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 связи с большим тепловыделением и чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой при возможных нарушениях нормального режима теплообмена, технологическую схему такого реактора выбирают трехконтурной: в первом и втором контурах в качестве теплоносителя используется натрий, в третьем - вода и пар). Объем теплоносителя на каждом последующем, естественно, больше. Натрий первого контура охлаждается в промежуточных теплообменниках натрием второго контура. В промежуточном контуре с натриевым теплоносителем создается более высокое давление, чем в первом, чтобы предотвратить протечку радиоактивного теплоносителя из первого контура через возможные дефекты в теплообменнике. В парогенераторах второго контура натрий передает тепло воде третьего контура, в результате чего вырабатывается пар с температурой около 550о при давлении 14 МПа. Такие параметры пара позволяют использовать стандартные турбины, применяемые в обычной энергетике. Пар высокого давления направляется в турбину, соединенную с электрогенератором. Из турбины пар поступает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя и парогенератора работают по замкнутым циклам.

Использование в качестве теплоносителя натрия заставляет учитывать следующие проблемы:

чистота натрия используемого в БН. Иногда требуется 99,95 %, т.е. не более 5*10-4 примесей. Больше проблем вызывает примеси кислорода из-за участия кислорода в массопереносе железа и коррозии компонентов;

натрий является очень активным химическим элементом. Он горит в воздухе и в атмосфере других окисляющих агентах. Горящий натрий образует дым, который может вызвать повреждение оборудования и приборов. Проблема усложняется в случае, если дым натрия радиоактивен. Горячий натрий в контакте с бетоном может реагировать с компонентами бетона и выделять водород, который в свою очередь взрывоопасен. Для устранения опасности, натрий и продукты его сгорания следует тщательно контролировать;

возможность реакций натрия с водой и органическими материалами. Особенно это важно для конструкции парогенератора: утечка из водяного контура в натриевый, приводит к быстрому росту давления.

Паразитный захват быстрых нейтронов ядрами конструкционных материалов и продуктов деления крайне незначительный, поэтому для быстрых реакторов существует широкий выбор конструкционных материалов и продуктов деления крайне незначительный, поэтому для быстрых реакторов существует широкий выбор конструкционных материалов, позволяющих повысить надежность активной зоны. Следовательно, в них можно достичь высокой степени выгорания делящихся веществ.

При работе реактора БН происходит очень интенсивное выделение нейтронов, которые поглощаются слоем урана-238, расположенного вокруг активной зоны. Поэтому активные зоны реакторов на быстрых нейтронах существенно отличаются от активных зон реакторов на тепловых нейтронах. Экономически необходимая средняя глубина выгорания уран-плутонивого топлива в быстром реакторе должна составлять 100-150 МВт*сут/кг, т.е. она должна быть в 2,5 - 3 раза выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, что обусловлено высокой стоимостью топлива БН.

Для достижения указанной глубины выгорания требуется высокая радиационная стойкость ТВЭЛ и тепловыделяющих сборок БН, необходимая стабильность геометрических параметров, сохранение герметичности и пластичности оболочек ТВЭЛ, их совместимость с продуктами деления и устойчивость к коррозионному воздействию теплоносителя и т.п.

Важную роль играет механическое расширение ТВЭЛ, т.к. при увеличении уровня мощности реактора, происходит тепловое расширение топливных сборок. Это увеличивает размеры активной зоны, тем самым уменьшается ее реактивность. Не менее важным параметром является радиоактивность первого контура. Радиоактивные изотопы 24, 22Nа (азот) являются продуктами активации, возникающими вследствие нейтронного облучения натрия первого контура (периоды полураспада изотопов 24,22Nа составляют соответственно 15 ч и 2,6 года). Поэтому радиоактивность натрия первого контура остается высокой в течение значительного времени после остановки реактора. Только из-за 24Nа требуется более четырех суток после остановки реактора, прежде чем персонал сможет приблизиться к натриевому теплоносителю.

Единственным в мире быстрым ядерным реактором, работающим на АЭС является реактор БН-600, входящий в состав Белоярской АЭС.

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 ректоры, служащие для нескольких целей, например для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Этапы строительства:

Ноябрь 1985 г. — СССР предложил создать токамак нового поколения с участием стран, наиболее продвинувшихся в изучении термоядерных реакций.

1988—1990 гг. — силами советских, американских, японских и европейских учёных и инженеров была проведена успешная концептуальная проработка проекта термоядерного реактора, получившего современное обозначение ITER.

21 июля 1992 г. — в Вашингтоне было подписано четырёхстороннее (ЕС, Россия, США, Япония) межправительственное соглашение о разработке инженерного проекта ITER.

1996 г. — США вышли из проекта. 

2001 г. — технический проект реактора ITER был успешно завершён.

2001—2003 гг. — к участию в проекте присоединяется Канада.

2003 г. — США вернулись к участию в проекте, а также к ним присоединились Китай и Южная Корея.

28 июня 2005 г. — в Москве министры шести сторон-участниц проекта ИТЭР подписали протокол, который определяет место строительства. Международный экспериментальный термоядерный реактор будет построен на юге Франции в исследовательском центре Кадараш 

6 декабря 2005 г. — к консорциуму присоединилась Индия.

25 мая 2006 г. в Брюсселе участниками консорциума подписано соглашение о начале практической реализации проекта в 2007 году.

1 сентября 2006 — правительство России приняло решение подписать соглашение о создании Международной организации по реализации проекта исследовательского термоядерного экспериментального реактора (ITER), которая будет обладать правами юридического лица способного заключать соглашения с государствами и международными организациями.

Декабрь 2006 — подписано 40 первых контрактов с персоналом, объявлено о ещё 56 открытых рабочих местах.

2007—2019 гг. — период строительства реактора[1].

2019 г. — начало экспериментов.

2026 г. — первые реакции термоядерного синтеза.

2037 г. — конец экспериментальный части.

После 2040 года реактор станет производить электроэнергию (при условии успешных экспериментов).

Руководящий орган — Совет ИТЭР (ITER Council), принимающий решения об участии государств в проекте, по вопросам персонала, административных правил и бюджетных расходов.
Председатель совета ИТЭР — Евгений Павлович Велихов (избран в 2009).
Генеральным Директором Советом ИТЕР назначен (от 28 июля 2010) Осаму Мотодзима (Osamu Motojima).

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