Презентация на тему: ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Ядерный реактор CROCUS
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
История
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Основанный на свидетельстве очевидца рисунок, изображающий запуск « Чикагской поленницы ».
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Цепная ядерная реакция
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Физические принципы работы
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Классификация
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
По спектру нейтронов
По размещению топлива
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
По виду топлива
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
По виду теплоносителя
По роду замедлителя
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Классификация МАГАТЭ
Материалы реакторов
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Выгорание и воспроизводство ядерного топлива
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Управление ядерным реактором
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Остаточное тепловыделение
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Литература
Примечания
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Ссылки
Источник
1/77
Средняя оценка: 4.4/5 (всего оценок: 1)
Код скопирован в буфер обмена
Скачать (405 Кб)
1

Первый слайд презентации: ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

Изображение слайда
2

Слайд 2: Ядерный реактор CROCUS

Изображение слайда
3

Слайд 3

Я́дерный реа́ктор  — это устройство, в котором осуществляется управляемая  цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в  США  под руководством  Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал  ZEEP, запущенный в  Канаде  в сентябре  1945 года [1]. В Европе первым ядерным реактором стала установка  Ф-1, заработавшая  25 декабря   1946 года  в Москве под руководством  И. В. Курчатова. [2]

Изображение слайда
4

Слайд 4

К  1978 году  в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в 1 сек.

Изображение слайда
5

Слайд 5: История

Теоретическую группу  «Урановый проект»   нацистской Германии, работающую в  Обществе кайзера Вильгельма, возглавлял  Вайцзеккер, но лишь формально. Фактическим лидером стал  Гейзенберг, разрабатывающий теоретические основы цепной реакции, Вайцзеккер же с группой участников сосредоточился на создании «урановой машины» — первого реактора. Поздней весной 1940 года один из учёных группы —  Хартек  — провёл первый опыт с попыткой создания цепной реакции, используя оксид урана и твёрдый графитовый замедлитель.

Изображение слайда
6

Слайд 6

Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В 1941 году в  Лейпцигском университете  участником группы Гейзенберга  Дёпелем  был построен стенд с тяжеловодным замедлителем, в экспериментах на котором к маю 1942 года удалось достичь производства нейтронов в количестве, превышающем их поглощение. Полноценной цепной реакции немецким учёным удалось достичь в феврале 1945 года в эксперименте, проводимом в горной выработке близ  Хайгерлоха. Однако спустя несколько недель ядерная программа Германии прекратила существование [3] [4].

Изображение слайда
7

Слайд 7: Основанный на свидетельстве очевидца рисунок, изображающий запуск « Чикагской поленницы »

Изображение слайда
8

Слайд 8

Цепная реакция деления ядер  (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре  1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая  Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный « Чикагской поленницей » ( Chicago Pile-1,  CP-1 ). Он состоял из  графитовых  блоков, между которыми были расположены шары из природного  урана  и его  двуокиси.  Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер  235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых  нейтронов, называют  реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много  замедлителя  по сравнению с ядерным топливом.

Изображение слайда
9

Слайд 9

В  СССР  теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика  И. В. Курчатова. Первый советский реактор  Ф-1  был построен в  Лаборатории № 2 АН СССР  ( Москва ). Этот реактор выведен в критическое состояние  25 декабря   1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни.

Изображение слайда
10

Слайд 10

Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко — единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В  1948 году  введён в действие  реактор И-1  (по другим данным он назывался  А-1 ) по производству  плутония, а  27 июня   1954 года  вступила в строй  первая в мире атомная электростанция  электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Изображение слайда
11

Слайд 11: Цепная ядерная реакция

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует  энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения.  Экзоэнергетическая реакция  состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт  кинетической энергии  сталкивающихся частиц, либо за счёт  энергии связи  присоединяющейся частицы.

Изображение слайда
12

Слайд 12

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни  кельвинов, в случае же ядерных реакций — это минимум 107  K  из-за очень большой высоты  кулоновских барьеров  сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны ( термоядерный синтез ).

Изображение слайда
13

Слайд 13

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Изображение слайда
14

Слайд 14

Изображение слайда
15

Слайд 15

Схематическое устройство  гетерогенного реактора  на тепловых нейтронах 1 —  Управляющий стержень ; 2 —  Радиационная защита ; 3 —  Теплоизоляция ; 4 —  Замедлитель ; 5 —  Ядерное топливо ; 6 —  Теплоноситель.

Изображение слайда
16

Слайд 16

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей: Активная зона  с  ядерным топливом  и  замедлителем ; Отражатель нейтронов, окружающий активную зону; Теплоноситель ; Система регулирования цепной реакции, в том числе  аварийная защита ; Радиационная защита; Система дистанционного управления.

Изображение слайда
17

Слайд 17

Изображение слайда
18

Слайд 18

Изображение слайда
19

Слайд 19

Изображение слайда
20

Слайд 20

Изображение слайда
21

Слайд 21

Изображение слайда
22

Слайд 22

Изображение слайда
23

Слайд 23

Изображение слайда
24

Слайд 24

Изображение слайда
25

Слайд 25

Изображение слайда
26

Слайд 26

Изображение слайда
27

Слайд 27

Изображение слайда
28

Слайд 28

Изображение слайда
29

Слайд 29

Изображение слайда
30

Слайд 30

Изображение слайда
31

Слайд 31

Изображение слайда
32

Слайд 32

Изображение слайда
33

Слайд 33: Физические принципы работы

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным  коэффициентом размножения нейтронов   k  или реактивностью  ρ, которые связаны следующим соотношением: Для этих величин характерны следующие значения: k  > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в  надкритичном  состоянии, его реактивность  ρ  > 0; k  < 1 — реакция затухает, реактор —  подкритичен,  ρ  < 0; k  = 1,  ρ  = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном  критическом  состоянии.

Изображение слайда
34

Слайд 34

Условие критичности ядерного реактора: , где есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объёма. k0 — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров. Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Изображение слайда
35

Слайд 35

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды. Очевидно, что k < k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

Изображение слайда
36

Слайд 36: Классификация

По назначению По характеру использования ядерные реакторы делятся на [5] [6] [7] : Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в  энергетике, а также для  опреснения морской воды  (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение  такие реакторы получили на  атомных электростанциях. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5  ГВт.

Изображение слайда
37

Слайд 37

В отдельную группу выделяют: Транспортные реакторы, предназначенные для снабжением энергией двигатели транспортных средств. Наиболее широкие группы применения — морские транспортные реакторы, применяющиеся на  подводных лодках  и различных  надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в  космической технике. Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких  кВт.

Изображение слайда
38

Слайд 38

Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и  гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области  ядерной физики,  физики твёрдого тела,  радиационной химии,  биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.

Изображение слайда
39

Слайд 39

Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки  изотопов, применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства  ядерных оружейных  материалов, например 239Pu. Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для  опреснения морской воды.

Изображение слайда
40

Слайд 40

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются  многоцелевыми. Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

Изображение слайда
41

Слайд 41: По спектру нейтронов

Реактор на тепловых (медленных) нейтронах  («тепловой реактор») Реактор на быстрых нейтронах  («быстрый реактор») Реактор на промежуточных нейтронах Реактор со смешанным спектром

Изображение слайда
42

Слайд 42: По размещению топлива

Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель; Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь ( гомогенную систему ).

Изображение слайда
43

Слайд 43

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Изображение слайда
44

Слайд 44

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются  тепловыделяющими сборками  (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя  ячейки.

Изображение слайда
45

Слайд 45: По виду топлива

изотопы урана 235, 238, 233 ( 235U,  238U,  233U ) изотоп плутония 239 ( 239Pu ), также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U ( MOX-топливо ) изотоп тория 232 (232Th) (посредством преобразования в 233U) По степени обогащения: природный уран слабо обогащённый уран высоко обогащённый уран

Изображение слайда
46

Слайд 46

По химическому составу: металлический U UO2 ( диоксид урана ) UC ( карбид урана ) и т. д.

Изображение слайда
47

Слайд 47: По виду теплоносителя

H2O ( вода, см.  Водо-водяной реактор ) Газ, (см.  Графито-газовый реактор ) D2O ( тяжёлая вода, см.  Тяжеловодный ядерный реактор,  CANDU ) Реактор с органическим теплоносителем Реактор с жидкометаллическим теплоносителем Реактор на расплавах солей Реактор с твердым теплоносителем

Изображение слайда
48

Слайд 48: По роду замедлителя

С ( графит, см.  Графито-газовый реактор,  Графито-водный реактор ) H2O (вода, см.  Легководный реактор,  Водо-водяной реактор,  ВВЭР ) D2O (тяжёлая вода, см.  Тяжеловодный ядерный реактор,  CANDU ) Be, BeO Гидриды  металлов Без замедлителя (см.  Реактор на быстрых нейтронах )

Изображение слайда
49

Слайд 49

По конструкции Корпусные реакторы Канальные реакторы По способу генерации пара Реактор с внешним  парогенератором  (См.  Водо-водяной реактор,  ВВЭР ) Кипящий реактор

Изображение слайда
50

Слайд 50: Классификация МАГАТЭ

PWR (pressurizedwaterreactors) —  водо-водяной реактор  (реактор с водой под давлением); BWR (boiling water reactor) —  кипящийреактор ; FBR (fastbreederreactor) —  реактор-размножитель   на быстрых нейтронах ; GCR (gas-cooled reactor) —  газоохлаждаемыйреактор ; LWGR (light water graphite reactor) —  графито - водныйреактор PHWR (pressurised heavy water reactor) —  тяжеловодныйреактор Наиболее распространёнными  в мире  являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Изображение слайда
51

Слайд 51: Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле  нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность,  сечение  поглощения и другие свойства.

Изображение слайда
52

Слайд 52

Оболочки  ТВЭЛов, каналы,  замедлители  ( отражатели ) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает  коэффициент воспроизводства  КВ. Для  поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Изображение слайда
53

Слайд 53

Быстрые  нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из  кристаллической решётки  или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и  теплопроводность  материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например,  вода  разлагается на  кислород  и  водород. Это явление известно под названием  радиолиза  воды.

Изображение слайда
54

Слайд 54

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация  водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например,  ВВЭР ), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания.

Изображение слайда
55

Слайд 55

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка  ТВЭЛа  с  теплоносителем  и  ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и  замедлителем  и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

Изображение слайда
56

Слайд 56

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Изображение слайда
57

Слайд 57: Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов  Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется  отравлением  (для радиоактивных осколков) и  зашлаковыванием  (для стабильных изотопов).

Изображение слайда
58

Слайд 58

Основная причина отравления реактора —  135Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн).  Период полураспада  135Xe  T 1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7 %. Основная часть 135Xe образуется в результате распада  135I  ( T 1/2 =  6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3 %. Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям:

Изображение слайда
59

Слайд 59

К увеличению концентрации 135Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности ( «иодная яма» ), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·1018 нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение Кэф, вызванное отравлением 135Xe.

Изображение слайда
60

Слайд 60

Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 1018 нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч. При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это  149Sm, изменяющий Кэф на 1 %). Концентрация осколков с малым значением сечения поглощения и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени. Образование трансурановых элементов в ядерном реакторе происходит по следующим схемам:

Изображение слайда
61

Слайд 61

235U  + n →  236U  + n →  237U  →(7 сут)→  237Np  + n →  238Np  →(2,1 сут)→  238Pu 238U  + n →  239U  →(23 мин)→  239Np  →(2,3 сут)→  239Pu  (+осколки) + n →  240Pu  + n →  241Pu  (+осколки) + n →  242Pu  + n →  243Pu  →(5 ч)→  243Am  + n →  244Am  →(26 мин)→  244Cm

Изображение слайда
62

Слайд 62

Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона. В начале работы реактора происходит линейное накопление 239Pu, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235U), чем меньше обогащение урана. Далее концентрация 239Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238U и 239Pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239Pu ~ 3/Ф лет (Ф в ед. 1013 нейтронов/см²×сек). Изотопы 240Pu, 241Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в ядерном реакторе после регенерации ядерного топлива.

Изображение слайда
63

Слайд 63

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 тонну   топлива. Эта величина составляет: ˜ 10 Гвт·сут/т — реакторы на тяжёлой воде; ˜ 20-30 Гвт·сут/т — реакторы на слабообогащённом уране (2—3 % 235U); до 100 Гвт·сут/т — реакторы на быстрых нейтронах. Выгорание 1 Гвт·сут/т соответствует сгоранию 0,1 % ядерного топлива.

Изображение слайда
64

Слайд 64

По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из всей активной зоны или постепенно, оставляя в работе  ТВЭЛы  разных «возрастов». В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Изображение слайда
65

Слайд 65

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч — 1 %, через сутки — 0,4 %, через год — 0,05 % от первоначальной мощности.

Изображение слайда
66

Слайд 66

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235U называется  коэффициентом конверсии  KK. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т KK = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае KK называется  начальным плутониевым коэффициентом ) KK = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы ( реактор-размножитель ), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется  коэффициентом воспроизводства  КВ. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4-1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239Pu, для быстрых нейтронов  g  растёт, а  а  падает.

Изображение слайда
67

Слайд 67: Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть  нейтронов  при  делении   вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут. Для управления реактором используют  поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном  В,  Cd  и некоторые др.) и/или раствор  борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в  теплоноситель  ( борное регулирование ). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

Изображение слайда
68

Слайд 68

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение  цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней — система  аварийной защиты.

Изображение слайда
69

Слайд 69: Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с  ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Изображение слайда
70

Слайд 70

Остаточное тепловыделение является следствием  β-  и  γ-   распада   продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора.  Ядра  продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии. Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки.

Изображение слайда
71

Слайд 71

Эта задача требует наличия в конструкции  реакторной установки  систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения  отработавшего ядерного топлива  в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора [8] [9] [10] [11].

Изображение слайда
72

Слайд 72: Литература

БСЭ Левин В. Е.  Ядерная физика и ядерные реакторы.  4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979. Шуколюков А. Ю. «Уран. Природный ядерный реактор». «Химия и Жизнь» № 6, 1980 г., с. 20-24

Изображение слайда
73

Слайд 73: Примечания

↑   «ZEEP — Canada’s First Nuclear Reactor», Canada Science and Technology Museum. ↑   Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М.  Ядерный щит. — М.: Логос, 2008. — 438 с. —  ISBN 978-5-98704-272-0 ↑   Horst Kant   Werner Heisenberg and the German Uranium Project   ( англ.).  Preprint 203.  Max Planck Institute for the History of Science  (2002).  Архивировано   изпервоисточника 30 мая 2012.  Проверено 10 февраля 2012. ↑   Круглов А. К.  Как создавалась атомная промышленность в СССР. — М.: ЦНИИатоминформ, 1995. — 380 с. —  ISBN 5-85165-011-7

Изображение слайда
74

Слайд 74

↑   Дементьев Б. А.  Ядерные энергетические реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — 351 с. —  ISBN 5-283-03836-X ↑   Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С.  Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов / Под ред. Г. А. Батя. — М.: Энергоиздат, 1982. — С. 31. — 511 с. ↑   Angelo, Joseph A.   Nuclear technology. — USA:  Greenwood Press, 2004. — P. 275—276. — 647 p. — (Sourcebooks in modern technology). —  ISBN 1-57356-336-6 ↑   Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — 604 с. — 1000 экз. —  ISBN 978-5-98704-496-4 ↑   Кириллов П. Л., Богословская Г. П.  Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. — М.: Энергоатомиздат, 2000. — 456 с. — 1000 экз. —  ISBN 5-283-03636-7

Изображение слайда
75

Слайд 75

↑   Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В.  Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 359 с. — 3400 экз. —  ISBN 5-283-03818-1 ↑   Сидоренко В. А.  Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М.: Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики). — 3000 экз.

Изображение слайда
76

Слайд 76: Ссылки

Энергетические блоки атомного подводного флота Ядерные технологии Категории : Ядерный реактор Ядерные реакторы Ядерная физика Ядерная химическая технология

Изображение слайда
77

Последний слайд презентации: ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР: Источник

https://ru.wikipedia.org/wiki/ Ядерный_реактор

Изображение слайда