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

В быстрых реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15% изотопа 29325U . Такой реактор обеспечивает расширенное воспроизводство ядерного горючего (в нем наряду с исчезновением атомов, способных к делению, происходит регенерация некоторых из них (например, образование 239Pu)). Основное число делений вызывается быстрыми нейтронами, причем каждый акт деления сопровождается появлением большого (по сравнению с делением тепловыми нейтронами) числа нейтронов, которые при захвате ядрами 238U превращает их (посредством двух последовательных β–-распадов) в ядра 239Pu, т.е. нового ядерного топлива. Это значит, что, например, на 100 разделившихся ядер горючего (235U) в реакторах на быстрых нейтронах образуется 150 ядер 239Pu, способных к делению. (Коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, т.е. на 1 кг 235U получается до 1,5 кг Pu). 239Pu можно использовать в реакторе как делящийся элемент.

С точки зрения развития мировой энергетики, преимущество реактора на быстрых нейтронах (БН) состоит в том, что он позволяет использовать как топливо изотопы тяжелых элементов, не способные к делению в реакторах на тепловых нейтронах. В топливный цикл могут быть вовлечены запасы 238U и 232Th, которых в природе значительно больше, чем 235U - основного горючего для реакторов на тепловых нейтронах. В том числе может быть использован и так называемый «отвальный уран», оставшийся после обогащения ядерного горючего 235U. Отметим, что в обычных реакторах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах.

Полагают, что долгосрочное развитие атомной энергетики большого масштаба будет осуществляться за счет быстрых реакторов с коэффициентом воспроизводства равным или большим единицы. При этом стратегической целью является овладение на основе ядерного бридинга неисчерпаемыми ресурсами дешёвого топлива — урана и, возможно, тория. Тактическая цель - использование тепловых реакторов на 235U (освоенных для производства оружейного плутония) для накопления энергетического плутония для быстрых реакторов. Быстрые реакторы будут работать на плутонии из оружейных запасов и из тепловых реакторов. Они практически не имеют ограничений по топливным ресурсам.

 

Рис.5 Блок-схема реактора на быстрых нейтронах

В дальнейшем энергетику планируется перевести на уран-ториевый цикл с производством недостающего 233U в ториевых бланкетах быстрых реакторов. При накоплении в них 233U с концентрацией в тории, необходимой для тепловых реакторов изготовление торий-уранового топлива не потребует извлечения чистого 233U. По своим физическим и техническим принципам быстрые реакторы с жидкометаллическим охлаждением имеют наибольший потенциал внутренне присущей безопасности, а, следовательно, и экономичности.

Физико-энергетический институт (ФЭИ, г.Обнинск) осуществлял научное руководство проектом и отвечал за разработку вопросов физики реактора, натриевой технологии и безопасности;

Опытное конструкторское бюро машиностроения (ОКБМ, г. Нижний Новгород) выступало в качестве главного конструктора РУ; им разработаны реактор с механизмами СУЗ и перегрузки, главные циркуляционные насосы (ГЦН), натриевая арматура большого диаметра;

Опытное конструкторское бюро "Гидропресс" (ОКБ ГП, г. Подольск) -конструктор основного теплообменного оборудования, в т.ч. парогенераторов натрий-вода;

Всероссийский научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий (ВНИПИЭТ, г. Санкт-Петербург) являлся генеральным проектантом РУ.

ЭГП-6 (Энергетический Гетерогенный Прямоточный реактор с 6-ю петлями циркуляции теплоносителя) —энергетический графито-водный реактор. Все четыре ЭГП-6 установлены на Билибинской АЭС, пуск с 1974 по 1977 год. Реактор используется для производства как электрической, так и тепловой энергии.

Реактор ЭГП-6 — изменённая версия реакторов АМБ-100 и -200, разработанных НИКИЭТ под научным руководством ФЭИ и эксплуатировавшихся на Белоярской АЭС. Особенностью конструкции является естественная циркуляция теплоносителя. Выработка насыщенного пара производится в каналах активной зоны. В дальнейшем направление ЭГП не получило развития в реакторостроении 

ВМ-А

ВМ — серия советских водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах, размещаемых на подводных лодках. В качестве ядерного топлива используется высокообогащённая по 235-му изотопу двуокись урана. Тепловая мощность — 70…90 МВт. 

Разработаны НИИ-8. Относятся к первому (ВМ-А) и второму (ВМ-4) поколению. Реакторы ВМ-А устанавливались на первых советских АПЛ (проект 627 «Кит»).

9 сентября 1952 года вышло постановление правительства о проектировании и строительстве первой советской атомной подводной лодки. Постановлением предусматривалось создание научно-исследовательского института № 8 (НИИ-8, НИКИЭТ) для разработки ядерной энергетической установки (ЯЭУ). Главным конструктором ЯЭУ был назначен Н. А. Доллежаль, парогенераторов — Г. А. Гасанов (СКБК Балтийского завода). Пуск наземного прототипа — стенда 27/ВМ состоялся в Обнинске в марте 1956 года. Первая АПЛ была принята в опытную эксплуатацию в декабре 1958 года. В 1959 году за разработку реактора НИИ-8 был награждён орденом Ленина.

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