Реактор представляет собой. Виды химических реакторов

Класс: 9

Презентация к уроку

Назад Вперёд

Внимание! Предварительный просмотр слайдов используется исключительно в ознакомительных целях и может не давать представления о всех возможностях презентации. Если вас заинтересовала данная работа, пожалуйста, загрузите полную версию.

Цели урока:

Образовательные: актуализация имеющихся знаний; продолжить формирование понятий: деление ядер урана, цепная ядерная реакция, условия её протекания, критическая масса; ввести новые понятия: ядерный реактор, основные элементы ядерного реактора, устройство ядерного реактора и принцип его действия, управление ядерной реакцией, классификация ядерных реакторов и их использование;
Развивающие: продолжить формирование умений наблюдать и делать выводы, а также развивать интеллектуальные способности и любознательность учащихся;
Воспитательные: продолжить воспитание отношения к физике как к экспериментальной науке; воспитывать добросовестное отношение к труду, дисциплинированность, положительное отношение к знаниям.

Тип урока: изучение нового материала.

Оборудование: мультимедийная установка.

Ход урока

1. Организационный момент.

Ребята! Сегодня на уроке мы с вами повторим деление ядер урана, цепную ядерную реакцию, условия её протекания, критическую массу, узнаем, что такое ядерный реактор, основные элементы ядерного реактора, устройство ядерного реактора и принцип его действия, управление ядерной реакцией, классификацию ядерных реакторов и их использование.

2. Проверка изученного материала.

Механизм деления ядер урана.
Расскажите о механизме протекания цепной ядерной реакции.
Приведите пример ядерной реакции деления ядра урана.
Что называется критической массой?
Как идет цепная реакция в уране, если его масса меньше критической, больше критической?
Чему равна критическая масса урана 295, можно ли уменьшить критическую массу?
Какими способами можно изменить ход цепной ядерной реакции?
С какой целью замедляют быстрые нейтроны?
Какие вещества используют в качестве замедлителей?
За счет каких факторов можно увеличить число свободных нейтронов в куске урана, обеспечив тем самым возможность протекания в нем реакции?

3. Объяснение нового материала.

Ребята, ответьте на такой вопрос: А что является главной частью любой атомной электростанции? (ядерный реактор )

Молодцы. Итак, ребята сейчас более подробно остановимся на этом вопросе.

Историческая справка.

Игорь Васильевич Курчатов- выдающийся советский физик, академик, основатель и первый директор Института атомной энергии с 1943 г. по 1960 г., главный научный руководитель атомной проблемы в СССР, один из основоположников использования ядерной энергии в мирных целях. Академик АН СССР (1943). Испытания первой атомной советской бомбы проводились в 1949 году. Через четыре года проводились успешные испытания первой в мире водородной бомбы. А в 1949 году Игорь Васильевич Курчатов начал работу над проектом атомной электростанции. Атомная электростанция – вестник мирного использования атомной энергии. Проект был успешно закончен: 27 июля 1954 наша атомная электростанция стала первой в мире! Курчатов ликовал и веселился как ребенок!

Определение ядерного реактора.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.

Первый ядерный реактор был построен в 1942 году в США под руководством Э. Ферми. В нашей стране первый реактор был построен в 1946 году под руководством И. В. Курчатова.

Основными элементами ядерного реактора являются:

ядерное горючее(уран 235, уран 238, плутоний 239);
замедлитель нейтронов (тяжелая вода, графит и др.);
теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.);
Регулирующие стержни (бор, кадмий) - сильно поглощающие нейтроны
Защитная оболочка, задерживающая излучения (бетон с железным наполнителем).

Принцип действия ядерного реактора

Ядерное топливо располагается в активной зоне в виде вертикальных стержней, называемых тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ). ТВЭЛы предназначены для регулирования мощности реактора.

Масса каждого топливного стержня значительно меньше критической, поэтому в одном стержне цепная реакция происходить не может. Она начинается после погружения в активную зону всех урановых стержней.

Активная зона окружена слоем вещества, отражающего нейтроны (отражатель) и защитной оболочкой из бетона, задерживающего нейтроны и другие частицы.

Отвод тепла от топливных элементов. Теплоноситель- вода омывает стержень, нагретая до 300°С при высоком давлении, поступает в теплообменники.

Роль теплообменника - вода, нагретая до 300°С, отдает тепло обычной воде, превращается в пар.

Управление ядерной реакцией

Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор. При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях К > 1, а при полностью вдвинутых - К < 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Реактор на медленных нейтронах.

Наиболее эффективное деление ядер урана-235 происходит под действием медленных нейтронов. Такие реакторы называются реакторами на медленных нейтронах. Вторичные нейтроны, образующиеся в результате реакции деления, являются быстрыми. Для того чтобы их последующее взаимодействие с ядрами урана-235 в цепной реакции было наиболее эффективно, их замедляют, вводя в активную зону замедлитель - вещество, уменьшающее кинетическую энергию нейтронов.

Реактор на быстрых нейтронах.

Реакторы на быстрых нейтронах не могут работать на естественном уране. Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа урана. Преимущество реакторов на быстрых нейтронах в том, что при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива.

Гомогенные и гетерогенные реакторы.

Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.

Преобразование внутренней энергии атомных ядер в электрическую энергию.

Ядерный реактор является основным элементом атомной электростанции (АЭС), преобразующей тепловую ядерную энергию в электрическую. Преобразование энергии происходит по следующей схеме:

внутренняя энергия ядер урана -
кинетическая энергия нейтронов и осколков ядер -
внутренняя энергия воды -
внутренняя энергия пара -
кинетическая энергия пара -
кинетическая энергия ротора турбины и ротора генератора -
электрическая энергия.

Использование ядерных реакторов.

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы и размножители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и промышленные.

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, атомных теплоэлектроцентралях, а также на атомных станциях теплоснабжения.

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 в биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов.

Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Экологические катастрофы на АЭС

1957 г. – авария в Великобритании
1966 г. – частичное расплавление активной зоны после выхода из строя охлаждения реактора неподалеку от Детройта.
1971 г. – много загрязненной воды ушло в реку США
1979 г. – крупнейшая авария в США
1982 г. – выброс радиоактивного пара в атмосферу
1983 г. – страшная авария в Канаде (20 минут вытекала радиоактивная вода – по тонне в минуту)
1986 г. – авария в Великобритании
1986 г. – авария в Германии
1986 г. – Чернобыльская АЭС
1988 г. – пожар на АЭС в Японии

Современные АЭС оснащены ПК, а раньше даже после аварии реакторы продолжали работать, так как не было автоматической системы отключения.

4. Закрепление материала.

Что называют ядерным реактором?
Что является ядерным горючим в реакторе?
Какое вещество служит замедлителем нейтронов в ядерном реакторе?
Каково назначение замедлителя нейтронов?
Для чего нужны регулирующие стержни? Как ими пользуются?
Что используется в качестве теплоносителя в ядерных реакторах?
Для чего нужно, чтобы масса каждого уранового стержня была меньше критической массы?

5. Выполнение теста.

Какие частицы участвуют в делении ядер урана?
А. протоны;
Б. нейтроны;
В. электроны;
Г. ядра гелия.
Какая масса урана является критической?
А. наибольшая, при которой возможно протекание цепной реакции;
Б. любая масса;
В. наименьшая, при которой возможно протекание цепной реакции;
Г. масса, при которой реакция прекратится.
Чему приблизительно равна критическая масса урана 235?
А. 9 кг;
Б. 20 кг;
В. 50 кг;
Г. 90 кг.
Какие вещества из перечисленных ниже могут быть использованы в ядерных реакторах в качестве замедлителей нейтронов?
А. графит;
Б. кадмий;
В. тяжёлая вода;
Г. бор.
Для протекания цепной ядерной реакции на АЭС нужно, чтобы коэффициент размножения нейтронов был:
А. равен 1;
Б. больше 1;
В. меньше 1.
Регулирование скорости деления ядер тяжелых атомов в ядерных реакторах осуществляется:
А. за счет поглощения нейтронов при опускании стержней с поглотителем;
Б. за счет увеличения теплоотвода при увеличении скорости теплоносителя;
В. за счет увеличения отпуска электроэнергии потребителям;
Г. за счет уменьшения массы ядерного топлива в активной зон при вынимании стержней с топливом.
Какие преобразования энергии происходят в ядерном реакторе?
А. внутренняя энергия атомных ядер превращается в световую энергию;
Б. внутренняя энергия атомных ядер превращается в механическую энергию;
В. внутренняя энергия атомных ядер превращается в электрическую энергию;
Г. среди ответов нет правильного.
В 1946 году в Советском Союзе был построен первый ядерный реактор. Кто был руководителем этого проекта?
А. С. Королев;
Б. И. Курчатов;
В. Д. Сахаров;
Г. А. Прохоров.
Какой путь вы считаете самым приемлемым для повышения надежности АЭС и предотвращения заражения внешней среды?
А. разработка реакторов, способных автоматически охладить активную зону реактора независимо от воли оператора;
Б. повышение грамотности эксплуатации АЭС, уровня профессиональной подготовленности операторов АЭС;
В. разработка высокоэффективных технологий демонтажа АЭС и переработки радиоактивных отходов;
Г. расположение реакторов глубоко под землей;
Д. отказ от строительства и эксплуатации АЭС.
Какие источники загрязнения окружающей среды связаны с работой АЭС?
А. урановая промышленность;
Б. ядерные реакторы разных типов;
В. радиохимическая промышленность;
Г. места переработки и захоронения радиоактивных отходов;
Д. использование радионуклидов в народном хозяйстве;
Е. ядерные взрывы.

Ответы : 1 Б; 2 В; 3 В; 4 А, В; 5 А; 6 А; 7 В;. 8 Б; 9 Б. В; 10 А, Б, В, Г, Е.

6. Итоги урока.

Что нового узнали сегодня на уроке?

Что понравилось на уроке?

Какие есть вопросы?

СПАСИБО ЗА РАБОТУ НА УРОКЕ!

Электрическим реактором (дросселем) называется статическое электромагнитное устройство, предназначенное для использования его индуктивности в электрической цепи. Дроссели находят широкое применение в источниках электропитания, являясь неотъемлимой частью практически любого устройства преобразования энергии. Чаще всего дроссель представляет собой магнитопровод той или иной конфигурации, на котором размещается обмотка, включаемая в электрическую цепь последовательно с нагрузкой. Основными параметрами любого реактора являются, прежде всего, индуктивность L и номинальное значение тока I ном его обмотки. Реакторы подразделяются на линейные, ограниченно-линейные и нелинейные. Линейный реактор должен иметь практически постоянную индуктивность, не зависящую от значения тока, протекающего по его обмотке. Из выражений и следует, что в линейном реакторе магнитное сопротивление для магнитного потока должно оставаться неизменным для любого тока, который может возникнуть в цепи, где установлен такой реактор. Магнитопроводы линейных реакторов могут выполняться из магнитодизлектриков, относительная магнитная проницаемость которых остается неизменной при напряженностях магнитного поля в несколько тысяч А/м. Магнито-диэлектрики имеют небольшую относительную магнитную проницаемость (от 60 до 250) и выпускаются виде в колец (тороидальные магнитопроводы) с внешним диаметром от 5 до 44 мм. Ввиду относительно небольших удельных потерь эти магнитопроводы применяются при частотах до 200 кГц. Для линейных реакторов могут применяться также разомкнутые магнитопроводы, выполненные из феррита или электротехнической стали. Так, серийно выпускаемые малогабаритные высокочастотные дроссели типа ДМ представляют собой ферритовый магнитопровод, выполненный в виде стержня цилиндрической формы, на котором размещается обмотка. Дроссели типа ДМ выпускаются на токи до 3 А и имеют индуктивность до 1 мкГн. В отдельных случаях линейные дроссели могут выполняться по конструктивным соображениям без магнитопровода. Например, дроссели высокочастотных вольтодобавочных конверторов на токи в десятки ампер представляют собой соленоиды, выполненные из медной или алюминиевой ленты.

Примерами ограниченно-линейных реакторов являются дроссели сглаживающих фильтров выпрямителей или дроссели импульсных стабилизаторов напряжения постоянного тока. В сглаживающих фильтрах выпрямительных устройств обмотка дросселя должна обладать требуемой индуктивностью для переменной составляющей выходного напряжения выпрямителя во всем диапазоне изменения тока нагрузки несмотря на то, что через эту обмотку протекает постоянная составляющая тока нагрузки. Если выполнять магнитопровод из магнитомягкого ферромагнитного материла (с малой коэрцитивной силой) в виде замкнутого кольца, то постоянная составляющая тока, протекающего через обмотку дросселя, создаст в магнитопроводе постоянное во времени магнитное поле с индукцией В0, равной или большей индукции насыщения. В результате индуктивность обмотки окажется такой же, как и при отсутствии магнитопровода. Для того чтобы исключить насыщение материала магнитопровода, он должен выполняться с немагнитным зазором. Введение некоторого относительно небольшого немагнитного зазора в магнитопровод позволяет обеспечить работу дросселя без захода материала магнитопровода в насыщение и тем самым резко увеличить индуктивность дросселя. Зазор, при котором максимальное мгновенное значение магнитной индукции достигает значения индукции насыщения, является оптимальным, обеспечивающим максимальную индуктивность обмотки дросселя. Дальнейшее увеличение зазора приведет к уменьшению результирующего магнитного сопротивления, а следовательно, к уменьшению индуктивности обмотки. Дроссели с немагнитным зазором являются ограниченно-линейными дросселями, так как увеличение постоянной составляющей тока дросселя или переменной составляющей напряжения, приложенного к обмотке сверх расчетных значений, будет приводить к насыщению материала магнитопровода, а следовательно, к резкому уменьшению индуктивности обмотки. Нелинейные реакторы (дроссели насыщения) имеют, как правило, замкнутый магнитопровод, выполненный из магнитомягкого ферромагнитного материала. Число витков обмотки и поперечное сечение магнитопровода этих реакторов выбираются таким образом, чтобы материал магнитопровода не был в насыщении только определенную часть периода (полупериода) изменения напряжения, приложенного к обмотке реактора. Для этого состояния материала магнитопровода обмотка реактора обладает большой индуктивностью, тогда как на интервале насыщенного состояния материала магнитопровода индуктивность обмотки крайне мала. Чем ближе предельная петля перемагничивания материала магнитопровода к прямоугольной, тем лучше свойства нелинейного реактора как ключа. Нелинейные реакторы, обладающие ярко выраженными ключевыми свойствами, широко применяются в устройствах электропитания как задерживающие реакторы (на время до нескольких десятков микросекунд) для снижения коммутационных потерь в транзисторах и тиристорах при их включении.

Так как магнитная индукция в дросселях насыщения может изменяться практически только в пределах от - B s до +B S , то такие реакторы можно использовать для стабилизации среднего значения напряжения переменного тока. Действительно, если нагрузку, подключенную параллельно обмотке дросселя насыщения, включить в сеть переменного тока через гасящее сопротивление, а то среднее за полупериод значение напряжения на нагрузке, будет стабилизировано на уровне напряжения насыщения U s нелинейного реактора. В соответствии с выражение для напряжения насыщения можно предетавить в следующем виде:

где T(f) - период напряжения (частота тока) питающей сети u 1 , S ст - поперечное сечение стержня магнитопровода; W - число витков обмотки реактора; B s - индукция насыщения.

При напряжениях питания U 1ср меньших, чем (R н + R г)R s /R H магнитная индукция в сердечнике дросселя насыщения L не достигает значения индукции насыщения, и, следовательно, индуктивное сопротивление обмотки дросселя L равно бесконечности, поэтому среднее значение напряжения на нагрузке растет с ростом напряжения питания. При U 1cp >(R H + R r)U s /R H магнитная индукция в дросселе L изменяется в пределах от - B s до +B s , среднее значение напряжения на нагрузке неизменно, а разность напряжений (U 1cp - U s) выделяется на резисторе R r . На практике с целью повышения КПД и коэффициента мощности резистор R r заменяют на линейный дроссель, а параллельно дросселю L подключают конденсатор. Подобные стабилизаторы напряжения переменного тока носят название феррорезонансных стабилизаторов. Эти стабилизаторы достаточно широко применялись, например, в устройствах электропитания для стабилизации выходного напряжения тиристорных инверторов.

Используемая литература: Электропитание устройств и систем телекоммуникаций:
Учебное пособие для вузов / В. М. Бушуев, В. А. Демянский,
Л. Ф. Захаров и др. - М.: Горячая линия-Телеком, 2009. -
384 с.: ил.

Скачать реферат: У вас нет доступа к скачиванию файлов с нашего сервера.

Использование ядерной энергии для получения электроэнергии осуществляется при помощи специальных аппаратов, которые называют ядерными реакторами . В реакторе процесс высвобождения энергии идет постепенно, поскольку в цепной реакции деления нейтроны освобождаются не одновременно. Большая часть нейтронов образуется менее чем через 0,001 секунды – это так называемые мгновенные нейтроны. Другая часть (около 0,7%) образуется через 13 секунд – это запоздалые нейтроны. Именно они дают возможность регулировать скорость прохождения цепной реакции при помощи специальных стержней, которые поглощают избыток нейтронов. Стержни вводятся в активную зону реактора и стабилизируют процесс размножение нейтронов на безопасном уровне.

Что собой представляет ядерный реактор?

Существует две основные категории реакторов – реакторы на тепловых (медленных) нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. В дальнейшем речь будет идти о реакторах на тепловых нейтронах

Основным элементом ядерного реактора является активная зона , в которую загружают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). В этих элементах и происходит цепная реакция. ТВЭЛ реактора РБМК – это циркониевая трубка диаметром 10 мм и длинной 3,5 м. В трубке помещены таблетки двуокиси урана (UO 2). ТВЭЛы размещены в замедлителе. В реакторах РБМК Чернобыльской АЭС в качестве замедлителя используют графит. К слову, именно это существенно усугубило ситуацию в апреле 1986 года. В конструкциях других атомных реакторов в качестве замедлителя используют воду.

Тепло, которое выделяется в ТВЭЛах в результате деления урана, отводится при помощи теплоносителя (например, водой). Теплоноситель непрерывно циркулирует сквозь активную зону. Через реактор РБМК-1000 ежечасно проходить 37500 м 3 воды. Управление работой реактора осуществляется при помощи системы управления и защиты (СУЗ). СУЗ обеспечивает запуск, остановку реактора а также осуществляет регулирование его мощности. К ней относятся стержни, которые наполнены веществом сильно поглощающем нейтроны (кадмий, бор и т.д.). Введение в активную зону стержней приводит к остановке реактора, а извлекая их из реактора осуществляется регулировка мощности. Для реакторов на тепловых нейтронах характерным является наличие замедлителя в активной зоне (вода и графит).

Существует большое количество других типов реакторов, которые отличаются конструкцией, типом теплоносителя, энергией используемых нейтронов и т.д.

Принципиальная схема устройства ядерного реактора (активной зоны ) представлена на рисунке.

Тип ядерного реактора на ЧАЭС

На Чернобыльской АЭС было установлено четыре реактора РБКМ-1000. Аббревиатура РБМК – реактор большой мощности канальный. Цифра 1000 указывает мощность энергетической установки, которая способна генерировать 1000 мегаватт электроэнергии в час. Необходимо отметить, что ядерный реактор, кроме энергетической мощности имеет тепловую мощность выделения тепла в реакторе. Тепловая энергия составляет 3000 мегаватт. Используя эти два значения (значения тепловой и энергетической мощности) можно легко рассчитать коэффициент полезного действия ядерного реактора РБКМ–1000 – 31%.

Важной особенностью устройства РБМК является наличие каналов в активной зоне, по которым движется теплоноситель (вода). То есть, наличие каналов в толще замедлителя дает возможность двигаться теплоносителю, который нагреваясь превращается в пар, который в свою очередь вырабатывает электроэнергию. Такая схема генерации энергии позволила сконструировать мощные реакторы. Так, активная зона РБМК имеет вид вертикального цилиндра высотой 7 метров, а диаметр 11,8 метров. Весь внутренний объем реактора заполнен графитовыми блоками размерами 25x25x60 см 3 . Общий вес графита в реакторе составляет 1850 тонн.

Графитовые блоки имеют в центре цилиндрическое отверстие, через которое проходит канал с водой, которая является теплоносителем. Графитовые блоки, которые находятся на периферии реактора отверстий и каналов не имеют. Эти блоки играют роль отражателя. Толщина этого слоя один метр.

Графитовая кладка окружена цилиндрическим металлическим баком с водой. Он играет роль биологической защиты. Графит опирается на плиту, которая состоит из металлоконструкций, а сверху графит также накрыт подобной плитой. Верхняя плита, для защиты от излучений, накрыта дополнительным настилом.

ЧАЭС: Устройство реактора РБМК

Общее устройство реактора РБМК :

1 – опорная металлоконструкция;

2 – индивидуальные водяные трубопроводы;

3 – нижняя металлоконструкция;

4 – боковая биологическая защита;

5 – графитовая кладка;

6 – барабан-сепаратор;

7 – индивидуальные пароводяные трубопроводы;

8 – верхняя металлоконструкция;

9 – разгрузочно-загрузочная машина;

10 – верхнее центральное перекрытие;

11 – верхнее боковое перекрытие;

12 – система контроля герметичности оболочек твэлов;

13 – главный циркуляционный насос.

В реакторах типа РБМК находится 1661 канал в которых размещены кассеты с ядерным топливом. Ядерное топливо – двуокись урана, который запечен в виде таблеток. Такие таблетки имеют диаметр около одного сантиметра и высотой полтора сантиметра. Таблетки собирают в колону в количестве двухсот штук и загружают в ТВЭЛ. ТВЭЛ – пустотелый циркониевый цилиндр с примесью (1%) ниобия, длинной 3,5 метра и диаметров 13,5 мм. 36 ТВЭЛов собирают в кассету, которая вставляется в канал реактора. Общий вес урана, который при этом загружается в реактор – 190 тонн. В других 211 каналах реактора двигаются стержни-поглотители.

Литературные источники:

Бар"яхтар В.Г. та ін. Радіація. Що ми про неї знаємо? / В.Г.Бар"яхтар, В.І. Стрижак, В.О.Поярков. К.: Наук.думка, 1991. – 32 с.
Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика: В 2-х т. Т.1. Физика атомного ядра. – М.: Атомиздат, 1974 – 584 с.
Пристер Б.С., Лощилов Н.А., Немец О.Ф., Поярков В.А. Основы сельскохозяйственной радиологии. – Киев: Урожай, 1988. - 256 с.

Устройство и принцип действия основаны на инициализации и контроле самоподдерживающейся ядерной реакции. Его используют в качестве исследовательского инструмента, для производства радиоактивных изотопов и в качестве источника энергии для атомных электростанций.

принцип работы (кратко)

Здесь используется процесс при котором тяжелое ядро распадается на два более мелких фрагмента. Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее. Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией. При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции. Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны. Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

В атомной бомбе цепная реакция увеличивает свою интенсивность, пока не будет расщеплена большая часть материала. Это происходит очень быстро, производя чрезвычайно мощные взрывы, характерные для таких бомб. Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на поддержании цепной реакции на регулируемом, почти постоянном уровне. Он сконструирован таким образом, что взорваться, как атомная бомба, не может.

Цепная реакция и критичность

Физика ядерного реактора деления состоит в том, что цепная реакция определяется вероятностью расщепления ядра после испускания нейтронов. Если популяция последних уменьшается, то скорость деления в конце концов упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в докритическом состоянии. Если же популяция нейтронов поддерживается на постоянном уровне, то скорость деления будет оставаться стабильной. Реактор будет находиться в критическом состоянии. И, наконец, если популяция нейтронов со временем растет, скорость деления и мощность будет увеличиваться. Состояние активной зоны станет сверхкритическим.

Принцип действия ядерного реактора следующий. Перед его запуском популяция нейтронов близка к нулю. Затем операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, увеличивая деление ядер, что временно переводит реактор в сверхкритическое состояние. После выхода на номинальную мощность операторы частично возвращают управляющие стержни, регулируя количество нейтронов. В дальнейшем реактор поддерживается в критическом состоянии. Когда его необходимо остановить, операторы вставляют стержни полностью. Это подавляет деление и переводит активную зону в докритическое состояние.

Типы реакторов

Большинство существующих в мире ядерных установок являются энергетическими, генерирующими тепло, необходимое для вращения турбин, которые приводят в движение генераторы электрической энергии. Также есть много исследовательских реакторов, а некоторые страны имеют подводные лодки или надводные корабли, движимые энергией атома.

Энергетические установки

Существует несколько видов реакторов этого типа, но широкое применение нашла конструкция на легкой воде. В свою очередь, в ней может использоваться вода под давлением или кипящая вода. В первом случае жидкость под высоким давлением нагревается теплом активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло от первичного контура передается на вторичный, также содержащий воду. Генерируемый в конечном счете пар служит рабочей жидкостью в цикле паровой турбины.

Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения на среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через серию сепараторов и сушилок, расположенных в корпусе реактора, что приводит его в сверхперегретое состояние. Перегретый водяной пар затем используется в качестве рабочей жидкости, вращающей турбину.

Высокотемпературные с газовым охлаждением

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) - это ядерный реактор, принцип работы которого основан на применении в качестве топлива смеси графита и топливных микросфер. Существуют две конкурирующие конструкции:

немецкая «засыпная» система, которая использует сферические топливные элементы диаметром 60 мм, представляющие собой смесь графита и топлива в графитовой оболочке;
американский вариант в виде графитовых гексагональных призм, которые сцепляются, создавая активную зону.

В обоих случаях охлаждающая жидкость состоит из гелия под давлением около 100 атмосфер. В немецкой системе гелий проходит через промежутки в слое сферических топливных элементов, а в американской - через отверстия в графитовых призмах, расположенных вдоль оси центральной зоны реактора. Оба варианта могут работать при очень высоких температурах, так как графит имеет чрезвычайно высокую температуру сублимации, а гелий полностью инертен химически. Горячий гелий может быть применен непосредственно в качестве рабочей жидкости в газовой турбине при высокой температуре или его тепло можно использовать для генерации пара водяного цикла.

Жидкометаллический и принцип работы

Реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уделялось большое внимание в 1960-1970-х годах. Тогда казалось, что их возможности по воспроизводству в ближайшее время необходимы для производства топлива для быстро развивающейся атомной промышленности. Когда в 1980-е годы стало ясно, что это ожидание нереалистично, энтузиазм угас. Однако в США, России, Франции, Великобритании, Японии и Германии построен ряд реакторов этого типа. Большинство из них работает на диоксиде урана или его смеси с диоксидом плутония. В Соединенных Штатах, однако, наибольший успех был достигнут с металлическими топливом.

CANDU

Канада сосредоточила свои усилия на реакторах, в которых используется природный уран. Это избавляет от необходимости для его обогащения прибегать к услугам других стран. Результатом такой политики стал дейтерий-урановый реактор (CANDU). Контроль и охлаждение в нем производится тяжелой водой. Устройство и принцип работы ядерного реактора состоит в использовании резервуара с холодной D 2 O при атмосферном давлении. Активная зона пронизана трубами из циркониевого сплава с топливом из природного урана, через которые циркулирует охлаждающая его тяжелая вода. Электроэнергия производится за счет передачи теплоты деления в тяжелой воде охлаждающей жидкости, которая циркулирует через парогенератор. Пар во вторичном контуре затем проходит через обычный турбинный цикл.

Исследовательские установки

Для проведения научных исследований чаще всего используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в применении водяного охлаждения и пластинчатых урановых топливных элементов в виде сборок. Способен функционировать в широком диапазоне уровней мощности, от нескольких киловатт до сотен мегаватт. Поскольку производство электроэнергии не является основной задачей исследовательских реакторов, они характеризуются вырабатываемой тепловой энергией, плотностью и номинальной энергией нейтронов активной зоны. Именно эти параметры помогают количественно оценить способность исследовательского реактора проводить конкретные изыскания. Маломощные системы, как правило, функционируют в университетах и используются для обучения, а высокая мощность необходима в научно-исследовательских лабораториях для тестирования материалов и характеристик, а также для общих исследований.

Наиболее распространен исследовательский ядерный реактор, строение и принцип работы которого следующие. Его активная зона расположена в нижней части большого глубокого бассейна с водой. Это упрощает наблюдение и размещение каналов, по которым могут быть направлены пучки нейтронов. При низких уровнях мощности нет необходимости прокачивать охлаждающую жидкость, так как для поддержания безопасного рабочего состояния естественная конвекция теплоносителя обеспечивает достаточный отвод тепла. Теплообменник, как правило, находится на поверхности или в верхней части бассейна, где скапливается горячая вода.

Корабельные установки

Первоначальным и основным применением ядерных реакторов является их использование в подводных лодках. Главным их преимуществом является то, что, в отличие от систем сжигания ископаемого топлива, для выработки электроэнергии им не требуется воздух. Следовательно, атомная субмарина может оставаться в погруженном состоянии в течение длительного времени, а обычная дизель-электрическая подлодка должна периодически подниматься на поверхность, чтобы запускать свои двигатели в воздухе. дает стратегическое преимущество кораблям ВМС. Благодаря ей отпадает необходимость заправляться в иностранных портах или от легко уязвимых танкеров.

Принцип работы ядерного реактора на подводной лодке засекречен. Однако известно, что в США в нем используется высокообогащенный уран, а замедление и охлаждение производится легкой водой. Конструкция первого реактора атомной субмарины USS Nautilus находилась под сильным влиянием мощных исследовательских установок. Его уникальными особенностями является очень большой запас реактивности, обеспечивающей длительный период работы без дозаправки и возможность перезапуска после остановки. Электростанция в подлодках должна быть очень тихой, чтобы избежать обнаружения. Для удовлетворения конкретных потребностей различных классов субмарин были созданы разные модели силовых установок.

На авианосцах ВМС США используется ядерный реактор, принцип работы которого, как полагают, заимствован у крупнейших подлодок. Подробные сведения их конструкции также не были опубликованы.

Кроме США, атомные подводные лодки имеются у Великобритании, Франции, России, Китая и Индии. В каждом случае конструкция не разглашалась, но считается, что все они весьма схожи - это является следствием одинаковых требований к их техническим характеристикам. Россия также обладает небольшим флотом на которых устанавливались такие же реакторы, как и на советских субмаринах.

Промышленные установки

Для целей производства используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в высокой производительности при низком уровне производства энергии. Это обусловлено тем, что длительное пребывание плутония в активной зоне приводит к накоплению нежелательного 240 Pu.

Производство трития

В настоящее время основным материалом, получаемым с помощью таких систем, является тритий (3 H или T) - заряд для Плутоний-239 имеет длительный период полураспада, равный 24100 годам, поэтому страны с арсеналами ядерного оружия, использующими этот элемент, как правило, имеют его больше, чем необходимо. В отличие от 239 Pu, период полураспада трития составляет примерно 12 лет. Таким образом, чтобы поддерживать необходимые запасы, этот радиоактивный изотоп водорода должен производиться непрерывно. В США в Саванна-Ривер (штат Южная Каролина), например, работает несколько реакторов на тяжелой воде, которые производят тритий.

Плавучие энергоблоки

Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электроэнергией и паровым отоплением удаленные изолированные районы. В России, например, нашли применение небольшие энергетические установки, специально предназначенные для обслуживания арктических населенных пунктов. В Китае 10-МВт установка HTR-10 снабжает теплом и электроэнергией исследовательский институт, в котором она находится. Разработки небольших автоматически управляемых реакторов с аналогичными возможностями ведутся в Швеции и Канаде. В период с 1960 по 1972 год армия США использовала компактные водяные реакторы для обеспечения удаленных баз в Гренландии и Антарктике. Они были заменены мазутными электростанциями.

Покорение космоса

Кроме того, были разработаны реакторы для энергоснабжения и передвижения в космическом пространстве. В период с 1967 по 1988 год Советский Союз устанавливал небольшие ядерные установки на спутники серии «Космос» для питания оборудования и телеметрии, но эта политика стала мишенью для критики. По крайней мере один из таких спутников вошел в атмосферу Земли, в результате чего радиоактивному загрязнению подверглись отдаленные районы Канады. Соединенные Штаты запустили только один спутник с ядерным реактором в 1965 году. Однако проекты по их применению в дальних космических полетах, пилотируемых исследованиях других планет или на постоянной лунной базе продолжают разрабатываться. Это обязательно будет газоохлаждаемый или жидкометаллический ядерный реактор, физические принципы работы которого обеспечат максимально высокую температуру, необходимую для минимизации размера радиатора. Кроме того, реактор для космической техники должен быть максимально компактным, чтобы свести к минимуму количество материала, используемого для экранирования, и для уменьшения веса во время старта и космического полета. Запас топлива обеспечит работу реактора на весь период космического полета.

Реактор – это катушка с неизменной индуктивностью, предназначенная для поддержания напряжения на шинах и ограничения токов короткого замыкания в случае возникновения аварийных режимов работы. Для более детального понимания давайте рассмотрим рисунок ниже:

Сборные шины 2 получают питание от генератора 1. От этих шин идут линии 3 к потребителю. Рассмотрим два случая – за 4 реактор не установлен, а за выключателем 5 установлен реактор 6.

В случае возникновения трехфазного короткого замыкания за выключателем 4 ток короткого замыкания I к1 будет определяться в основном индуктивным сопротивлением генератора:

Введем понятие относительного индуктивного сопротивления генератора, выраженного в процентах:

Где I н.г – номинальный ток генератора.

Воспользовавшись формулами (1) и (2) получим:

В таком случае напряжение на сборных шинах станет равно нулю и, соответственно, на всех отходящих линиях напряжения тоже не будет.

Стоит также отметить, что выключатель 4 должен быть выбран по току короткого замыкания I k 1 .

В случае короткого замыкания на линии с реактором ток короткого замыкания будет определяться суммарным сопротивлением реактора и генератора:

Введем относительное реактивное сопротивление реактора в процентах:

Обычно от одного источника питаются несколько десятков потребителей электрической энергии. Поэтому значение номинального тока линии намного меньше номинального тока генератора. Длительный ток реактора выбирается исходя из длительного тока линии, откуда следует I н.р << I н.г.

Предположим, Х% Г = Х% Р. Тогда из формул (2) и (5) следует, что Х р >> Х г. При этом можно написать:

Реактор довольно надежный аппарат и его повреждение или выход из строя практически исключены. Поэтому выбор аппаратуры линии производят по току производят исходя из соотношения I k 2 << I k 1 . Это значительно удешевляет и облегчает распределительное устройство.

Поскольку Х р >> X г, то в случае возникновения короткого замыкания практически все напряжение ложится на индуктивное сопротивление реактора и напряжение на шинах получается близким к номинальному (рисунок ниже а)):

В номинальном режиме работы через реактор проходит ток нагрузки. Потерю напряжения на реакторе можно определить по формуле:

Векторная диаграмма напряжения показана на рисунке выше б). При чисто индуктивной нагрузке φ = 90 0 потеря напряжения равна падению напряжения на реакторе. В случае работы на активную нагрузку с cosφ = 0,8 потеря напряжения равна 0,6 Х р %. Отсюда следует, что потеря напряжения на реакторе в длительном режиме невелика.

В настоящее время разработаны и успешно эксплуатируются специальные сдвоенные реакторы, у которых в номинальном режиме работы потеря напряжения еще меньше.

Поскольку выбор электрической аппаратуры распределительного устройства проводится с учетом ограничения тока короткого замыкания реактором, то к его надежности предъявляются особо высокие требования.

В номинальном режима работы обмотка реактора нагревается проходящим через него током. Мощность, которая выделяется в обмотке реактора, составляет несколько киловатт при малых токах, и несколько десятков киловатт при больших токах (I н.р = 2000 А).

В случае короткого замыкания через реактор проходит ток во много раз превышающий номинальное значение. Данное явление приводит к быстрому повышению температуры реактора.

Поэтому в качестве основных параметров вводят длительный номинальный ток I н и ток термической стойкости I н.т, отнесенный к определенному времени t н.т. Иногда термическая стойкость задается произведением:

Если индуктивное сопротивление реактора превышает 3%, то наибольший ток короткого замыкания, проходящий через реактор, задается соотношением:

Данный ток берется за основу при расчете электродинамической и термической стойкости реактора.

В случае если X p % < 3%, то при расчете тока короткого замыкания следует учитывать сопротивление источника питания.

При прохождении токов короткого замыкания внутри последнего создаются электродинамические силы, стремящиеся его разрушить. Механическая прочность реактора характеризуется ударным током электродинамической стойкости. При расчете электродинамической стойкости реактора за основу берут ударный ток, рассчитывающийся по формуле:

Основным параметром реактора является его индуктивность L. Так как:

В таком случае индуктивность реактора равна:

Где I н.р в амперах, а U н – в киловольтах.

Индуктивность определяется размерами и количеством витков реактора и рассчитывается по формулам 1 и 2.

Для бетонных реакторов, имеющих обмотку n витков в виде катушки с высотой h (м), толщиной b (м) и средним диаметром D (м), достаточно точные расчеты индуктивности по формуле Корндорфера:

Индуктивность пропорциональна магнитной проводимости. Применение ферромагнитных сердечников позволяет резко снизить размеры реактора. Но в наиболее ответственный момент, при коротком замыкании, из-за большого тока происходит насыщение сердечников и, как следствие, уменьшение индуктивности. Это приводит к уменьшению токоограничивающего эффекта, для которого и предназначен реактор. В связи с этим применения сердечников в реакторах не получило широкого распространения. Пропускная способность (кВ·А) трехфазного комплекта реакторов равна:

По существу Q – реактивная мощность трехфазного комплекта.