Ядерный реактор

Министерство  науки и образования РФ

ФГОУ  СПО «Тульский государственный технический колледж» имени конструктора- оружейника С.И. Мосина»

 

Реферат

По физике на тему:

Ядерный реактор.

 

 

 

                                                                                               Выполнила:

                                                                          Студентка группы 1-080501

                                                                                           Киселева Ольга

                                                                                                   Проверила:

                                                                                Преподаватель физики

                                                                           Хлопенова Нина Васильевна

 

 

Тула 2011 год

 

 

Оглавление

1.Введение…………………………………………………………………….3

2.Немного ядерной физики…………………………………………………..4

3. Ядерный реактор…………………………………………………………...7

4. Устройство различных  типов ядерных реакторов……………………….9

5.Сравнение…………………………………………………………………..15

6. Факторы опасности ядерных  реакторов…………………………………16

7. Заключение………………………………………………………………...17

Список литературы…………………………………………………………..18

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1.Введение.

Опасна ли ядерная энергетика? Этим вопросом особенно часто стали  задаваться в последнее время, особенно после аварий на атомных  электростанциях  Тримайл-Айленд и Чернобыльской  АЭС. И если опасность все же имеется, то каким образом можно уменьшить  риск неприятных последствий аварии? И где же причина того или иного  фактора опасности?

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2.Немного ядерной  физики.

Для лучшего уяснения принципов  работы ядерного реактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце  изложим основные моменты физики реакторов.   

Ядерный реактор - аппарат, в  котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов  в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде  выделяет элементарные частицы, способные  вызвать распад других ядер.

Деление атомного ядра может  произойти самопроизвольно или  при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в  ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

 В качестве делящегося  вещества в настоящее время  могут использоваться изотопы  урана — уран-235 и уран-238, а  также плутоний-239.

 В ядерном реакторе  происходит цепная реакция. Ядра  урана или плутония распадаются,  при этом образуются два-три  ядра элементов середины таблицы  Менделеева, выделяется энергия,  излучаются гамма-кванты и образуются  два или три нейтрона, которые,  в свою очередь, могут прореагировать  с другими атомами и, вызвав  их деление, продолжить цепную  реакцию. Для распада какого-либо  атомного ядра необходимо попадание  в него элементарной частицы  с определенной энергией (величина  этой энергии должна лежать  в определенном диапазоне: более  медленная или более быстрая  частица просто оттолкнется от  ядра, не проникнув в него). Наибольшее  значение в ядерной энергетике  имеют нейтроны.

В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два  вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному  влияют на ядра делящихся элементов.

Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых  нейтрона. Вследствие того, что эти  быстрые нейтроны замедляются в  веществе урана-238 до скоростей, неспособных  вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.

Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране  протекать не может.

 В уране-235 цепная реакция  протекать может, так как наиболее  эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в  3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно  длинном их пробеге в толще  урана без риска быть поглощенными  посторонними веществами или  при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое  количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся  изотоп - плутоний-239), то в современных  ядерных реакторах необходимо для  замедления нейтронов применять  не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального  протекания цепной реакции при использовании  в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и  радиоактивные отходы.

Графит хорошо замедляет  нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому  при использовании графита в  качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при  использовании легкой воды.

Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании  тяжелой воды в качестве замедлителя  можно использовать менее обогащенный  уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.

При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может  быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование  ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе  может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее  время он является одним из основных компонентов начинки атомных  бомб.)  Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка.

Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов  является создание реакторов без  необходимости их замедлять - реакторов  на быстрых нейтронах. В таком  реакторе основным делящимся веществом  является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как  дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного  при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии  и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана  замедлившегося нейтрона он превратится  в плутоний-239, возобновляя тем  самым запасы ядерного топлива в  реакторе. В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

Таким образом, в ядерном  реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный  уран с замедлителем, мало поглощающем  нейтроны, либо сплав плутония с  ураном без замедлителя. О различных  типах ядерных реакторов, реализующих  эти три возможности разными  способами, будет говориться дальше.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

3 . Ядерный реактор.

Схема атомного реактора.

Как уже указывалось, элементами для реакторов на тепловых нейтронах  являются тепловыделитель, замедлитель  и теплоноситель.

На данном рисунке представлена типичная схема активной зоны. Через  реактор с помощью насосов (обычно называемых циркуляционными) прокачивается  теплоноситель, поступающий потом  или на турбину (в РБМК) или в  теплообменник (в остальных типах  реакторов). Нагретый теплоноситель  теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии  на выработку электричества. Из турбины  теплоноситель поступает в конденсатор  для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для  оптимальной работы параметрами. Также  в реакторе имеется система управления им (на рисунке не показана), которая  состоит из набора стержней диаметром  в несколько сантиметров и  длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.

Реакторы, работающие на быстрых  нейтронах, устроены несколько иначе. О них будет сказано ниже.

Несколько терминов:

Топливная кассета - конструкция  из таблеток урана и собирающего  их

вместе корпуса толщиной 10-20 см и длиной в несколько метров, являющаяся выделителем энергии  за счет распада урана. Материалом корпуса  обычно является цирконий.

ТВС - тепловыделяющая сборка - топливная кассета и ее крепление. ТВС находится в активной зоне реактора.

СУЗ - система управления защитой. В основном состоит из нейтронопоглощающих  стержней.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

4. Устройство различных  типов ядерных реакторов.

В настоящее время в  мире существует пять типов ядерных  реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной  Энергетический реактор), РБМК (Реактор  Большой Мощности Канальный), реактор  на тяжелой воде, реактор с шаровой  засыпкой и газовым контуром, реактор  на быстрых нейтронах. У каждого  типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции  могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной  Европе, реакторов типа РБМК много  в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились  в Америке. Параметры этих реакторов  лучше всего представить в  виде таблицы.

ВВЭР 

Реакторы ВВЭР являются самым  распространенным типом реакторов  в России. Весьма привлекательны дешевизна  используемого в них теплоносителя- замедлителя и относительная  безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования  в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и  теплоносителем является обычная  легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4.5% уран. 

Как видно из схемы, он имеет  два контура. Первый контур, реакторный, полностью изолирован от второго, что  уменьшает радиоактивные выбросы  в атмосферу. Циркуляционные насосы (насос первого контура на схеме  не показан) прокачивают воду через  реактор и теплообменник (питание  циркуляционных насосов происходит от турбины). Вода реакторного контура  находится под повышенным давлением, так что несмотря на ее высокую  температуру (293 градуса - на выходе, 267 - на входе в реактор) ее закипания  не происходит. Вода второго контура  находится под обычным давлением, так что в теплообменнике она  превращается в пар. В теплообменнике-парогенераторе теплоноситель, циркулирующий по первому  контуру, отдает тепло воде второго контура. Пар, генеруемый в парогенераторе, по главным паропроводам второго контура поступает на турбины и, отдает часть своей энергии на вращение турбины, после чего поступает в конденсатор. Конденсатор, охлаждаемый водой циркуляционного контура (так сказать, третий контур), обеспечивает сбор и конденсацию отработавшего пара. Конденсат, пройдя систему подогревателей, подается снова в теплообменник.

Энергетическая мощность большинства реакторов ВВЭР в  нашей стране - 1000 мегаватт (Мвт).

Строение активной зоны реактора ВВЭР. Она имеет прочный наружный стальной корпус, могущий в случае непредвиденных обстоятельств локализовать возможную аварию. Корпус полностью  заполнен водой под высоким давлением. В середине активной зоны расположены  ТВС с шагом в 20-25 см. Некоторые  ТВС дополнены сверху поглотителем из бороциркониевого сплава и нитрида  бора и способны находится в активной зоне или бороциркониевой частью, или урановой - таким образом осуществляется регулирование цепной реакции. Вода подается в реактор снизу под  давлением.

Сверху реактор закрыт стальной крышкой, герметизирующей  его корпус и являющейся биозащитой.

РБМК 

РБМК построен по несколько  другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение - из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину.   Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема - на рис.4.