обезсоляване на морска вода също е свързана с промишлен реактор.