Ядерные реакторы
РБМК 1000
Математика
Курсовые
Альтернативная энергетика
ВВЭР
Информатика
Черчение

Теплоэнергетика

Реактор БН
Сопромат
Электротехника
Ядерная физика
Ядерное оружие
Графика
Карта

Физика атомного реактора

Применение ядерной энергии для преобразования ее в электрическую впервые было осуществлено в нашей стране в 1954 году. В городе Обнинске была введена в действие первая атомная электростанция (АЭС) мощностью 5000 кВт
Реактор на промежуточных нейтронах

В реакторах на промежуточных нейтронах, в которых большинство актов деления вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ), масса замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы такого реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом энергии нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом, растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения. Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов, что дает возможность повысить удельный теплосъем с поверхности нагрева реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах вследствие уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых. Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах. В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество, слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит, бериллий и т.д. В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень мало, и концентрация ядерного топлива 235U в ней от 100 до 1000 кг/м3.

2.3 Реактор на быстрых нейтронах

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с высокообогащенным 235U топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из твэлов, содержащих топливное сырье (обедненный 228U или 232Th). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

Основное назначение реактора на быстрых нейтронах – производство оружейного плутония (и некоторых других делящихся актинидов), компонентов атомного оружия. Но подобные реакторы находят применение и в сфере энергетики, в частности, для обеспечения расширенного воспроизводства делящегося плутония 239Pu из 238U с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.

Реактор-размножитель, ядерный реактор, в котором «сжигание» ядерного топлива сопровождается расширенным воспроизводством вторичного топлива. В реакторе-размножителе, нейтроны, освобождающиеся в процессе деления ядерного топлива (например, 235U), взаимодействуют с ядрами помещенного в реактор сырьевого материала (например,238U), в результате образуется вторичное ядерное топливо (239Pu). В реакторе-размножителе типа бридер воспроизводимое и сжигаемое топливо представляют собой изотопы одного и того же химического элемента (например, сжигается 235U, воспроизводится 233U), в реакторе типа реактор – конвертер – изотопы разных химических элементов (например, сжигается 235U, воспроизводится 239Pu).

Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 запущен в 1973 году на Ленинградской АЭС.

При строительстве первых энергетических АЭС в СССР бытовало мнение, что атомная станция является надёжным источником энергии, а возможные отказы и аварии — маловероятные или даже гипотетические события. Кроме того, первые блоки сооружались внутри системы среднего машиностроения и предполагали эксплуатацию организациями этого министерства. Правила по безопасности на момент разработки либо отсутствовали, либо были несовершенны. По этой причине на первых энергетических реакторах серий РБМК-1000 и ВВЭР-440 не было в достаточном количестве систем безопасности, что потребовало в дальнейшем серьёзной модернизации таких энергоблоков. В частности, в первоначальном проекте первых двух блоков РБМК-1000 Ленинградской АЭС не было гидробаллонов системы аварийного охлаждения реактора (САОР), количество аварийных насосов было недостаточным, отсутствовали обратные клапаны (ОК) на раздаточно-групповых коллекторах (РГК) и пр. В дальнейшем, в ходе модернизации, все эти недостатки

были устранены.

БН-350 

БН-350 - первый энергетический быстрый реактор

РУ БН-350 - первая в мире установка с энергетическим реактором на быстрых нейтронах. Опыт её создания, сооружения, наладки и эксплуатации позволил понять и решить многие проблемы АЭС типа БН.

В годы создания БН-350 ставилась цель получения возможно большего количества вторичного ядерного горючего - плутония - для обеспечения широкого развития атомной энергетики. Поскольку наработка плутония пропорциональна мощности реактора, масштабное и экономически выгодное производство его могло быть организовано только при достаточно большой мощности реакторной установки. Экономические расчеты показали, что производство плутония в быстром реакторе может быть выгодным при мощности последнего 1000 МВт(тепловых) и выше. Этот вывод был получен к 1960 году и предопределил создание БН-350.

В мае 1960 года ФЭИ было подготовлено техническое задание на разработку проекта установки с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем тепловой мощностью 1000 МВт. Позднее этот проект получил название БН-350. В том же месяце правительство СССР приняло постановление о начале разработки. Как предполагалось, пуск нового реактора должен был состояться в 1966 году. Однако, сроки пришлось несколько раз сдвигать из-за сложности и новизны возникавших проблем, многие из которых были вызваны влиянием масштабного фактора.

Основные этапы жизненного пути БН-350:

начало работ над проектом - 1960 год;

начало строительства - 1964 год;

энергопуск - 1973 год;

начало вывода из эксплуатации - 1998 год.

Реакторная установка в Шевченко проектировалась ведущими российскими организациями. Всего в этой работе участвовали десятки организаций разного профиля, но особую роль в создании БН-350 сыграли ФЭИ, ОКБМ, ОКБ ГП и ВНИПИЭТ:

АЭС имеют ряд преимуществ перед другими видами электростанций. Основное преимущество заключается в том, для работы АЭС требуется очень небольшое количества топлива (энергия, заключенная в 1 г урана, равна энергии, выделяющейся при сгорании 2,5 тонн нефти). В связи с этим эксплуатация атомных электростанций обходится значительно дешевле, чем тепловых. Атомные электростанции строятся, прежде всего, в европейской части страны. Ядерные реакторы не потребуют дефицитного органического топлива и не загружают перевозками угля железнодорожный транспорт

Инженерная графика

 

Сопромат