WWW.KNIGI.KONFLIB.RU

БЕСПЛАТНАЯ ЭЛЕКТРОННАЯ БИБЛИОТЕКА

 
<< HOME
Научная библиотека
CONTACTS

Pages:     || 2 | 3 | 4 | 5 |   ...   | 6 |

«1 И.Н.Бекман ЯДЕРНАЯ ИНДУСТРИЯ Курс лекций Лекция 12. ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ Содержание 1. ТИПЫ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ 1 2. УСТРОЙСТВО АТОМНОГО РЕАКТОРА 5 2.1 Реактор на тепловых ...»

-- [ Страница 1 ] --

1

И.Н.Бекман

ЯДЕРНАЯ ИНДУСТРИЯ

Курс лекций

Лекция 12. ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Содержание

1. ТИПЫ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ 1

2. УСТРОЙСТВО АТОМНОГО РЕАКТОРА 5

2.1 Реактор на тепловых нейтронах 5 2.1.1 Гомогенные реакторы 6 2.1.2 Гетерогенные реакторы 7 2.1.3 Газоохлажаемые реакторы 2.2 Реактор на промежуточных нейтронах 2.3 Реактор на быстрых нейтронах 3. РЕАКТИВНОСТЬ И УПРАВЛЕНИЕ

4. ПУТИ ПОВЫШЕНИЯ ЭКСПЛУАТАЦИОННЫХ ХАРАКТЕРИСТИК ТЕПЛОВЫХ

РЕАКТОРОВ Анализ идей радиоактивности в плане их возможных применений в сфере энергетики показывает, что, в принципе, запасенную ядерную энергию можно конвертировать в тепловую (и электрическую) в процессах радиоактивного распада, аннигиляции вещества с антивеществом, ядерных реакциях деления тяжелых ядер (под действием тепловых и/или быстрых нейтронов), или в ядерных реакциях синтеза легких ядер (в первую очередь – изотопов водорода). Однако в настоящее время в энергетике реализован только один класс ядерных процессов – деление ядер тяжелых элементов под действием нейтронов. В этой лекции мы рассмотрим основные способы утилизации ядерной энергии в реакторах, основанных на цепной реакции деления ядер.

1. ТИПЫ АТОМНЫХ РЕАКТОРОВ

В настоящее время основной промышленный способ утилизации ядерной энергии в мирных целях основан на цепной самоподдерживающейся реакции деления некоторых изотопов урана или плутония под действием нейтронов. На практике перевод ядерной энергии в тепловую проводят на устройствах, называемых ядерными реакторами.

Ядерный (атомный) реактор - устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов. Эта реакция представляет собой самоподдерживающийся процесс деления ядер изотопов урана (или делящихся изотопов других элементов) под действием элементарных частиц нейтронов, которые благодаря отсутствию электрического заряда легко проникают в атомные ядра.

Основными элементами атомного энергетического реактора являются активная зона, отражатель нейтронов, окружающий активную зону, стержни-поглотители нейтронов, обеспечивающие управление реактором (поддержание энергии на нужном уровне и обеспечение раномерности ее распределения по объему реактора) и аварийную защиту, биологическая защита реактора. Реактор заключен в герметичный металлический корпус (здесь же находится теплообменник). Активная зона реактора содержит в себе ядерное горючее (в реакторах на тепловых нейтронах активная зона содержит также замедлитель нейтронов и некоторые другие компоненты). В ней протекает управляемая цепная ядерная реакция и выделяется энергия деления (в основном – в виде тепловой). Выделенная энергия отводится с помощью теплоносителя. При необходимости, тепловая энергия превращается в электрическую либо с помощью тепловых преобразователей, вмонтированных непосредственно в реактор, или с помощью специального теплоносителя, уносящего тепло к внешнему электрогенератору.

Теоретически возможны более 100 разных типов реакторов, различающихся топливом, замедлителем и теплоносителями. Среди них: реакторы на быстрых нейтронах, т.е. реакторы, не использующие замедлители; охлаждаемые теплоносителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейного типа; реакторы на тепловых нейтронах; гетерогенные реакторы, т.е. реакторы с разделенными ядерным топливом и замедлителем; реакторы насыпного типа;

реакторы с гранулированным топливом, с замедлителем, находящимся под высоким давлением, например, реакторы с кипящей водой; реакторы с общим перегревом; реакторы, охлаждаемые водой под давлением, с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, с твердым замедлителем, например, реакторы Магнокса; с замедлителем, не находящимся под давлением, например реакторы бассейнового типа; с различными и (или) разделенными замедлителем и теплоносителем, например натрий-графитовые реакторы; с теплоносителем, находящимся под давлением; с жидким замедлителем, например реакторы с трубами высокого давления; с жидким или газообразным топливом; гомогенные реакторы, т.е. реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель являются однородной средой по отношению к потоку нейтронов;

реакторы с одной зоной; реакторы с двумя зонами; подкритические реакторы; интегральные реакторы, т.е. реакторы, в которых части функционально связанные с реактором, не являются существенными для реакции, например теплообменники, расположенные внутри корпуса с активной зоной и др. Выделяют три большие группы ядерных реакторов:

1. Ядерные реакторы, использующиеся в качестве источников тепловой энергии (энергетические) 2. Ядерные реакторы, использующиеся для получения различных видов излучения.

3. Ядерные реакторы – размножители, наработчики новых радионуклидов, в том числе – нового ядерного топлива или компонентов ядерного оружия (реакторы – конвертеры и реакторы – бридеры).

Основные типы энергетических ядерных реакторов:

-электрические ядерные реакторы АЭС (используются для выработки тепловой энергии, преобразующейся с помощью турбогенераторов в электрическую) -элекроэнергетические (термоэлектрические или термоэмиссионные) ядерные реакторы (с безмашинным преобразованием тепловой энергии в электрическую);

-высокотемпературные теплоэнергетические ядерные реакторы (производят высокопотенциальную тепловую энергию, непосредственно используемую в химической или металлургической промышленности для осуществления различных химических реакций, опреснения морской воды или получения энергоносителей, например, водорода);

-теплоэнергетические ядерные реакторы (производят тепловую энергию на атомных станциях теплоснабжения, предназначены для промышленной и бытовой теплофикации) К энергетическим реакторам относятся также судовые, или транспортные ядерные реакторы; реакторы ядерных ракетных двигателей; двухцелевые электроэнергетические реакторы размножители, вырабатывающие тепловую энергию и ядерные материалы, которые могут быть использованы для производства нового ядерного топлива; термоэмиссионные реакторыпреобразователи космических ядерно-энергетических установок (в том числе – генерирующих лазерное излучение). В последние годы проводятся работы созданию лазеров с ядерным возбуждением. Изучаются перспективы использованию импульсных ядерных реакторов для возбуждения рентгеновских и гамма-лазеров.

Основные типы ядерных реакторов для получения различных видов излучения:

-исследовательские ядерные реакторы (служат источниками нейтронного и гамма-излучения для научных и технических целей, в частности облучения реакторных материалов материаловедческие реакторы -промышленные ядерные реакторы (используются для производства делящегося плутония и радиоактивных изотопов) -облучательные ядерные реакторы (предназначены для обработки материалов нейтронным или гамма-излучением в целях улучшения их свойств) -хемоядерные реакторы, использующие излучение для ускорения химических реакций -реакторы-источники нейтронов для активационного анализа нуклидного состава материалов -реакторы для биомедицинских целей и обработки пищевых продуктов -импульсные реакторы-гамма-лазеры, в которых энергия излучения, включая энергию осколков деления, используется для накачки энергии в активное вещество лазеров.

Ядерные реакторы подразделяются на различные типы не только по назначению, но и по физическим, техническим и эксплуатационным признакам.

По физическим признакам различают реакторы на тепловых и быстрых нейтронах;

реакторы уранового, плутониевого или ториевого цикла; реакторы – размножители (бридеры).

Техническая классификация проводится по признакам:

-вид теплоносителя и замедлителя (водяные тепловые ядерные реакторы с легководным, тяжеловодным или графитовым замедлителем, реакторы на быстрых нейтронах с натриевым или гелиевым теплоносителем, реакторы с органическим теплоносителем и замедлителем) -агрегатное состояние водного теплоносителя (водо-водяные энергетические реакторы с водой под давлением, газовые реакторы, пароохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах) -элемент, в котором создается давление теплоносителя (корпусные, канальные, канальнокорпусные ядерные реакторы) -число контуров теплоносителя (реакторы однокорпусные, с прямым паро- или газотурбинным циклом, двухкорпусные с парогенератором и трехкорпусные - с промежуточным контуром, отделяющим первый реакторный контур от паросилового контура) -структура и форма активной зоны (гетерогенные и гомогенные ядерные реакторы с активными зонами в форме цилиндра, параллелепипеда или сферы) -время действия (ядерные реакторы непрерывного действия, импульсные, прерывистого действия).

ABWR- advanced boiling water reactor (усовершенствованный ядерный реактор кипящего типа) AGR- advanced gas-cooled reactor (усовершенствованный газоохлаждаемый ядерный реактор) BWR- boiling water reactor (ядерный реактор кипящего типа) FBR- fast breeder reactor (ядерный реактор-размножитель на быстрых нейтронах) GCR- gas-cooled reactor (газоохлаждаемый ядерный реактор HWLWR - heavy-water moderated boiling light-water-cooled reactor (ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и водным теплоносителем кипящего типа) LWCGR- light-water-cooled graphite-moderated reactor (водоохлаждаемый ядерный реактор с графитовым замедлителем) PHWR- pressurized moderated and cooled reactor (ядерный реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем под давлением).

PWR- pressurized water reactor (корпусной водо-водяной энергетический реактор) SGHWR-steam generating heavy water reactor (парогенерирующий тяжеловодный ядерный реактор).

В большинстве энергетических реакторов в качестве теплоносителя используется вода, либо под давлением, либо кипящая. Упомянем основные из них:

Реактор с водой под давлением. В таких реакторах замедлителем и теплоносителем служит вода.

Нагретая вода перекачивается под давлением в теплообменник, где тепло передается воде второго контура, в котором вырабатывается пар, вращающий турбину.

Кипящий реактор. В таком реакторе кипение воды происходит непосредственно в активной зоне реактора и образующийся пар поступает в турбину. В большинстве кипящих реакторов вода используется и как замедлитель, но иногда применяется графитовый замедлитель.

Реактор с жидкометаллическим охлаждением. В таком реакторе для переноса теплоты, выделяющейся в процессе деления в реакторе, используется жидкий металл, циркулирующий по трубам. Почти во всех реакторах этого типа теплоносителем служит натрий. Пар, образующийся на другой стороны труб первого контура, подается на обычную турбину. В реакторе с жидкометаллическим охлаждением могут использоваться нейтроны со сравнительно высокой энергией (реактор на быстрых нейтронах) либо нейтроны, замедленные в графите или оксиде бериллия. В качестве реакторов-размножителей более предпочтительны реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением, поскольку в этом случае отсутствуют потери нейтронов, связанные с замедлением.

Газоохлаждаемый реактор. В таком реакторе теплота, выделяющаяся в процессе деления, переносится в парогенератор газом – диоксидом углерода или гелием. Замедлителем нейтронов обычно служит графит. Газоохлаждаемый реактор может работать при гораздо более высоких температурах, нежели реактор с жидким теплоносителем, а потому пригоден для системы промышленного теплоснабжения и для электростанций с высоким кпд. Небольшие газоохлаждаемые реакторы отличаются повышенной безопасностью в работе, в частности отсутствием риска расплавления реактора.



Pages:     || 2 | 3 | 4 | 5 |   ...   | 6 |
 


Похожие работы:

«УТВЕРЖДАЮ Ректор ВГТУ В.Р. Петренко. _ 20г. Основная образовательная программа высшего профессионального образования Направление подготовки 221000 Мехатроника и робототехника код, наименование направления подготовки (специальности) Квалификация выпускника: бакалавр бакалавр, магистр, специалист Профиль: Промышленная и специальная робототехника наименование профиля, магистерской программы, специализации по УП Форма обучения: очная очная, очно-заочная, заочная Срок освоения ООП: 4 года...»

«Агроклиматический справочник по Волгоградской области Москва Книга по Требованию УДК 631 ББК 4 З-11 З. М. Рузеева З-11 Агроклиматический справочник по Волгоградской области / З. М. Рузеева – М.: Книга по Требованию, 2012. – 139 с. ISBN 978-5-458-38585-5 В справочник включены материалы по оценке агроклиматических ресурсов для каждого административного района области и характеристики условий произрастания основных для данной территории сельскохозяйственных культур. Справочник рассчитан на...»

«ОПЫТ ЧЕРНОБЫЛЯ 3 ЧАСТЬ А.А. БОРОВОЙ, Е.П. ВЕЛИХОВ ОПЫТ ЧЕРНОБЫЛЯ ЧАСТЬ 3 Москва, 2013 УДК 621.039.586 Корректор: В.В. Новикова Дизайн и верстка: Е.Р. Осьмакова А.А. Боровой, Е.П. Велихов. Опыт Чернобыля (работы на объекте Укрытие). Часть 3. М.: НИЦ Курчатовский институт, 2013, 156 с. ISBN 978-5-904437-90-9 Почти каждый шаг в многолетней эпопее ликвидации последствий аварии на ЧАЭС требовал поиска нестандартных научно-технических решений. В результате коллективом инженеров и ученых, работающих в...»

«Ноябрь 2011 Первое издание Форум НПО по АБР Отпечатано в Кыргызской Республике Редактор: Майя Эралиева Дизайн обложки: Мукеев Жумабек, Майя Эралиева Верстка: Мукеев Жумабек Это одна из книг, которая выпускается в результате тематических конференций, проводимых Форумом НПО по АБР вместе с членами сети из Центральной Азии и Кавказа. Тематические встречи проходят в зависимости от требуемых реалий, современных проблем в обществе и на Земле в целом. Издание не предназначено для продажи и...»

«Премьер-Министр Республики Казахстан С. Ахметов Утверждены постановлением Правительства Республики Казахстан от 24 октября 2012 года № 1352 Правила технической эксплуатации электрических станций и сетей 1. Общие положения 1. Настоящие Правила технической эксплуатации электрических станций и сетей (далее - Правила) разработаны в соответствии с подпунктом 8) статьи 4 Закона Республики Казахстан от 9 июля 2004 года Об электроэнергетике и устанавливают порядок технической эксплуатации электрических...»

«Книга Ирина Никулиной НА ПУТИ К БЕЗУПРЕЧНОСТИ Содержание: Введение 1. МИР, В КОТОРОМ МЫ ЖИВЕМ 1.1. Другой мир: видение энергии 1.2. Светящийся кокон: энергетическое тело человека 1.3. Магическая точка: точка сборки, картина мира 1.4. Известное и неизвестное: тональ и нагуаль 1.5. Острие светимости: дыры в коконе, дети 1.6. Закон кармы 1.7. Чердак разума: шаблоны, социум 1.8. Матрица в кино и жизни: типажи и уровни 2. ПУТЬ БЕЗУПРЕЧНОСТИ 2.1. Подарок судьбы: новичкам везет 2.2. Ступени, по...»

«ТОДОР ДИЧЕВ, врач, доктор философских наук, академик НИКОЛА НИКОЛОВ, писатель и востоковед ЗЛОВЕЩИЙ ЗАГОВОР Несчастным и обречённым, но любимым нами славянам эту книгу посвящаем! СОДЕРЖАНИЕ • Вместо предисловия • Слово к читателям • 1-й раздел Тайная, могучая и зловещая власть банкиров Мистические и идеологические, политические и финансовые корни илюминизма, хасидизма и сионизма Победа масонства и сионизма в России Организованный геноцид и психоцид гоев Иудеи России и европейских стран -...»

«МИНИСТЕРСТВО АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ И ПРОМЫШЛЕННОСТИ СССР СОГЛАСОВАНО УТВЕРЖДАЮ Главгосэкоэкспертиза Заместитель министра Госкомприроды СССР Е.В.Минаев Е.А.Решетников __1990 г. __1990 г. ВРЕМЕННЫЕ ТРЕБОВАНИЯ К СТРУКТУРЕ И СОДЕРЖАНИЮ РАЗДЕЛА ТЭО, ПРОЕКТА СТРОИТЕЛЬСТВА АТОМНОЙ СТАНЦИИ: ОЦЕНКА ВОЗДЕЙСТВИЯ АС НА ОКРУЖАЮЩУЮ СРЕДУ Директор института Курочкин В.И. Начальник БКП-2 Ермаков Ю.Г. Начальник отдела Минасян Р.Г. Москва - 1990 ОТВЕТСТВЕННЫЕ ИСПОЛНИТЕЛИ: Минасян Р.Г. Институт Атомэнергопроект...»

«И ЗД А Т ЕЛ ЬС Т ВО „ К А З А Х С Т А Н 1 А Л М А - А Т А - 1 9 7 6 1 ГЛА ВН А Я РЕ Д А К Ц И Я Н А У ЧН О -ТЕХ Н И ЧЕСК О Й Л И ТЕРА ТУ РЫ 6П 2 К аз. Ч— 75 Чокин Ш. Ч. Энергетика и водное хозяйство К азахстана. Алма-Ата, К а­ захстан, 1975. 304 с. М онография посвящена научно-техническому прогнозу развития энергетики и водного хозяйства на обозримую перспективу. И сходя из основных союзных тенденций технического прогресса и природно-эко­ номических предпосылок К азахстана, автор рассматривает...»

«Заглавие статьи ИНДИЯ: ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ГЕОПОЛИТИКА Автор(ы) Ф. Н. ЮРЛОВ Источник Азия и Африка сегодня, № 11, Ноябрь 2013, C. 2-9 АКТУАЛЬНАЯ ПРОБЛЕМА ЭНЕРГЕТИКА: НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ Рубрика Место издания Москва, Россия Объем 45.3 Kbytes Количество слов 5806 Постоянный адрес статьи http://ebiblioteka.ru/browse/doc/37888695 ИНДИЯ: ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА И ГЕОПОЛИТИКА Автор: Ф. Н. ЮРЛОВ Ф. Н. ЮРЛОВ Доктор исторических наук Институт востоковедения РАН...»






 
© 2013 www.knigi.konflib.ru - «Бесплатная электронная библиотека»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.