АвтоАвтоматизацияАрхитектураАстрономияАудитБиологияБухгалтерияВоенное делоГенетикаГеографияГеологияГосударствоДомДругоеЖурналистика и СМИИзобретательствоИностранные языкиИнформатикаИскусствоИсторияКомпьютерыКулинарияКультураЛексикологияЛитератураЛогикаМаркетингМатематикаМашиностроениеМедицинаМенеджментМеталлы и СваркаМеханикаМузыкаНаселениеОбразованиеОхрана безопасности жизниОхрана ТрудаПедагогикаПолитикаПравоПриборостроениеПрограммированиеПроизводствоПромышленностьПсихологияРадиоРегилияСвязьСоциологияСпортСтандартизацияСтроительствоТехнологииТорговляТуризмФизикаФизиологияФилософияФинансыХимияХозяйствоЦеннообразованиеЧерчениеЭкологияЭконометрикаЭкономикаЭлектроникаЮриспунденкция

Класифікація ядерних реакторів

Читайте также:
  1. Аксіома про потенційну небезпеку. Класифікація небезпек
  2. Види податків і податкових платежів та їх класифікація
  3. Визначення групи кредитних операцій за станом обслуговування позичальником боргу за ними. Класифікація кредитного портфеля
  4. Випадкові події. Класифікація подій
  5. ГІГІЄНІЧНА КЛАСИФІКАЦІЯ ПРАЦІ
  6. Гігієнічна класифікація умов праці
  7. Гранично допустима концентрація шкідливих речовин. Класифікація шкідливих речовин за ступенем впливу на організм людини
  8. Джерела дисципліни і їх класифікація.
  9. Документи, їх призначення і класифікація
  10. Екологічні фактори, їх класифікація та основні закони дії факторів
  11. Економічні закони та категорії, їхня класифікація
  12. Економічні інтереси:сутність,суб’єкти,класифікація.

 

Ядерний реактор є основною частиною АЕС, це джерело тепла для вироблення електроенергії. Так, наприклад, 0,5 г ядерного палива по виробництву енергії еквівалентно 15 вагонам вугілля, яке до того ж при згоранні викидає в атмосферу величезну кількість канцерогенних речовин.

При діленні ядер урану приблизно 83% енергії перетвориться в кінетичну енергію продуктів ділення; 3% пов'язане з енергією гамма - випромінювання і 3% енергії відноситься нейтронами, що утворюються при діленні. Інші 11% енергій виділяються поступово в процесі радіоактивного розпаду ядер нуклідів, що утворюються при діленні.

Ядерні реактори класифікують: за призначенням, по конструктивному пристрою (по складу і розміщенню ядерного пального), за характером фізичних процесів і за багатьма іншими ознаками.

За призначенням розрізняють наступні реактори:

* експериментальні (критичне складання), для вивчення різних фізичних величин необхідних для проектування і експлуатації ядерних реакторів;

* дослідницькі - для досліджень в галузі ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології та ін.;

* ізотопний - для отримання ізотопів, в т.ч. плутонію і дейтерію для військових цілей;

* енергетичні - для виробництва електричної і теплової енергії, опріснення морської води, в силових установках транспортних систем.

По конструктивному пристрою можуть бути:

* гетерогенні, в яких тверде паливо поміщене в захисну оболонку (ТВЕЛ), що оберігає його від дії теплоносія. Паливо розподілене в активній зоні реактора дискретно у вигляді блоків, між якими знаходиться уповільнювач нейтронів. Наявність тепловиділяючих елементів (складок, касет, робочих каналів) - є ознакою гетерогенності ядерних реакторів, які працюють на теплових або на швидких нейтронах;

* гомогенні, в яких активна зона є гомогенною (однорідну) сумішшю ядерного палива з уповільнювачем. При цьому ядерне паливо може бути у вигляді розчину солей в звичайній або важкій воді або у виді, що диспегрує, в твердому уповільнювачі (наприклад, графите) або в газоподібній формі

Тепло, що виділяється в активній зоні, відводиться теплоносієм (водою, газом та ін.), який циркулює по трубах, що пронизують активну зону, або гомогенна суміш пального з уповільнювачем безпосередньо відводиться з активної зони. Ознакою гомогенності реактора є відсутність тепловиділяючих елементів. Внаслідок значних технологічних і конструктивних труднощів він«не отримали широкого поширення і застосовуються тільки в експериментальних цілях.

За характером фізичних процесів реактори бувають ядерні і термоядерні.

У ядерних реакторах, використовується принцип керованої ланцюгової реакції ядерного ділення важких ядер атомів урану і його ізотопів, що супроводжується виділенням теплової енергії. Існують ядерні реактори на теплових (повільних) і швидких нейтронах.

У теплових ядерних реакторах для збільшення вірогідності поглинання нейтронів ядрами атомів палива, використовують спеціальні уповільнювачі (звичайна або важка вода, графіт, гелій, двоокис вуглецю та ін.). До них відносять: водо-водяні (ВВЕР), графіто-водяні (РБМК), високотемпературні з гелієвим охолодження (ВТГР) реактори. У реакторах на теплових нейтронах використовується до 5% ядерного палива.

Реактори на швидких нейтронах (ШН) без уповільнювача називають реакторами – розмножувачами (бридерами), в яких забезпечується відтворення ядерного палива. Стержні урану - 238 поміщають в зону відтворення (кільцем активну зону, що охоплює). Тут із-за дії нейтронів частина атомів U - 238 перетворюється на атоми Рu - 239. Якщо цю суміш помістити в активну зону, то при її «згоранні» виходить «збройовий» плутоній за рахунок збагачення природного урану. Ці цикли можна повторювати кілька разів і отримувати енергії в 40 разів більше, ніж в реакторах на теплових нейтронах. Ці реактори використовують до 55% ядерного палива, працюють при нижчому тиску, дають менше радіоактивних відходів, здатні знищувати плутоній, що вивільняється при роззброєнні, тобто вони «всеїдні». Проте вони мають серйозний недолік: від дії швидких нейтронів походить «послаблення» металу (сталь набрякає і стає крихкою).

У термоядерних реакторах використовується принцип керованого термоядерного синтезу легких атомів (дейтерію, тритію, літію), який можливий при температурах понад 105К. До таких реакторів відносять систему ТОКАМАК (тороїдальна камера з магнітним полем), в якій створюється і підтримується високотемпературна плазма за рахунок електромагнітного поля. У інших системах (у відкритих магнітних пастках) - плазма нагрівається електронним пучком і утримується в подовжньому напрямі за рахунок електростатичного потенціалу. Термоядерні реактори знаходяться у стадії розробок і в одиничних експериментальних варіантах.

Основу діючих реакторів в Україні складають водо-водяні енергетичні реактори типу ВВЕР-1000 – 13 шт. і ВВЕР-440 – 2 шт. (на Рівненській АЕС), на ЧАЕС - були побудовані ураново-графітові канальні реактори великої потужності типу РБМК-1000 – 4шт (один - аварійний, а три реактори зупинені і виведені з експлуатації). Цифрами 1000 і 440 позначається електрична потужність реактора в МВт (мегават).

 


1 | 2 | 3 | 4 | 5 | 6 | 7 | 8 | 9 | 10 | 11 | 12 | 13 | 14 | 15 | 16 | 17 | 18 | 19 | 20 | 21 | 22 | 23 | 24 | 25 | 26 | 27 | 28 | 29 | 30 | 31 | 32 | 33 | 34 | 35 | 36 | 37 | 38 | 39 | 40 | 41 |

Поиск по сайту:



Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав. Студалл.Орг (0.003 сек.)