Содержание
- 2. Ядерный реактор CROCUS
- 3. Я́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция — это устройство, в
- 4. К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого
- 5. История Теоретическую группу «Урановый проект»Теоретическую группу «Урановый проект» нацистской ГерманииТеоретическую группу «Урановый проект» нацистской Германии, работающую
- 6. Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В 1941 году в
- 7. Основанный на свидетельстве очевидца рисунок, изображающий запуск «Чикагской поленницы».
- 8. Цепная реакция деления ядерЦепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре
- 9. В СССРВ СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой
- 10. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях
- 11. Цепная ядерная реакция Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает
- 12. Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь
- 13. Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку
- 15. Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах 1 — Управляющий стержень; 2 — Радиационная защита; 3
- 16. Любой ядерный реактор состоит из следующих частей: Активная зонаАктивная зона с ядерным топливомАктивная зона с ядерным
- 33. Физические принципы работы Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью
- 34. Условие критичности ядерного реактора: , где есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в
- 35. Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две:
- 36. Классификация По назначению По характеру использования ядерные реакторы делятся на[5]По характеру использования ядерные реакторы делятся на[5][6]По
- 37. В отдельную группу выделяют: Транспортные реакторы, предназначенные для снабжением энергией двигатели транспортных средств. Наиболее широкие группы
- 38. Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в
- 39. Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных областях.
- 40. Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми.
- 41. По спектру нейтронов Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор») Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
- 42. По размещению топлива Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между
- 43. В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель
- 44. Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в
- 45. По виду топлива изотопы урана 235, 238, 233 (235Uизотопы урана 235, 238, 233 (235U, 238Uизотопы урана
- 46. По химическому составу: металлический U UO2 (диоксид урана) UC (карбид урана) и т. д.
- 47. По виду теплоносителя H2O (водаH2O (вода, см. Водо-водяной реактор) Газ, (см. Графито-газовый реактор) D2O (тяжёлая водаD2O
- 48. По роду замедлителя С (графитС (графит, см. Графито-газовый реакторС (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор) H2O
- 49. По конструкции Корпусные реакторы Канальные реакторы По способу генерации пара Реактор с внешним парогенераторомРеактор с внешним
- 50. Классификация МАГАТЭ PWR (pressurizedwaterreactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением); BWR (boiling water reactor)
- 51. Материалы реакторов Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтроновМатериалы, из которых
- 52. Оболочки ТВЭЛовОболочки ТВЭЛов, каналы, замедлителиОболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражателиОболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов
- 53. Быстрые нейтроныБыстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны
- 54. Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения
- 55. Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛаРеакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителемРеакторные материалы
- 56. У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают
- 57. Выгорание и воспроизводство ядерного топлива В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления
- 58. Основная причина отравления реактора — 135XeОсновная причина отравления реактора — 135Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов
- 59. К увеличению концентрации 135Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности
- 60. Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания
- 61. 235U235U + n → 236U235U + n → 236U + n → 237U235U + n →
- 62. Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона. В начале работы реактора происходит линейное
- 63. Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 тонну топлива. Эта величина составляет:
- 64. По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из всей активной зоны
- 65. Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным
- 66. Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235U называется коэффициентом конверсии
- 67. Управление ядерным реактором Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтроновУправление ядерным реактором возможно
- 68. На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакцииНа случай различных аварийных
- 69. Остаточное тепловыделение Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного
- 70. Остаточное тепловыделение является следствием β-Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ-Остаточное тепловыделение является следствием β- и
- 71. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установкиЭта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем
- 72. Литература БСЭ Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
- 73. Примечания ↑ «ZEEP — Canada’s First Nuclear Reactor», Canada Science and Technology Museum. ↑ Грешилов А.
- 74. ↑ Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — 351
- 75. ↑ Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер.
- 76. Ссылки Энергетические блоки атомного подводного флота Ядерные технологии Категории: Ядерный реактор Ядерные реакторы Ядерная физика Ядерная
- 78. Скачать презентацию
Слайд 2Ядерный реактор CROCUS
Ядерный реактор CROCUS
Слайд 3Я́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция — это устройство, в
Я́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция — это устройство, в
Слайд 4К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями
К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями
Слайд 5История
Теоретическую группу «Урановый проект»Теоретическую группу «Урановый проект» нацистской ГерманииТеоретическую группу «Урановый проект» нацистской Германии, работающую в Обществе кайзера ВильгельмаТеоретическую
История
Теоретическую группу «Урановый проект»Теоретическую группу «Урановый проект» нацистской ГерманииТеоретическую группу «Урановый проект» нацистской Германии, работающую в Обществе кайзера ВильгельмаТеоретическую
Слайд 6Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В
Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В
Слайд 7Основанный на свидетельстве очевидца рисунок, изображающий запуск «Чикагской поленницы».
Основанный на свидетельстве очевидца рисунок, изображающий запуск «Чикагской поленницы».
Слайд 8Цепная реакция деления ядерЦепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в
Цепная реакция деления ядерЦепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в
Слайд 9В СССРВ СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой
В СССРВ СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой
Слайд 10Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на
Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на
Слайд 11Цепная ядерная реакция
Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае,
Цепная ядерная реакция
Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае,
Слайд 12Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую
Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую
Слайд 13Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от
Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от
Слайд 15Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах
1 — Управляющий стержень;
2 — Радиационная защита;
3 — Теплоизоляция;
4 — Замедлитель;
5 — Ядерное топливо;
6 — Теплоноситель.
Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах
1 — Управляющий стержень;
2 — Радиационная защита;
3 — Теплоизоляция;
4 — Замедлитель;
5 — Ядерное топливо;
6 — Теплоноситель.
Слайд 16Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:
Активная зонаАктивная зона с ядерным топливомАктивная зона с ядерным топливом и замедлителем;
Отражатель нейтронов,
Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:
Активная зонаАктивная зона с ядерным топливомАктивная зона с ядерным топливом и замедлителем;
Отражатель нейтронов,
Теплоноситель;
Система регулирования цепной реакцииСистема регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита;
Радиационная защита;
Система дистанционного управления.
Слайд 33Физические принципы работы
Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ,
Физические принципы работы
Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ,
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.
Слайд 34Условие критичности ядерного реактора:
, где
есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых
Условие критичности ядерного реактора:
, где
есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых
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.
Слайд 35Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин
Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин
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.
Слайд 36Классификация
По назначению
По характеру использования ядерные реакторы делятся на[5]По характеру использования ядерные реакторы
Классификация
По назначению
По характеру использования ядерные реакторы делятся на[5]По характеру использования ядерные реакторы
Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, а также для опреснения морской воды, 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, 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, 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.
Слайд 37В отдельную группу выделяют:
Транспортные реакторы, предназначенные для снабжением энергией двигатели транспортных средств. Наиболее
В отдельную группу выделяют:
Транспортные реакторы, предназначенные для снабжением энергией двигатели транспортных средств. Наиболее
Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.
Слайд 38Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые
Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые
Слайд 39Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных
Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных
Слайд 40Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае
Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае
Слайд 41По спектру нейтронов
Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
Реактор на
По спектру нейтронов
Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
Реактор на
Реактор со смешанным спектром
Слайд 42По размещению топлива
Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в
По размещению топлива
Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в
Гомогенные реакторыГомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).
Слайд 43В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в
В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в
Слайд 44Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне
Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне
Слайд 45По виду топлива
изотопы урана 235, 238, 233 (235Uизотопы урана 235, 238, 233 (235U, 238Uизотопы
По виду топлива
изотопы урана 235, 238, 233 (235Uизотопы урана 235, 238, 233 (235U, 238Uизотопы
изотоп плутония 239 (239Puизотоп 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
Слайд 46По химическому составу:
металлический U
UO2 (диоксид урана)
UC (карбид урана) и т. д.
По химическому составу:
металлический U
UO2 (диоксид урана)
UC (карбид урана) и т. д.
Слайд 47По виду теплоносителя
H2O (водаH2O (вода, см. Водо-водяной реактор)
Газ, (см. Графито-газовый реактор)
D2O (тяжёлая водаD2O (тяжёлая
По виду теплоносителя
H2O (водаH2O (вода, см. Водо-водяной реактор)
Газ, (см. Графито-газовый реактор)
D2O (тяжёлая водаD2O (тяжёлая
Реактор с органическим теплоносителем
Реактор с жидкометаллическим теплоносителем
Реактор на расплавах солей
Реактор с твердым теплоносителем
Слайд 48По роду замедлителя
С (графитС (графит, см. Графито-газовый реакторС (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)
H2O (вода,
По роду замедлителя
С (графитС (графит, см. Графито-газовый реакторС (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)
H2O (вода,
D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реакторD2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
Be, BeO
Гидриды металлов
Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)
Слайд 49По конструкции
Корпусные реакторы
Канальные реакторы
По способу генерации пара
Реактор с внешним парогенераторомРеактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реакторРеактор с
По конструкции
Корпусные реакторы
Канальные реакторы
По способу генерации пара
Реактор с внешним парогенераторомРеактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реакторРеактор с
Кипящий реактор
Слайд 50Классификация МАГАТЭ
PWR (pressurizedwaterreactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);
BWR (boiling water reactor) — кипящийреактор;
FBR (fastbreederreactor) — реактор-размножительFBR (fastbreederreactor) — реактор-размножитель на
Классификация МАГАТЭ
PWR (pressurizedwaterreactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);
BWR (boiling water reactor) — кипящийреактор;
FBR (fastbreederreactor) — реактор-размножительFBR (fastbreederreactor) — реактор-размножитель на
GCR (gas-cooled reactor) — газоохлаждаемыйреактор;
LWGR (light water graphite reactor) — графитоLWGR (light water graphite reactor) — графито-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.
Слайд 51Материалы реакторов
Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтроновМатериалы, из
Материалы реакторов
Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтроновМатериалы, из
Слайд 52Оболочки ТВЭЛовОболочки ТВЭЛов, каналы, замедлителиОболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражателиОболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов,
Оболочки ТВЭЛовОболочки ТВЭЛов, каналы, замедлителиОболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражателиОболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов,
Слайд 53Быстрые нейтроныБыстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые
Быстрые нейтроныБыстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые
Слайд 54Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой,
Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой,
Слайд 55Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛаРеакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителемРеакторные материалы контактируют
Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛаРеакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителемРеакторные материалы контактируют
Слайд 56У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах
У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах
Слайд 57Выгорание и воспроизводство ядерного топлива
В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе
Выгорание и воспроизводство ядерного топлива
В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе
Слайд 58Основная причина отравления реактора — 135XeОсновная причина отравления реактора — 135Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн). Период
Основная причина отравления реактора — 135XeОсновная причина отравления реактора — 135Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн). Период
Слайд 59К увеличению концентрации 135Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или
К увеличению концентрации 135Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или
Слайд 60Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности
Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности
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:
Слайд 61235U235U + n → 236U235U + n → 236U + n → 237U235U + n → 236U + n → 237U →(7 сут)→ 237Np235U + n
235U235U + n → 236U235U + n → 236U + n → 237U235U + n → 236U + n → 237U →(7 сут)→ 237Np235U + n
238U238U + n → 239U238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu + n → 241Pu238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu + n → 241Pu (+осколки) + n → 242Pu238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu + n → 241Pu (+осколки) + n → 242Pu + n → 243Pu238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu + n → 241Pu (+осколки) + n → 242Pu + n → 243Pu →(5 ч)→ 243Am238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu + n → 241Pu (+осколки) + n → 242Pu + n → 243Pu →(5 ч)→ 243Am + n → 244Am238U + 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
Слайд 62Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона.
В начале работы реактора
Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона.
В начале работы реактора
Слайд 63Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 тонну топлива.
Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 тонну топлива.
˜ 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.
Слайд 64По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из
По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из
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.
Слайд 65Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки
Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки
Слайд 66Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235U называется коэффициентом
Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235U называется коэффициентом
Слайд 67Управление ядерным реактором
Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтроновУправление ядерным
Управление ядерным реактором
Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтроновУправление ядерным
Для управления реактором используют поглощающие стержниДля управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном ВДля управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном В, CdДля 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 кислотыДля 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 теплоносительДля 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.
Слайд 68На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакцииНа случай
На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакцииНа случай
Слайд 69Остаточное тепловыделение
Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность
Остаточное тепловыделение
Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность
Слайд 70Остаточное тепловыделение является следствием β-Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ-Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распадаОстаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов
Остаточное тепловыделение является следствием β-Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ-Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распадаОстаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов
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.
Слайд 71Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установкиЭта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем
Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установкиЭта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем
Слайд 72Литература
БСЭ
Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
Шуколюков А.
Литература
БСЭ
Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
Шуколюков А.
Слайд 73Примечания
↑ «ZEEP — Canada’s First Nuclear Reactor», Canada Science and Technology Museum.
↑ Грешилов А. А., Егупов
Примечания
↑ «ZEEP — Canada’s First Nuclear Reactor», Canada Science and Technology Museum.
↑ Грешилов А. А., Егупов
↑ Horst Kant Werner Heisenberg and the German Uranium Project (англ.). Preprint 203. Max Planck Institute for the History of Science. 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
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
↑ Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — 351 с. — ISBN 5-283-03836-X
↑ Бартоломей Г. Г., Бать
↑ Angelo, Joseph A. Nuclear technology Nuclear technology. — USA: Greenwood Press 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
Слайд 75↑ Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер.
↑ Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер.
↑ Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М.: Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики). — 3000 экз.
Слайд 76Ссылки
Энергетические блоки атомного подводного флота
Ядерные технологии
Категории:
Ядерный реактор
Ядерные реакторы
Ядерная физика
Ядерная химическая технология
Ссылки
Энергетические блоки атомного подводного флота
Ядерные технологии
Категории:
Ядерный реактор
Ядерные реакторы
Ядерная физика
Ядерная химическая технология