По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. В канальных реакторах теплоноситель подводится  к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.

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

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

Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или раз множителями. В реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного.

В реакторе - раз множителе 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 и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов.

Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч киловатт.

Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии.

Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный коэффициент размножения нейтронов kэф немного меньше единицы. Облучим это устройство постоянным внешним потоком нейтронов N0. Тогда каждый нейтрон (за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в kэф) вызовет деление, которое даст дополнительный поток N0k2эф. Каждый нейтрон из этого числа снова произведёт в среднем kэф нейтронов, что даст дополнительный поток N0kэф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих процессы деления, оказывается равным

                                N = N0 ( 1 + kэф + k2эф + k3эф  + ...) = N0kn эф .

Если kэф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением критического поведения процесса в этом случае. Если же kэф < 1, ряд благополучно сходится и по формуле суммы геометрической прогрессии имеем

Выделение энергии в единицу времени ( мощность ) тогда определяется выделением энергии в процессе деления,

где к <1 - коэффициент, равный отношению числа нейтронов, вызвавших деление, к полному их числу. Этот коэффициент зависит от конструкции установки, используемых материалов и т.д. Он надёжно вычисляется. В примерах  k=0,6. Осталось выяснить, как можно получить первоначальный поток нейтронов N0. Для этого можно использовать ускоритель, дающий достаточно интенсивный поток протонов или других частиц, которые, реагируя с некоторой мишенью, порождают большое кол-во нейтронов. Действительно, например, при столкновении с массивной свинцовой мишенью каждый протон, ускоренный до энергии 1ГэВ ( 109 эВ ), производит в результате развития ядерного каскада в среднем n = 22 нейтрона. Энергии их составляют несколько мега электрон -вольт, что как раз соответствует работе реактора на быстрых

нейтронах. Удобно представить поток нейтронов через ток ускорителя

где е- заряд протонов, равный элементарному электрическому заряду. Когда мы выражаем энергию в электрон-вольт, это значит, что мы берём представление Е = еV, где V- соответствующий этой энергии потенциал, содержащий столько вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии  в виде 

Наконец удобно представить мощность установки в виде

где V- потенциал, соответствующий энергии ускорителя, так что VI по известной формуле есть мощность пучка ускорителя: P0 = VI, а R0 в предыдущей формуле есть коэффициент для kэф = 0,98,что обеспечивает надёжный запас подкритичности. Все остальные величины известны, и для энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем . Мы получили коэффициент усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии. Для получения реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность ускорителя rу и КПД тепловой электростанции rэ. Тогда R=ryrэR0. Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ   ry = 0,43. Эффективность производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный коэффициент усиления R = ry rэ R0 = 21,8, что по-прежнему вполне хорошо, потому что всего 4,6% производимой установкой энергии нужно возвращать для поддержания работы ускорителя. При этом реактор работает только при включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции не существует.

Инженерные аспекты термоядерного реактора:

  Термоядерный реактор-токамак состоит из следующих основных частей: магнитной, криоген­ной и вакуумной систем, системы энергопитания, бланкета, тритиевого контура и защиты, системы дополнительного на­грева плазмы и подпитки ее топливом, а также системы дистан­ционного управления и обслуживания.

Магнитная система содержит катушки тороидального магнит­ного поля, индуктор для поддержания тока и индукционного нагрева плазмы и обмотки, формирующие полоидальное маг­нитное поле, которое необходимо для работы дивертора и под­держания равновесия плазменного шнура.

  Чтобы исключить джоулевы потери, магнитная система, как указывалось ранее, будет полностью сверхпроводящей. Для об­моток магнитной системы предполагается использовать спла­вы ниобий — титан и      ниобий — олово.

 Создание магнитной системы реактора на сверхпроводнике с В 12 Тл и плотностью тока около 2 кА — одна из ос­новных инженерных проблем разработки термоядерного реак­тора, которую предстоит решить в ближайшее время.

Криогенная система включает в себя криостат магнитной сис­темы и криопанели в инжекторах дополнительного нагрева плазмы. Криостат имеет вид вакуумной камеры, в которой за­ключены все охлаждаемые конструкции. Каждая катушка магнитной системы помещена в жидкий гелий. Его пары охлаж­дают специальные экраны, расположенные внутри криостата для уменьшения тепловых потоков с поверхностей, находя­щихся при температуре жидкого гелия. В криогенной системе предусмотрены два контура охлаждения, в одном из которых циркулирует жидкий гелий, обеспечивающий требуемую для нормальной работы сверхпроводящих катушек температуру около 4 К, а в другом — жидкий азот, температура которого        составляет 80 - 95 К. Этот контур служит для охлаждения пере­городок, разделяющих части с гелиевой и комнатной темпера­турами.

  Криопанели инжекторов охлаждаются жидким гелием и пред­назначены для поглощения газов, что позволяет поддерживать достаточную скорость откачки при относительно высоком раз­режении.

Вакуумная система обеспечивает откачку гелия, водорода и примесей из полости дивертора или из окружающего плазму пространства в процессе работы реактора, а также из рабочей камеры в паузах между импульсами. Чтобы откачиваемый три­тий не выбрасывался в окружающую среду, в системе необхо­димо предусмотреть замкнутый контур с минимальным коли­чеством циркулирующего трития. Откачивать газ можно турбомолекулярными насосами, производительность которых должна несколько превышать достигнутую на сегодняшний день. Дли­тельность паузы для подготовки рабочей камеры к следующему импульсу при этом не превышает 30 с.

Система энергопитания существенно зависит от режима ра­боты реактора. Она заметно проще для токамака, работающего в непрерывном режиме. При работе в импульсном режиме целе­сообразно использовать комбинированную систему питания - сеть и мотор-генератор. Мощность генератора определяется импульсными нагрузками и достигает 106 кВт.

Бланкет реактора расположен за первой стенкой рабочей камеры и предназначен для захвата нейтронов, образующихся в DT-реакции, воспроизводства "сгоревшего" трития и превра­щения энергии нейтронов в тепловую энергию. В гибридном термоядерном реакторе бланкет служит также для получения делящихся веществ. Бланкет — это, по существу, то новое, что отличает термоядерный реактор от обычной термоядерной установки. Опыта по конструированию и эксплуатации бланкета пока нет, поэтому потребуются инженерно-конструктор­ские разработки литиевого и уранового бланкетов.

Тритиевый контур состоит из нескольких независимых узлов, обеспечивающих регенерацию откачиваемого из рабочей камеры газа, его хранение и подачу для подпитки плазмы, извлечение трития из бланкета и возврат его в систему пита­ния, а также очистку от него отработанных газов и воздуха.

Защита реактора делится на радиационную и биологичес­кую. Радиационная защита ослабляет поток нейтронов и сни­жает энерговыделение в сверхпроводящих катушках. Для нор­мальной работы магнитной системы при минимальных энерго­затратах необходимо ослабить нейтронный поток в 10s—106 раз. Радиационная защита находится между бланкетом и катушка­ми тороидального поля и закрывает всю поверхность рабочей камеры, за исключением каналов дивертора и вводов инжек­торов. В зависимости от состава толщина защиты составляет 80- 130см.

  Биологическая защита совпадает со стенами реакторного зала и сделана из бетона толщиной 200 — 250 см. Она предохра­няет окружающее пространство от излучения.

Системы дополнительного нагрева плазмы и подпитки ее топливом занимают значительное пространство вокруг реакто­ра. Если нагрев плазмы осуществляется пучками быстрых атомов, то радиационная защита должна окружать весь инжек­тор, что неудобно для расположения оборудования в реактор­ном зале и обслуживания реактора. Системы нагрева токами высокой частоты в этом смысле привлекательнее, так как их устройства ввода (антенны) более компактны, а генераторы мо­гут быть установлены за пределами реакторного зала. Исследо­вания на токамаках и разработка конструкции антенн позволят сделать окончательный выбор системы нагрева плазмы.

Система управления — неотъемлемая часть термоядерного реактора. Как и в любом реакторе, из-за довольно высокого уровня радиоактивности в пространстве, окружающем реактор, управление и обслуживание в нем осуществляются дистанцион­но — как во время работы, так и в периоды остановок.

  Источником радиоактивности в термоядерном реакторе яв­ляются, во-первых, тритий, распадающийся с испусканием электронов и низкоэнергетичных 7-квантов (период его полу­распада составляет около 13 лет), а во-вторых, радиоактив­ные нуклиды, образующиеся при взаимодействии нейтронов с конструкционными материалами бланкета и рабочей камеры. Для наиболее распространенных из них (стали, сплавов молиб­дена и ниобия) активность достаточно велика, но все же при­мерно в 10—100 раз меньше, чем в ядерных реакторах аналогич­ной мощности. В перспективе в термоядерном реакторе предпо­лагается использовать материалы, обладающие малой наведен­ной активностью, например алюминий и ванадий. Пока же тер­моядерный реактор-токамак проектируется с учетом дистан­ционного обслуживания, что предъявляет дополнительные тре­бования к его конструкции. В частности, он будет состоять из соединяемых между собой одинаковых секций, которые запол­нят различными стандартными блоками (модулями). Это позво­лит в случае необходимости сравнительно просто заменять от­дельные узлы с помощью специальных манипуляторов.

Ядерные реакции. Ядерная энергетика.

      Атомное  ядро

Атомное ядро характеризуется зарядом  Ze, массой  М, спином J, магнитным  и электрическим  квадрупольным моментом Q, определенным радиусом R, изотоническим  спином Т  и состоит из нуклонов - протонов и нейтронов.

Число нуклонов А в ядре называется массовым числом. Число Z называют зарядовым числом ядра или атомным номером. Поскольку Z определяет число протонов, а  А - число нуклонов в ядре, то число нейронов в атомном ядре N=A-Z. Атомные ядра с одинаковыми Z, но различными А называются изотопами. В среднем на каждое значение Z приходится около трех стабильных изотопов. Например, 28Si, 29Si, 30Si являются стабильными изотопами ядра Si. Кроме стабильных изотопов,  большинство элементов  имеют и  нестабильные изотопы, для которых характерно ограниченное время жизни.

Ядра с одинаковым массовым числом А называются изобарами, а с одинаковым числом нейтронов-изотонами.

Все атомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные. Свойства стабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго. Нестабильные же ядра испытывают различного рода превращения .

Экспериментальные измерения масс атомных ядер, выполненные с большой точностью, показывают, что масса ядра всегда меньше суммы масс составляющих его нуклонов.

Энергия связи - это энергия, которую необходимо затратить, чтобы разделить ядро на составляющие его нуклоны.

Энергия связи, отнесенная к массовому числу А, называется средней энергией связи нуклона в атомном ядре (энергия связи на один нуклон).

Энергия связи  приблизительно постоянна для всех стабильных ядер и примерно равна 8 МэВ. Исключением является область легких ядер, где средняя энергия связи растет от нуля (А=1) до 8 МэВ для ядра 12С.

Аналогично энергия связи на один нуклон можно ввести энергию связи ядра относительно других составных его частей.

В отличие от средней энергии  связи нуклонов количество энергии связи нейрона и протона изменяется от ядра к ядру.

Часто вместо энергии связи используют величину, называемую дефектом массы  и равную разности масс и массового числа атомного ядра.

Гамма-Излучение

Гамма-излучение – это коротковолновое электромагнитное излучение. На шкале электромагнитных волн оно граничит с жестким рентгеновским излучением, занимая область более высоких частот. Гамма-излучение обладает чрезвычайно малой длинной волны (λ<10 -8 см) и вследствие этого ярко выраженными корпускулярными свойствами, т.е. ведет себя подобно потоку частиц – гамма квантов, или фотонов, с энергией hν (ν – частота излучения, h – Планка постоянная).

Гамма- излучение возникает при распадах радиоактивных ядер, элементарных частиц,  при аннигиляции пар частицы-античастица, а также при прохождении быстрых заряженных частиц через вещество.

Гамма-излучение, сопровождающее распад радиоактивных ядер, испускается при переходах ядра из более возбужденного энергетического состояния в менее возбужденное или в основное. Энергия  γ – кванта равна разности энергий Δε состояний, между которыми происходит переход.

Возбужденное состояние

                                                 Е2           

                                                        hν

              Основное состояние ядра    Е1

Испускание ядром γ-кванта не влечет за собой изменения атомного номера или массового числа, в отличие от других видов радиоактивных превращений. Ширина линий гамма-излучений чрезвычайно мала (~10-2 эв). Поскольку расстояние между уровнями во много раз больше ширины линий, спектр гамма-излучения является  линейчатым, т.е. состоит из ряда дискретных линий. Изучение спектров гамма-излучения позволяет установить энергии возбужденных состояний ядер. Гамма-кванты с большими энергиями испускаются при распадах некоторых элементарных частиц. Так, при распаде покоящегося π0- мезона возникает гамма-излучение с энергией ~70Мэв. Гамма-излучение от распада элементарных частиц также образует линейчатый спектр. Однако испытывающие распад элементарные частицы часто движутся со скоростями, сравнимыми с скоростью света. Вследствие этого возникает доплеровское уширение линии и спектр гамма-излучения оказывается размытым в широком интервале энергий. Гамма-излучение, образующееся при прохождении быстрых заряженных частиц через вещество, вызывается их торможением к кулоновском поле атомных ядер вещества. Тормозное гамма –излучение, также как и тормозное рентгеноовское излучение, характерезуется сплошным спектром, верхняя граница которого совпадает с энергией заряженной частицы, например электрона. В ускорителях заряженных частиц получают тормозное гамма- излучение с максимальной энергией до нескольких десятков Гэв.

Страницы: 1, 2, 3, 4, 5