Ядерные реакторы
РБМК 1000
Математика
Курсовые
Альтернативная энергетика
ВВЭР
Информатика
Черчение

Теплоэнергетика

Реактор БН
Сопромат
Электротехника
Ядерная физика
Ядерное оружие
Графика
Карта

Быстрый реактор БН , водо-водянной реактор ВВР. Курсовые проекты

Пространство в реакторе, где находится ядерное топливо, называют активной зоной. Здесь идет деление атомных ядер урана и выделяется тепловая энергия. Чтобы предохранить обслуживающий персонал от вредного излучения, сопровождающего цепную реакцию, стенки реактора делают достаточно толстыми. Скоростью цепной ядерной реакции управляют регулирующие стержни из вещества, поглощающего нейтроны (чаще всего это бор или кадмий). Чем глубже опускают стержни в активную зону, тем больше нейтронов они поглощают, тем меньше нейтронов участвует в реакции и меньше выделяется тепла.

 Расчёт кампании водо-водянного реактора

Изменение концентрации топливных компонент в реакторе

Во время работы в реакторе непрерывно протекают процессы, приводящие к изменению нуклидного состава. С течением времени постепенно выгорают ядра загруженного в реактор топлива и образуются новые. Среди последних следует выделить делящиеся ядра . Процесс накопления этих ядер принято называть воспроизводством делящегося материала.

Поглощение нейтронов теми ядрами, концентрация которых довольно быстро достигает равновесного значения, называют отравлением реактора. К этой группе относятся .

Все остальные новые ядра называют шлаками, а поглощение нейтронов этими ядрами - шлакованием реактора.

Для решения задачи используем ряд упрощений:

не будем учитывать ядра   ввиду малости их времени жизни;

  считаем  и  шлаками из-за малости их сечения поглощения нейтронов;

  пренебрегаем радиоактивным распадом всех изотопов урана и плутония и изменением во времени ядерной плотности ;

 не будем учитывать поглощение нейтронов в области замедления, кроме радиационного захвата ядрами ;

предполагаем отсутствие пространственной зависимости потока нейтронов , то есть учитываем только среднее значение потока нейтронов в топливе;

рассмотрение процесса изменения нуклидного состав для элементарного объёма;

все величины, относящиеся к различным ядрам, будем записывать с соответствующими индексами: - 5, - 8, - 9, - 0, - 1.

Тогда система дифференциальных уравнений изменения во времени ядерных плотностей компонентов реактора имеет вид:

, (3.29)

где последнее слагаемое в уравнении для  описывает прибыль  за счёт резонансного радиационного захвата нейтронов ядрами .

Вводя величину - безразмерное время, которое представляет собой относительную убыль ядерной плотности  и связанное с реальным временем  отношением: , для  можно записать так:

, (3.30)

где -начальное значение ядерной плотности ; величина в секундах.

Расчёт временных зависимостей ядерных плотностей возможен, если известна зависимость потока нейтронов во времени. Если считать неизменной во времени мощность  реактора, то значение  в любой момент времени можно определить так:

  , (3.31)

где - тепловая мощность реактора, Вт;  - объём топлива в активной зоне реактора, см3.

  Задавая различные интервалы времени и подставляя значения микроконстант в уравнениях (3.30) и (3.31) можно построить зависимость изменения ядерных плотностей рассматриваемых изотопов как функции времени.

 Оценка отравления реактора

Отравление реактора практически полностью определяется ядрами  и . Предположим, что  возникает лишь при делении . Если пренебречь также из-за малости его времени жизни и поглощения нейтронов нуклидом  ввиду малости его сечения поглощения, то дифференциальные уравнения изменения ядерных плотностей  и  во времени имеют вид:

 , (3.32)

где - вероятность выхода  на один акт деления ;  и - постоянные радиоактивного распада  и ; барн- сечение поглощения тепловых нейтронов ядрами .

 В состоянии равновесия , тогда

 , (3.33)

где ;

 Перейдём к оценке отравления . Если пренебречь в цепочке образования , то для ядерных плотностей и  можно записать:

  (3.34)

где - вероятность выхода  при делении ; барн.

Подобно , для самария наблюдается насыщение при

  (3.35)

Полагая, что насыщение достигается для каждого значения , можно рассчитать изменения равновесных концентраций и при различных временах работы реактора.

Жидкосолевые реакторы

 В настоящее время в Японии, России, Франции и США возрастает интерес к жидкосолевым реакторам (Molten Salt Reactors – MSR). В MSR топливо представляет собой расплавленнуюсмесь фторидов лития и бериллия с растворенными в ней фторидами тория и 233U. Активная зона состоит из графита без оболочки, размещенного таким образом, чтобы обеспечить истечение солей при температуре около 700°С. Тепло передается второму солевому контуру и затем пару.Продукты деления растворяются в солевом расплаве, непрерывно удаляются из него в специальной петле и заменяются на 232Тh или 238U. Актиноиды остаются в реакторе, пока не распадутся или не превратятся в высшие, также делящиеся актиноиды.Достоинства топливного цикла MSR: высокоактивные отходы состоят только из короткоживущих продуктов деления; малое количество оружейного делящегося материала; малое потребление топлива; безопасность ввиду пассивного охлаждения при любой мощности системы.В разрабатываемом в США варианте MSR используется топливо, аналогичное топливу в высокотемпературных газовых реакторах, и схожий топливный цикл. Соль служит теплоносителем, что позволяет  достичь температур порядка1000°С при низком давлении. Установка может быть использована в термохимическом производстве водорода. Ядерный взрыв ни в одном реакторе произойти в принципе не может. /7/

 Если подводить итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами на быстрых нейтронах - будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.

 Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль. Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. Но следует помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей, которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов. В связи с этим необходимо закладывать решение проблемы безопасности (в частности, предупреждение аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределах биозащиты, уменьшение радиоактивных выбросов и др.) еще в конструкцию реактора, на стадии его проектирования. Стоит также рассматривать другие предложения по повышению безопасности объектов атомной энергетики, как то: строительство атомных электростанций под землей, отправка ядерных отходов в космическое пространство.

На данный момент существует несколько причин, по которым использование и развитие технологий ядерных реакторов-размножителей, а так же технологий замкнутого топливного цикла видеться целесообразным:

В первую очередь одной из важнейших причин, по которой использование так называемых реакторов-размножителей становится особенно необходимым, является причина ограниченности запасов урана 235 на планете и практически не ограниченных запасов 238 и тория. По последним данным запасы урана, расходы, на добычу которого не превышают 130 долларов за килограмм, составляет около 4,7 миллионов тонн. Основываясь на расчетах 2004 года, потребностей урана для производства энергии, этих запасов хватит на 85 лет. (при его использовании в тепловых реакторах). Применение «быстрых ядерных реакторов» растянет этот период  до тысяч лет. В долгосрочной перспективе продолжающиеся успехи в разработке новейших атомных технологий позволят использовать уран гораздо экономнее.

Ещё одной проблемой являются накопленные запасы плутония. В течение последних нескольких лет ликвидация избыточных ядерных боезарядов привела к образованию в Соединенных Штатах и России значительных запасов плутония и высокообогащенного урана. Эти запасы способствовали возобновлению глобальных дебатов об использовании плутония в качестве источника энергии и предоставили новые аргументы в пользу продолжения поддержки реализуемых плутониевых проектов, как наилучших реалиаторов плутония.

Кроме того существует интерес к реакторам на быстрых нейтронах из за их возможности выжигания так называемые актиноидов, включая полученные из использованного реакторного топлива. Среда с быстрыми нейтронами минимизирует вероятность захвата нейтронов актиноидами и максимизирует вероятность их деления. Данная работа содержит анализ причин необходимости развития и осуществления технологий реакторов-размножителей и замкнутого топливного цикла, анализ истории данного направления в мире и РФ, проблематику области и возможные способы их разрешения.

До катастрофы на АЭС в Чернобыле советские ученые с уверенностью говорили о том, что в ближайшие годы в атомной энергетике будут широко использовать два основных типа реакторов. Один из них, ВВЭР – водо водяной энергетический реактор, а другой – РБМК – реактор большой мощности, канальный. Оба типа относятся к реакторам на медленных (тепловых) нейтронах.

Инженерная графика

 

Сопромат