Princíp činnosti jadrového reaktora stručne. Hlavné komponenty jadrovej elektrárne. Čo je jadrový reaktor

Kapitola VIII Princíp činnosti a možnosti jadrového reaktora I. Konštrukcia jadrového reaktora Jadrový reaktor pozostáva z týchto piatich hlavných prvkov: 1) jadrové palivo, 2) moderátor neutrónov, 3) riadiaci systém, 4) chladiaci systém 5) ochranné

Kapitola 11 VNÚTORNÉ DIELEKTRICKÉ ZARIADENIE §1. Molekulové dipóly§2. Elektronická polarizácia §3. polárne molekuly; orientacna polarizacia§4. elektrické polia v dutinách dielektrika §5. Dielektrická konštanta kvapalín; Clausiova formula - Mossotti§6.

V polovici dvadsiateho storočia sa pozornosť ľudstva sústredila na atóm a vysvetlenie vedcov o jadrovej reakcii, ktorú sa pôvodne rozhodli využiť na vojenské účely, pričom podľa projektu Manhattan vynašli prvý jadrové bomby. Ale v 50-tych rokoch XX storočia sa jadrový reaktor v ZSSR používal na mierové účely. Je všeobecne známe, že 27. júna 1954 vstúpila do služieb ľudstva prvá jadrová elektráreň na svete s výkonom 5000 kW. Jadrový reaktor dnes dokáže vyrobiť elektrinu s výkonom 4000 MW a viac, teda 800-krát viac ako pred polstoročím.

Čo je jadrový reaktor: základná definícia a hlavné komponenty bloku

Jadrový reaktor je špeciálna jednotka, pomocou ktorej vzniká energia v dôsledku správneho udržiavania riadenej jadrovej reakcie. Použitie slova „atómový“ v kombinácii so slovom „reaktor“ je povolené. Mnohí vo všeobecnosti považujú pojmy „jadrový“ a „atómový“ za synonymá, keďže medzi nimi nenachádzajú zásadný rozdiel. Zástupcovia vedy sa však prikláňajú k správnejšej kombinácii - "jadrový reaktor".

zaujímavé fakt! Jadrové reakcie môžu prebiehať s uvoľňovaním alebo absorpciou energie.

Hlavnými komponentmi zariadenia jadrového reaktora sú tieto prvky:

• Moderátor;
• Ovládacie tyče;
• Tyčinky obsahujúce obohatenú zmes izotopov uránu;
• Špeciálne ochranné prvky proti žiareniu;
• chladiaca kvapalina;
• parný generátor;
• Turbína;
• Generátor;
• kondenzátor;
• Jadrové palivo.

Aké základné princípy fungovania jadrového reaktora určili fyzici a prečo sú neotrasiteľné

Základný princíp fungovania jadrového reaktora je založený na znakoch prejavu jadrovej reakcie. V momente štandardného fyzikálneho reťazového jadrového procesu častica interaguje s atómovým jadrom, v dôsledku čoho sa jadro zmení na nové s uvoľnením sekundárnych častíc, ktoré vedci nazývajú gama kvantá. Pri jadrovej reťazovej reakcii sa uvoľňuje obrovské množstvo tepelnej energie. Priestor, v ktorom prebieha reťazová reakcia, sa nazýva jadro reaktora.

zaujímavé fakt! Aktívna zóna navonok pripomína kotol, cez ktorý preteká obyčajná voda, ktorá pôsobí ako chladivo.

Aby sa zabránilo strate neutrónov, oblasť aktívnej zóny reaktora je obklopená špeciálnym reflektorom neutrónov. Jeho primárnou úlohou je odmietnuť väčšinu emitovaných neutrónov do jadra. Reflektor je zvyčajne rovnaká látka, ktorá slúži ako moderátor.

Hlavné riadenie jadrového reaktora prebieha pomocou špeciálnych riadiacich tyčí. Je známe, že tieto tyče sú zavedené do aktívnej zóny reaktora a vytvárajú všetky podmienky pre prevádzku bloku. Typicky sú riadiace tyče vyrobené z chemické zlúčeniny bór a kadmium. Prečo sa tieto prvky používajú? Áno, všetko preto, že bór alebo kadmium sú schopné efektívne absorbovať tepelné neutróny. A hneď ako sa plánuje spustenie, podľa princípu fungovania jadrového reaktora sa do aktívnej zóny zavádzajú riadiace tyče. Ich primárnou úlohou je absorbovať značnú časť neutrónov a tým vyvolať rozvoj reťazovej reakcie. Výsledok by mal dosiahnuť požadovanú úroveň. Pri zvýšení výkonu nad nastavenú úroveň sa zapnú automaty, ktoré nevyhnutne ponoria riadiace tyče hlboko do aktívnej zóny reaktora.

Je teda zrejmé, že riadiace alebo regulačné tyče hrajú dôležitú úlohu pri prevádzke tepelného jadrového reaktora.

A aby sa znížil únik neutrónov, jadro reaktora je obklopené neutrónovým reflektorom, ktorý do aktívnej zóny vrhá značné množstvo voľne emitovaných neutrónov. V zmysle reflektora sa zvyčajne používa rovnaká látka ako pre moderátor.

Jadro atómov moderátorskej látky má podľa normy relatívne malú hmotnosť, takže pri zrážke s ľahkým jadrom stráca neutrón prítomný v reťazci viac energie ako pri zrážke s ťažkým. Najbežnejšími moderátormi sú obyčajná voda alebo grafit.

zaujímavé fakt! Neutróny v procese jadrovej reakcie sa vyznačujú extrémne vysokou rýchlosťou pohybu, a preto je potrebný moderátor, ktorý tlačí neutróny, aby stratili časť svojej energie.

Ani jeden reaktor na svete nemôže normálne fungovať bez pomoci chladiva, pretože jeho účelom je odstrániť energiu, ktorá vzniká v srdci reaktora. Ako chladivo sa nevyhnutne používa kvapalina alebo plyny, pretože nie sú schopné absorbovať neutróny. Uveďme príklad chladiva pre kompaktný jadrový reaktor - vodu, oxid uhličitý a niekedy dokonca tekutý kovový sodík.

Princípy fungovania jadrového reaktora sú teda úplne založené na zákonitostiach reťazovej reakcie, jej priebehu. Všetky komponenty reaktora – moderátor, tyče, chladivo, jadrové palivo – plnia svoje úlohy a spôsobujú normálnu prevádzku reaktora.

Aké palivo sa používa pre jadrové reaktory a prečo sú zvolené práve tieto chemické prvky

Hlavným palivom v reaktoroch môžu byť izotopy uránu, tiež plutónium alebo tórium.

Už v roku 1934 si F. Joliot-Curie, ktorý pozoroval proces štiepenia jadra uránu, všimol, že v dôsledku chemickej reakcie je jadro uránu rozdelené na fragmenty-jadrá a dva alebo tri voľné neutróny. A to znamená, že existuje možnosť, že sa voľné neutróny spoja s inými jadrami uránu a vyvolajú ďalšie štiepenie. A tak, ako predpovedá reťazová reakcia: z troch jadier uránu sa uvoľní šesť až deväť neutrónov, ktoré sa opäť spoja s novovzniknutými jadrami. A tak ďalej do nekonečna.

Dôležité mať na pamäti! Neutróny, ktoré sa objavujú počas jadrového štiepenia, sú schopné vyvolať štiepenie jadier izotopu uránu hromadné číslo 235 a na zničenie jadier izotopu uránu s hmotnostným číslom 238 môže v procese rozpadu vzniknúť málo energie.

Urán číslo 235 je v prírode vzácny. Tvorí len 0,7 %, ale prírodný urán-238 zaberá priestrannejšie miesto a predstavuje 99,3 %.

Napriek takému malému podielu uránu-235 v prírode ho fyzici a chemici stále nemôžu odmietnuť, pretože je najefektívnejší pre prevádzku jadrového reaktora, čím ľudstvu znižuje náklady na proces získavania energie.

Kedy sa objavili prvé jadrové reaktory a kde sa dnes používajú

V roku 1919 už fyzici triumfovali, keď Rutherford objavil a opísal proces vzniku pohybujúcich sa protónov v dôsledku zrážky častíc alfa s jadrami atómov dusíka. Tento objav znamenal, že jadro izotopu dusíka sa v dôsledku zrážky s časticou alfa zmenilo na jadro izotopu kyslíka.

Pred objavením sa prvých jadrových reaktorov sa svet naučil niekoľko nových fyzikálnych zákonov, ktoré všetko interpretujú dôležité aspekty jadrovej reakcie. V roku 1934 teda F. Joliot-Curie, H. Halban, L. Kovarsky po prvý raz navrhli spoločnosti a okruhu svetových vedcov teoretický predpoklad a dôkazová základňa o možnosti jadrových reakcií. Všetky experimenty súviseli s pozorovaním štiepenia jadra uránu.

V roku 1939 E. Fermi, I. Joliot-Curie, O. Hahn, O. Frisch sledovali reakciu štiepenia jadier uránu pri ich bombardovaní neutrónmi. Vedci v priebehu výskumu zistili, že keď jeden zrýchlený neutrón vstúpi do jadra uránu, existujúce jadro sa rozdelí na dve alebo tri časti.

Reťazová reakcia bola prakticky preukázaná v polovici 20. storočia. V roku 1939 sa vedcom podarilo dokázať, že štiepením jedného jadra uránu sa uvoľní asi 200 MeV energie. Ale asi 165 MeV je pridelených kinetickej energii jadier fragmentov a zvyšok so sebou odnáša gama kvantá. Tento objav znamenal prelom v kvantovej fyzike.

E. Fermi pokračuje v práci a výskume ešte niekoľko rokov a prvý jadrový reaktor spúšťa v roku 1942 v USA. Stelesnený projekt sa nazýval „Chicago woodpile“ a bol umiestnený na koľajniciach. 5. septembra 1945 Kanada spustila svoj jadrový reaktor ZEEP. Európsky kontinent nezaostával a súčasne prebiehala výstavba inštalácie F-1. A pre Rusov je tu ešte jeden pamätný dátum – 25. decembra 1946 spúšťajú v Moskve reaktor pod vedením I. Kurčatova. Neboli to najvýkonnejšie jadrové reaktory, ale to bol začiatok vývoja atómu človekom.

Pre mierové účely bol v roku 1954 v ZSSR vytvorený vedecký jadrový reaktor. Prvá mierová loď na svete s jadrovou elektrárňou - jadrový ľadoborec"Lenin" - bol postavený v Sovietskom zväze v roku 1959. A ešte jeden úspech nášho štátu je jadrový ľadoborec Arktika. Táto povrchová loď prvýkrát na svete dosiahla severný pól. Stalo sa to v roku 1975.

Prvé prenosné jadrové reaktory fungovali na pomalých neutrónoch.

Kde sa používajú jadrové reaktory a aké typy ľudstvo používa

• Priemyselné reaktory. Používajú sa na výrobu energie v jadrových elektrárňach.
• Jadrové reaktory slúžiace ako pohon jadrových ponoriek.
• Experimentálne (prenosné, malé) reaktory. Bez nich ani jeden moderný vedecké skúsenosti alebo výskum.

Dnes sa vedecké svetlo naučilo odsoľovať pomocou špeciálnych reaktorov morská voda poskytnúť obyvateľstvu kvalitu pitná voda. V Rusku je v prevádzke veľa jadrových reaktorov. Podľa štatistík teda od roku 2018 v štáte funguje asi 37 blokov.

A podľa klasifikácie môžu byť nasledovné:

• Výskum (historický). Medzi ne patrí aj stanica F-1, ktorá vznikla ako experimentálne miesto na výrobu plutónia. I.V. Kurchatov pracoval na F-1, dohliadal na prvý fyzikálny reaktor.
• Výskum (aktívny).
• Zbrojnica. Ako príklad reaktor - A-1, ktorý vošiel do histórie ako prvý reaktor s chladením. Minulá sila jadrového reaktora je malá, ale funkčná.
• energie.
• Loď. Je známe, že ak je to potrebné a technicky uskutočniteľné, na lodiach a ponorkách sa používajú tlakovodné alebo tekuté kovové reaktory.
• Priestor. Ako príklad nazvime inštaláciu „Yenisei“. vesmírne lode, ktorá prichádza do činnosti, ak je potrebné získať dodatočné množstvo energie a bude potrebné ju získať pomocou solárne panely a izotopové zdroje.

Téma jadrových reaktorov je teda dosť rozsiahla, preto si vyžaduje hlboké štúdium a pochopenie zákonov kvantovej fyziky. Ale význam jadrových reaktorov pre energetiku a ekonomiku štátu je už nepochybne rozdúchaný aurou užitočnosti a výhod.

Zariadenie a princíp činnosti

Mechanizmus uvoľnenia energie

Premena látky je sprevádzaná uvoľnením voľnej energie len vtedy, ak má látka rezervu energií. To posledné znamená, že mikročastice látky sú v stave s pokojovou energiou väčšou ako v inom možnom stave, do ktorého prechod existuje. Spontánnemu prechodu vždy bráni energetická bariéra, na prekonanie ktorej musí mikročastica dostať zvonku určité množstvo energie – energiu excitácie. Exoenergetická reakcia spočíva v tom, že pri transformácii nasledujúcej po excitácii sa uvoľní viac energie, ako je potrebné na vybudenie procesu. Existujú dva spôsoby, ako prekonať energetickú bariéru: buď v dôsledku kinetickej energie zrážaných častíc, alebo v dôsledku väzbovej energie pristupujúcej častice.

Ak máme na pamäti makroskopické škály uvoľňovania energie, tak kinetickú energiu potrebnú na vybudenie reakcií musia mať všetky, alebo najskôr aspoň niektoré častice látky. To sa dá dosiahnuť len zvýšením teploty média na hodnotu, pri ktorej sa energia tepelného pohybu blíži k hodnote energetického prahu, ktorý obmedzuje priebeh procesu. V prípade molekulárnych premien, tzn chemické reakcie, takéto zvýšenie je zvyčajne v stovkách kelvinov, v prípade jadrových reakcií je to minimálne 10 7 z dôvodu veľmi vysoká nadmorská výška Coulombove bariéry zrážajúcich sa jadier. Tepelná excitácia jadrových reakcií sa v praxi uskutočňovala len pri syntéze najľahších jadier, pri ktorých sú Coulombove bariéry minimálne (termonukleárna fúzia).

Excitácia spájanými časticami nevyžaduje veľkú kinetickú energiu, a preto nezávisí od teploty média, pretože k nemu dochádza v dôsledku nevyužitých väzieb, ktoré sú súčasťou častíc príťažlivých síl. Ale na druhej strane sú samotné častice nevyhnutné na vybudenie reakcií. A ak opäť nezabúdame na samostatný akt reakcie, ale na produkciu energie v makroskopickom meradle, potom je to možné len vtedy, keď dôjde k reťazovej reakcii. Ten vzniká, keď sa častice, ktoré vzrušujú reakciu, znovu objavia ako produkty exoenergetickej reakcie.

Dizajn

Každý jadrový reaktor pozostáva z nasledujúcich častí:

• Jadro s jadrovým palivom a moderátorom;
• Neutrónový reflektor, ktorý obklopuje jadro;
• Systém regulácie reťazovej reakcie vrátane núdzovej ochrany;
• Radiačná ochrana;
• Systém diaľkového ovládania.

Fyzikálne princípy fungovania

Pozri tiež hlavné články:

Súčasný stav jadrového reaktora možno charakterizovať efektívnym multiplikačným faktorom neutrónov k alebo reaktivita ρ , ktoré sú spojené nasledujúcim vzťahom:

Tieto hodnoty sú charakterizované nasledujúcimi hodnotami:

• k> 1 - reťazová reakcia sa časom zvyšuje, reaktor je v nadkritické stav, jeho reaktivita ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - podkritické, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - počet štiepení jadra je konštantný, reaktor je v stajni kritický stave.

Kritický stav jadrového reaktora:

Prepočet multiplikačného faktora na jednotu sa dosiahne vyrovnaním násobenia neutrónov s ich stratami. Príčiny strát sú vlastne dva: záchyt bez štiepenia a únik neutrónov mimo chovné médium.

Je zrejmé, že k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 pre tepelné reaktory možno určiť pomocou takzvaného „vzorca 4 faktorov“:

• η je výťažok neutrónov na dve absorpcie.

Objemy moderných energetických reaktorov môžu dosahovať stovky m³ a nie sú určené najmä podmienkami kritickosti, ale možnosťami odvodu tepla.

Kritický objem jadrový reaktor - objem aktívnej zóny reaktora v kritickom stave. Kritické množstvo je hmotnosť štiepneho materiálu reaktora, ktorý je v kritickom stave.

Reaktory s najnižšou kritickou hmotnosťou majú vodné roztoky soli čistých štiepnych izotopov s vodným neutrónovým reflektorom. Pre 235 U je táto hmotnosť 0,8 kg, pre 239 Pu je to 0,5 kg. Je však všeobecne známe, že kritická hmotnosť pre reaktor LOPO (prvý reaktor na obohatený urán na svete), ktorý mal reflektor na báze oxidu berýlia, bola 0,565 kg, a to napriek skutočnosti, že stupeň obohatenia izotopom 235 bol len nepatrný. viac ako 14 %. Teoreticky má najmenšiu kritickú hmotnosť, pre ktorú je táto hodnota iba 10 g.

Aby sa znížil únik neutrónov, jadro má guľovitý alebo takmer guľovitý tvar, ako je krátky valec alebo kocka, pretože tieto čísla majú najmenší pomer plochy povrchu k objemu.

Napriek tomu, že hodnota (e - 1) je zvyčajne malá, úloha rýchleho násobenia neutrónov je pomerne veľká, pretože pre veľké jadrové reaktory (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Na spustenie reťazovej reakcie zvyčajne vzniká dostatok neutrónov počas spontánneho štiepenia jadier uránu. Na spustenie reaktora je možné použiť aj externý zdroj neutrónov, napríklad zmes a, alebo iných látok.

jódová jama

Jódová jama - stav jadrového reaktora po jeho odstavení, charakterizovaný akumuláciou krátkodobého izotopu xenónu. Tento proces vedie k dočasnému objaveniu sa výraznej negatívnej reaktivity, čo následne znemožňuje uviesť reaktor do projektovanej kapacity na určitú dobu (asi 1-2 dni).

Klasifikácia

Podľa dohody

Podľa charakteru použitia sa jadrové reaktory delia na:

• Energetické reaktory určené na výrobu elektrickej a tepelnej energie využívanej v energetickom sektore, ako aj na odsoľovanie morskej vody (odsoľovacie reaktory sú tiež klasifikované ako priemyselné). Takéto reaktory sa používali najmä v jadrových elektrárňach. Tepelný výkon moderných energetických reaktorov dosahuje 5 GW. V samostatnej skupine prideľte:
  • Transportné reaktory určené na dodávku energie do motorov vozidiel. Najširšími aplikačnými skupinami sú námorné transportné reaktory používané na ponorkách a rôznych hladinových plavidlách, ako aj reaktory využívané v kozmickej technike.
• Experimentálne reaktory, určené na štúdium rôznych fyzikálnych veličín, ktorých hodnota je nevyhnutná pre návrh a prevádzku jadrových reaktorov; výkon takýchto reaktorov nepresahuje niekoľko kW.
• Výskumné reaktory, v ktorej sa toky neutrónového a gama žiarenia vytvorené v aktívnej zóne využívajú na výskum v oblasti jadrovej fyziky, fyziky pevných látok, radiačnej chémie, biológie, na testovanie materiálov určených na prevádzku v intenzívnych neutrónových tokoch (vrátane častí jadrových reaktorov), na výrobu izotopov. Výkon výskumných reaktorov nepresahuje 100 MW. Uvoľnená energia sa zvyčajne nevyužíva.
• Priemyselné (zbrane, izotopové) reaktory používané na výrobu izotopov používaných v rôznych oblastiach. Najčastejšie sa používa na výrobu materiálov pre jadrové zbrane, ako je 239 Pu. Medzi priemyselné patria aj reaktory používané na odsoľovanie morskej vody.

Reaktory sa často používajú na riešenie dvoch alebo viacerých rôznych úloh, v takom prípade sa nazývajú viacúčelový. Napríklad niektoré energetické reaktory, najmä na úsvite jadrovej energetiky, boli určené hlavne na experimenty. Reaktory s rýchlymi neutrónmi môžu súčasne vyrábať energiu aj izotopy. Priemyselné reaktory okrem svojej hlavnej úlohy často vyrábajú elektrickú a tepelnú energiu.

Podľa neutrónového spektra

• Tepelný (pomalý) neutrónový reaktor ("tepelný reaktor")
• Rýchly neutrónový reaktor ("rýchly reaktor")

Podľa umiestnenia paliva

• Heterogénne reaktory, kde je palivo umiestnené v aktívnej zóne diskrétne vo forme blokov, medzi ktorými je moderátor;
• Homogénne reaktory, kde palivo a moderátor sú homogénnou zmesou (homogénny systém).

V heterogénnom reaktore môžu byť palivo a moderátor od seba vzdialené, najmä v dutinovom reaktore moderátor-reflektor obklopuje dutinu palivom, ktoré neobsahuje moderátor. Z jadrovo-fyzikálneho hľadiska nie je kritériom homogenity/heterogenity návrh, ale umiestnenie palivových blokov vo vzdialenosti presahujúcej dĺžku moderovania neutrónov v danom moderátore. Takzvané reaktory s „úzkou mriežkou“ sa teda počítajú ako homogénne, hoci v nich je palivo zvyčajne oddelené od moderátora.

Bloky jadrového paliva v heterogénnom reaktore sa nazývajú palivové zostavy (FA), ktoré sú umiestnené v aktívnej zóne v uzloch pravidelnej mriežky, ktorá tvorí bunky.

Podľa druhu paliva

• izotopy uránu 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• izotop plutónia 239 ( 239 Pu), tiež izotopy 239-242 Pu ako zmes s 238 U (palivo MOX)
• izotop tória 232 (232 Th) (prostredníctvom konverzie na 233 U)

Podľa stupňa obohatenia:

• prírodný urán
• nízko obohatený urán
• vysoko obohatený urán

Podľa chemického zloženia:

• kovové U
• UC (karbid uránu) atď.

Podľa typu chladiacej kvapaliny

• Plyn (pozri grafitovo-plynový reaktor)
• D 2 O (ťažká voda, pozri Ťažkovodný jadrový reaktor, CANDU)

Podľa typu moderátora

• C (grafit, pozri grafitovo-plynový reaktor, grafitovo-vodný reaktor)
• H 2 O (voda, pozri ľahkovodný reaktor, tlakovodný reaktor, VVER)
• D 2 O (ťažká voda, pozri Ťažkovodný jadrový reaktor, CANDU)
• Hydridy kovov
• Bez moderátora (pozri rýchly neutrónový reaktor)

Dizajnovo

spôsob výroby pary

• Reaktor s externým generátorom pary (pozri PWR, VVER)

klasifikácia MAAE

• PWR (tlakovodné reaktory) - tlakovodný reaktor (tlakovodný reaktor);
• BWR (varný reaktor) - varný reaktor;
• FBR (rýchly množivý reaktor) - rýchly množivý reaktor;
• GCR (gas-cooled reaktor) - plynom chladený reaktor;
• LWGR (light water graphite reaktor) - grafitovo-vodný reaktor
• PHWR (tlakový ťažký vodný reaktor) - ťažkovodný reaktor

Najbežnejšie vo svete sú tlakovodné (asi 62 %) a vriace (20 %) reaktory.

Materiály reaktora

Materiály, z ktorých sú reaktory postavené, pracujú pri vysokej teplote v oblasti neutrónov, γ-kvant a štiepnych fragmentov. Preto nie všetky materiály používané v iných odvetviach technológie sú vhodné na stavbu reaktorov. Pri výbere materiálov reaktora sa berie do úvahy ich radiačná odolnosť, chemická inertnosť, absorpčný prierez a ďalšie vlastnosti.

Radiačná nestabilita materiálov je menej ovplyvnená vysokými teplotami. Pohyblivosť atómov je taká veľká, že sa výrazne zvyšuje pravdepodobnosť návratu atómov vyrazených z kryštálovej mriežky na ich miesto alebo rekombinácie vodíka a kyslíka na molekulu vody. Vo výkonových bezvarových reaktoroch (napríklad VVER) je teda rádiolýza vody nevýznamná, kým pri výkonných výskumných reaktoroch sa uvoľňuje značné množstvo výbušnej zmesi. Reaktory majú špeciálne systémy na jeho spaľovanie.

Materiály reaktora prichádzajú do vzájomného kontaktu (obloženie palivového článku chladivom a jadrovým palivom, palivové kazety s chladivom a moderátorom atď.). Prirodzene, kontaktné materiály musia byť chemicky inertné (kompatibilné). Príkladom nekompatibility je urán a horúca voda vstupujúca do chemickej reakcie.

Pri väčšine materiálov sa pevnostné vlastnosti prudko zhoršujú so zvyšujúcou sa teplotou. V energetických reaktoroch fungujú konštrukčné materiály pri vysokých teplotách. To obmedzuje výber konštrukčných materiálov, najmä tých častí energetického reaktora, ktoré musia odolávať vysokému tlaku.

Spaľovanie a reprodukcia jadrového paliva

Počas prevádzky jadrového reaktora dochádza v dôsledku hromadenia štiepnych fragmentov v palive k zmenám jeho izotopového a chemického zloženia a vznikajú transuránové prvky, hlavne izotopy. Vplyv štiepnych fragmentov na reaktivitu jadrového reaktora je tzv otravy(pre rádioaktívne fragmenty) a struska(pre stabilné izotopy).

Hlavným dôvodom otravy reaktora je, že má najväčší absorpčný prierez neutrónov (2,6 10 6 stodola). Polčas rozpadu 135 Xe T 1/2 = 9,2 h; výťažok delenia je 6-7%. Hlavná časť 135 Xe vzniká v dôsledku rozpadu ( T 1/2 = 6,8 hodiny). V prípade otravy sa Kef mení o 1-3%. Veľký absorpčný prierez 135 Xe a prítomnosť prechodného izotopu 135 I vedú k dvom dôležitým javom:

1. K zvýšeniu koncentrácie 135 Xe a následne k zníženiu reaktivity reaktora po jeho odstavení alebo znížení výkonu („jódová jama“), čo znemožňuje krátkodobé odstávky a kolísanie výstupného výkonu. Tento efekt je prekonaný zavedením rezervy reaktivity v regulačných orgánoch. Hĺbka a trvanie jódovej studne závisí od toku neutrónov Ф: pri Ф = 5 10 18 neutrón/(cm² s), trvanie jódovej jamky je ~ 30 h a hĺbka je 2-krát väčšia ako stály zmena stavu v Keff spôsobená otravou 135 Xe.
2. V dôsledku otravy môže dochádzať k časopriestorovým výkyvom toku neutrónov Ф a tým aj výkonu reaktora. Tieto oscilácie sa vyskytujú pri Ф > 10 18 neutrónov/(cm² s) a veľké veľkosti reaktor. Doba oscilácie ~ 10 h.

Počas jadrového štiepenia, veľké číslo stabilné fragmenty, ktoré sa líšia svojimi absorpčnými prierezmi v porovnaní s absorpčným prierezom štiepneho izotopu. Koncentrácia fragmentov s veľkú hodnotu absorpčný prierez dosiahne nasýtenie počas prvých dní prevádzky reaktora. Ide najmä o TVEL rôzneho „vekového“ veku.

Kedy úplná výmena paliva má reaktor prebytok reaktivity, ktorý je potrebné kompenzovať, pričom v druhom prípade je kompenzácia potrebná až pri prvom spustení reaktora. Nepretržité dopĺňanie paliva umožňuje zvýšiť hĺbku vyhorenia, pretože reaktivita reaktora je určená priemernými koncentráciami štiepnych izotopov.

Hmotnosť naloženého paliva prevyšuje hmotnosť nenaloženého v dôsledku „váhy“ uvoľnenej energie. Po odstavení reaktora, najskôr najmä v dôsledku štiepenia oneskorenými neutrónmi a následne po 1-2 minútach vplyvom β- a γ-žiarenia štiepnych úlomkov a transuránových prvkov, sa v palive naďalej uvoľňuje energia. Ak reaktor pracoval dostatočne dlho pred odstavením, potom 2 minúty po odstavení je uvoľnenie energie asi 3%, po 1 hodine - 1%, po dni - 0,4%, po roku - 0,05% počiatočného výkonu.

Pomer počtu štiepnych izotopov Pu vytvorených v jadrovom reaktore k množstvu vyhorených 235 U je tzv. konverzný kurz K K. Hodnota K K sa zvyšuje s klesajúcim obohatením a vyhorením. Pre ťažkovodný reaktor na prírodný urán s vyhorením 10 GW deň/t K K = 0,55 a pre malé vyhorenia (v tomto prípade je K K tzv. počiatočný koeficient plutónia) KK = 0,8. Ak jadrový reaktor horí a produkuje rovnaké izotopy (množivý reaktor), potom sa pomer rýchlosti reprodukcie k rýchlosti vyhorenia nazýva tzv. miera reprodukcie K V. V tepelných reaktoroch K V< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g rastie a a padá.

Riadenie jadrového reaktora

Riadenie jadrového reaktora je možné len vďaka tomu, že pri štiepení časť neutrónov vyletí z úlomkov s oneskorením, ktoré sa môže pohybovať od niekoľkých milisekúnd až po niekoľko minút.

Na riadenie reaktora sa používajú absorbčné tyče zavedené do aktívnej zóny, vyrobené z materiálov, ktoré silne absorbujú neutróny (hlavne a niektoré ďalšie) a / alebo roztok kyseliny boritej pridávaný do chladiva v určitej koncentrácii (regulácia bóru). . Pohyb tyčí je riadený špeciálnymi mechanizmami, pohonmi, pracujúcimi na signáloch od operátora alebo zariadenia automatická regulácia tok neutrónov.

V prípade rôznych havarijných stavov v každom reaktore je zabezpečené havarijné ukončenie reťazovej reakcie, realizované zhodením všetkých absorbčných tyčí do aktívnej zóny - systém havarijnej ochrany.

Zvyškové teplo

Dôležitou otázkou priamo súvisiacou s jadrovou bezpečnosťou je rozpadové teplo. Ide o špecifikum jadrového paliva, ktoré spočíva v tom, že po ukončení štiepnej reťazovej reakcie a tepelnej zotrvačnosti, ktorá je bežná pre akýkoľvek zdroj energie, sa v reaktore dlhodobo uvoľňuje teplo, čím vzniká tzv. množstvo technicky zložitých problémov.

Rozpadové teplo je dôsledkom β- a γ- rozpadu produktov štiepenia, ktoré sa nahromadili v palive počas prevádzky reaktora. Jadrá štiepnych produktov v dôsledku rozpadu prechádzajú do stabilnejšieho alebo úplne stabilného stavu s uvoľnením významnej energie.

Hoci rýchlosť uvoľňovania zvyškového tepla rýchlo klesá na hodnoty, ktoré sú v porovnaní so stacionárnymi hodnotami malé, vo vysokovýkonných reaktoroch je v absolútnom vyjadrení významná. Z tohto dôvodu si uvoľňovanie rozpadového tepla vyžaduje dlhý čas na zabezpečenie odvodu tepla z aktívnej zóny reaktora po jeho odstavení. Táto úloha si vyžaduje prítomnosť chladiacich systémov so spoľahlivým napájaním v projekte reaktorového zariadenia a zároveň si vyžaduje dlhodobé (do 3-4 rokov) skladovanie vyhoreného jadrového paliva v skladoch so špeciálnym teplotný režim- bazény vyhoreného paliva, ktoré sa zvyčajne nachádzajú v bezprostrednej blízkosti reaktora.

pozri tiež

• Zoznam jadrových reaktorov navrhnutých a vyrobených v Sovietskom zväze

Literatúra

• Levin V.E. Jadrová fyzika a jadrové reaktory. 4. vyd. - M.: Atomizdat, 1979.
• Shukolyukov A. Yu. „Urán. prírodný jadrový reaktor. "Chémia a život" č. 6, 1980, s. 20-24

Poznámky

1. "ZEEP - Kanada's First Nuclear Reactor", Canada Science and Technology Museum.
2. Greshilov A. A., Egupov N. D., Matushchenko A. M. Jadrový štít. - M .: Logos, 2008. - 438 s. -