3. прикладная ядерная физика ядерная энергетика - davaiknam.ru o_O
Главная
Поиск по ключевым словам:
страница 1
Похожие работы
Название работы Кол-во страниц Размер
Ядерная энергетика Гагарин Даниил 10 б класс Саранск 2011 Ядерная... 1 39.31kb.
Прикладная ядерная физика 1 23.42kb.
Методические рекомендации по решению задач соответствуют разделу... 2 376.99kb.
4. Атомная энергетика 1 8.21kb.
Прикладная ядерная физика 1 22.97kb.
Образовательная программа «Ядерная медицина» 1 28.5kb.
Ядерные реакции. Ядерная энергетика 1 365.21kb.
Методическая разработка для студентов физико-технического факультета... 1 80.11kb.
Важнейшие достижения ияи ран в 2008 году Ядерная физика 1 152.84kb.
4. Атомная энергетика 1 10.95kb.
«Международные интересы России в области ядерной энергетики» 4 569.73kb.
Дозиметрия и защита 1 130.77kb.
Направления изучения представлений о справедливости 1 202.17kb.

3. прикладная ядерная физика ядерная энергетика - страница №1/1


3. ПРИКЛАДНАЯ ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА 3.1. Ядерная энергетика



3. ПРИКЛАДНАЯ ЯДЕРНАЯ ФИЗИКА
3.1. Ядерная энергетика
3.1.1. Классификация ядерных реакторов. Ядерный реактор: активная зона, топливо, отражатель, теплоноситель, радиационная защита, работа и системы управления

Ядерная энергетика (атомная энергетика) – отрасль энергетики, использующая ядерную энергию для электрофикации и теплофикации; область науки и техники, разрабатывающая методы и средства преобразования ядерной энергии в электрическую и тепловую. Основа ядерной энергетики – атомные электростанции, сокращенно АЭС (правильнее говорить ядерные энергетические станции). Первая АЭС (5 МВт) была пущена в СССР в 1954 г. К началу 1990 г. в 27 странах работало 430 ядерных энергетических реакторов общей мощностью около 340 ГВт. Во Франции доля АЭС 80% всей выработанной электроэнергии. В 1992 г. в СССР было 15 АЭС, 45 энергоблоков, мощностью 36,6 млн кВт. В России в 2009 г. осталось 9 АЭС.

Кольская, Калиниская, Нововоронежская, Балаковская АЭС работают на реакторах ВВЭР. Ленинградская, Смоленская, Курская, Билибинская имеют реакторы типа РБМК. Белоярская АЭС мощностью 600 МВт имеет реактор на быстрых нейтронах (БН), теплоноситель–натрий.

В одном блоке мощностью 1 млн. кВт содержится 500-700 тыс. тонн строительных материалов, 40-60 тыс. тонн стационарных металлоконструкций, 1% из них приобретает повышенную радиактивность.
Классификация ядерных реакторов по назначению и мощности

Ядерные реакторы делятся на:

– Экспериментальные (критические сборки), предназначенные для изучения физических величин, знание значений которых необходимо для проектирования и эксплуатации реакторов, имеют подвижную геометрию, минимальные размеры, мощность не превышает нескольких киловатт.

Исследовательские реакторы (включая импульсные реакторы). Потоки нейтронов и - квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в ядерной физике, физике твердого тела, радиационной химии, биологии, материаловедении, испытании приборов и устройств на радиационную стойкость, для производства изотопов, имеются каналы для вывода нейтронов и -квантов из активной зоны, мощность <100 МВт. Энергия, как правило, не используется.

Изотопные ядерные реакторы используются, как правило, для получения радионуклидов, в том числе (в гражданских и военных целях).

Энергетические ядерные реакторы. Тепловая энергия деления ядер используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, для силовых установок кораблей. Мощность (тепловая) современных энергетических ядерных реакторов достигает 3–5 гигаватт. Далее будем рассматривать только энергетические реакторы.


Ядерный реактор

Ядерный реактор – устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления, сопровождающаяся выделением энергии. В соответствии с типом цепной реакции различают ядерные реакторы на медленных (тепловых), промежуточных и быстрых нейтронах. Основными частями любого ядерного реактора являются: активная зона, отражатель нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции деления, радиационная защита, другие конструктивные элементы, пульт дистанционного управления.


Активная зона

В качестве ядерного горючего применяются делящиеся нуклиды , , . В активной зоне находится ядерное топливо, протекает цепная ядерная реакция деления, выделяется энергия. В реакторах на тепловых нейтронах и в реакторах на промежуточных нейтронах (1–103 эВ) активная зона содержит ядерное топливо, смешанное с изотопом и замедлителем нейтронов (вода , тяжелая вода , графит). В ядерных реакторах на тепловых нейтронах может быть использован природный уран. В реакторах на быстрых нейтронах( кэВ) замедлителя в активной зоне нет.

В зависимости от конструкции (обычно цилиндрической) активной зоны, т.е. относительного расположения горючего и замедлителя, различают гомогенные и гетерогенные ядерные реакторы. В гомогенных реакторах ядерное топливо и замедлитель представляют собой однородную смесь (например, раствор сульфатной соли в обычной или тяжелой воде). В гетерогенных реакторах ядерное топливо расположено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель.

Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) – стержни из металла (циркония), внутри которых находятся таблетки ядерного топлива. Расстояние между ТВЭЛами не должно превышать сумму длин замедления и диффузии нейтронов. ТВЭЛы собирают в пакеты (~100–200 шт) – тепловыделяющие сборки (ТВС), которые образуют правильную решетку в активной зоне.
Топливо

В энергетических реакторах в качестве топлива обычно используется обогащенное керамическое топливо двуокись урана и карбид урана , нитрид урана , содержащее 4% изотопа и 96% . Для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов применяется технология изготовления топливных частиц, покрытых непроницаемой оболочкой и диспергированных в графите. Таблетки с плотностью 10,97 г/см3 столбиком укладывают в тепловыделяющий элемент из циркония или нержавеющей стали. Толщина стенки ТВЭЛа 6-8 мм. ТВЭЛы заполняют гелием и заваривают герметично.



Уран – серебристый. блестящий металл, сравнительно мягкий, хорошо поддается механической обработке, плотность 19,05 г/см3, температура плавления 1136 оС, порошок урана самовозгорается, критическая масса 50 кг, шар диаметром 17 см.

Плутоний – хрупкий серебристо-белый металл, плотность 19,86 г/см3, температура плавления 640 оС. Порошок и стружка самовозгораются, критическая масса 5,6 кг., (шар радиусом 4,1 см). Токсичность плутония 239Pu (T1/2 = 24 400 лет) в 104 раз выше токсичности . Допустимая концентрация в открытых водемах 81,4 Бк/л, в атмосфере рабочих помещений 3,3∙10-5 Бк/л.
Отражатель нейтронов

Критическую массу реактора можно уменьшить, окружив активную зону рассеивающим веществом, например, графитом или бериллием, тогда это вещество действует как отражатель. Отражатель сокращает утечку нейтронов из активной зоны реактора и экономит делящееся вещество. Отражатель увеличивает средний съем мощности с единицы веса горючего вещества. Отражатель должен иметь малую длину рассеяния и, следовательно, малую транспортную длину, малый коэффициент диффузии для тепловых нейтронов, малое сечение поглощения нейтронов и одновременно быть хорошим замедлителем.

Таким образом, отражатель должен быть легким элементом с большим сечением рассеяния и малой длиной рассеяния. Этим условиям удовлетворяет, например, бериллий. Толщина отражателя примерно равна удвоенной диффузионной длине тепловых нейтронов.
Теплоносители

В энергетических реакторах теплота, генерируемая в топливе при его делении, отводится циркулирующим через активную зону теплоносителем и передается на установку, вырабатывающую электроэнергию. В качестве теплоносителей используются жидкости: легкая вода , тяжелая вода , органические жидкости (терфенил), газы (двуокись углерода СО2 , гелий) и жидкие металлы (натрий, висмут+свинец).

Требования, предъявляемые к теплоносителям: большая теплоемкость, слабое поглощение нейтронов, слабая химическая активность. Вода – наболее широко используемый теплоноситель, обладает хорошей конвекционной теплопроводностью до 300оС. Чтобы вода не закипала, применяют давление ~16 МПа = 160 атм в реакторах с водой под давлением. При высоких температурах вода химически активна, вызывает коррозию. Реактор с кипящей водой в активной зоне имеет давление ~8 атм.

Газоохлаждаемые реакторы разрабатывались в Великобритании. СО2 – углекислый газ, давление 4,2 МПа в первом контуре, низкая стоимость, низкое сечение поглощения нейтронов, температура выхода из активной зоны ~ 650оС. Недостатки: малая передающая способность, прокачка газа осуществляется с большой скоростью и давлением.

Жидкометаллическое охладение применяется в реакторах на быстрых нейтронах, где энерговыделение громадно ~0,5 кВт/см3. Жидкий натрий обладает малым замедлением нейтронов, имеет низкое сечение захвата нейтронов 0,53 барн, натрий остается жидким в диапазоне 98-883 оС.

К недостаткам относятся: вспомогательные нагреватели натрия при остановке реактора, обладает высокой наведенной активностью, индуцированной , дает бурную экзотермическую реакцию (взрыв) при контакте с водой. Перспективными являются смесь висмута со свинцом.


Радиационная защита

Из реактора выходит мощный поток нейтронов, превышающий в 1011 раз предельно допустимые санитарные нормы. За счет деления ядер и -распада осколков образуется поток -излучения примерно такой же мощности. Защита ядерных энергетических реактров является «тяжелой», многослойной. Как правило, это многометровый слой бетона, с железным заполнителем и тонкими слоями поглотителей и замедлителей (в канальных реакторах).


Процессы, происходящие при работе ядерного реактора:

1. Цепная реакция деления ядер ядерного топлива с выделением тепловой энергии. Плотность тепловыделения составляет сотни кВт на 1 литр активной зоны. Нейтроны в ядерном реакторе проходят цикл рождения, замедления, поглощения, деления ядер. Давление нейтронного газа в реакторе составляет 10-6 мм рт. ст.

2. Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. Ядро делится тепловыми нейтронами на два осколка. Примерно 29% осколков – это радиоактивные изотопы благородных газов криптона и ксенона , («ядерный реактор газует»). Выгорание 1 г ядерного горючего дает 1 МВт·сут энергии. Воспроизводство ядерного горючего происходит при поглощении нейтронов ядрами , которые после двух -распадов превращаются в ядра плутония (уран-плутониевый цикл.).

3. Отравление активной зоны (накопление радиоактивных осколков деления), шлакование (накопление стабильных ядер осколков деления). При деленииили тепловыми нейтронами с вероятностью 6% получается осколок , который через 0,5 мин путем -распада превращается в изотоп йода , который путем -распада с периодом полураспада 6,74 ч превращается в изотоп ксенона . Он является сильнейшим поглотителем тепловых нейтронов с сечением барн. Затем происходит -распад и образуется практически стабильный изотоп цезия .

При работающем с постоянной мощностью реакторе устанавливается равновесная концентрация , которая мала, так как при больших потоках тепловых нейтронов идет реакция + . При остановке реактора поглощение нейтронов прекращается, а изотоп йода продолжает распадаться, и количество ксенона растет. Это приводит к временному снижению реактивности реактора.

Возникает «йодная яма» – снижение реактивности ядерного реактора после его остановки и снижению мощности. При запасе реактивности 0,1 сек и потоке медленных нейтронов 1014 частиц/сек∙см2 через полчаса после остановки реактор нельза запустить в течение полутора суток. Если его запустить путем вывода стержней регулирования полностью (что запрещено), он взорвется.


Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором осуществляется путем регулирования числа нейтронов в реакторе. Без запаздывающих нейтронов число мгновенных нейтронов в цепной ядерной реакции возрастает по экспоненте



, (3.1)

где период реактора – время, в течение которого число нейтронов возрастает в е=2,73 раза, – коэффициент размножения нейтронов.

Основной энергетической характеристикой реактора является мощность – количество тепловой энергии, выделяющееся с единицу времени. Мощности один мегаватт соответствует, цепная реакция деления 3∙1016 актов деления/сек.

Основным параметром, определяющим ход мощности, является реактивность



, (3.2)

критический режим, ρ<0 подкритический режим, ρ>0 надкритический режим на мгновенных нейтронах.

Если – доля запаздывающих нейтронов, то наличие запаздывающих нейтронов увеличивает среднее время жизни нейтронов . Тогда реактивность – это критичность на мгновенных нейтронах, >β –надкритичность на мгновенных нейтронах. Если в реактор мгновенно введена положительная реактивность, то плотность потока нейтронов возрастает в раз – скачок на мгновенных нейтронах. При большом увеличении реактивности период разгона реактора описывается формулой



. (3.3)

В реакторах на быстрых нейтронах с сек при скачках реактивности и средней доле запаздывающих нейтронов , период разгона Т = 1,25·10-4 сек.

Эффективная доля запаздывающих нейтронов для плутониевого реактора, для уранового реактора. Поэтому очень важно, чтобы реактор был сконструирована так, чтобы исключить возможность внезапного увеличения реактивности на величину .

Поведение реактора характеризуется специальными параметрами:

– мощностным коэффициентом реактивности,

– температурным коэффициентом реактивности,

– паровым пустотным коэффициентом реактивности.

Для управления реактором необходимо и достаточно, чтобы эти коэффициенты были отрицательными, например, при возрастании температуры в реакторе реактивность должна падать. В реакторе РБМК паровой коэффициент является положительным (техническая ошибка: создание опасной конструкции).


Система управления и защиты ядерного реактора (СУЗ)

Система управления и защиты ядерного реактора включает в себя следующие подсистемы:



Систему оперативного регулирования. Она управляет относительно небольшой (десятые доли положительной и отрицательной реактивности т.е. ~0,1), достаточной для обеспечения необходимых переходных режимов.

Систему аварийной защиты (САЗ). Она быстро вводит большую отрицательную реактивность порядка нескольких β (~1÷10) по сигналу о выходе технологических параметров за допустимые пределы и останавливает цепную реакцию.

Систему компенсации. Она сравнительно медленно вводит положительную реактивность для компенсации снижения реактивности за счет температурных эффектов, выгорания ядерного горючего и накопления осколков.

Изменение реактивности в нужную сторону осуществляется движением регулирующих стержней по показаниям следящих за мощностью ионизационных камер и других технологических датчиков.

Система управления и защиты – система высокого класса, обеспечивающая при грамотных действиях персонала безопасное управление ядерным реактором в нормальных и регламентных аварийных ситуациях за счет надлежащей обратной связи. Система состоит из пульта управления, каналов связи и датчиков.
Работа ядерного реактора

Начальная загрузка ядерного топлива на 5–10% превышает величину критической массы. Избыточная реактивность реактора в начале компании подавляется стержнями регулирования, состоящими из поглотителей нейтронов [кадмий сечение ; бор сечение для тепловых нейтронов], которые в остановленном реакторе погружены глубоко в активную зону. В момент первоначального пуска регулирущие стержни поднимают так, чтобы и реактивность ρ = 0. Затем стержни поднимают до достижения требуемого уровня мощности ρ = 0,005 < β. В условиях стационарной работы реактора коэффициент размножения нейтронов должен равняться 1, а реактивность оставаться ρ = 0. В течение кампании регулирующие стержни поднимают, компенсируя снижение коэффициента размножения, за счет выгорания топлива, температурных эффектов и отравления на величину . После окончания кампании процессы идут в обратном порядке.


3.1.2. Радиационная безопасность и аварии ядерных реакторов

Радиационная безопасность – комплекс мероприятий, ограничивающих облучение и радиоактивное загрязнение до наиболее низких уровней, достигаемых средствами, приемлемыми для общества.

Радиационная авария – нарушение пределов безопасности, при котором произошел выход радиоактивных продуктов или ионизирующего излучения за предусмотренные границы в количествах. превышающих установленные значения.

Ядерная авария – авария, связанная с повреждением ТВЭлов ядерного реактора и с аварийным облучением персонала, вызванная нарушением контроля и управления ядерной реакцией в активной зоне, образованием критической массы при перегрузке, транспортировке и хранению ТВЭлов, нарушением теплоотвода от ТВЭлов.

Необходимо четко представлять, что аварии на атомных электростанциях (АЭС) происходили, происходят и будут происходить, как и на всяких других технических устройствах, созданных человеком. За период с 1971 г. по 1984 г. в 14 странах мира произошла 151 авария на АЭС, большинство из них имели низкие уровни по шкале аварийности.

Согласно докладу WASH-1400 Комиссии по ядерному регулированию США 1975 г. (детальное исследование легководородных реакторов) и документам ОСП-72/80 СССР п.43.5. основная опасность связана с рассеянием очень больших количеств радиоактивных материалов, которые накапливаются в активной зоне ядерного реактора в течение его работы, при возникновении аварийной ситуации. Необходимо подчеркнуть, что любое возможное взрывное энерговыделение в реакторе в худшем случае составляет очень малую часть энергии тактического ядерного боеприпаса (<<1килотонны тринитротолуола).

Утечка накопленной радиоактивности из реактора возможна при разрушении и преодолении всех барьеров, препятствующих выходу радиоактивных веществ: первого барьера (оболочка ТВЭлов), второго барьера (корпус реактора), третьего барьера (защитная оболочка-купол над реактором или над всем первым контуром теплоносителя).



Расплавление всего или части топлива может произойти, если скорость отвода тепла из активной зоны станет значительно меньше, чем скорость генерации тепла в топливе. Можно выделить два класса аварий, при которых это происходит: 1. Аварии с потерей теплоносителя и 2. Переходные процессы (т.е. временные отклонения важных рабочих параметров реактора от их номинальных значений), включая внезапное положительное увеличение реактивности.

Аварии с потерей теплоносителя. Если в первом контуре, находящемся под давлением, возникает брешь или разрыв трубопровода большого диаметра, это приводит к потере теплоносителя, оголению и расплавлению активной зоны, реакции окисления циркония с образованием водорода, разложению воды с образованием водорода и кислорода, тепловому взрыву, проплавлению дна стального корпуса реактора, проплавлению бетонного пола защитной оболочки, выходу радиоактивных газов через почву или разрушенной оболочки над реактором. Пример: авария с риском для окружающей среды (5 уровень), вызванная ошибками персонала, закрывшими клапаны на аварийных линиях питательной воды первого контура на втором реакторном блоке АЭС Тримайл Аленд США в 1979 г. (двухконтурный легководородный реактор с водой под давлением, с защитным куполом) (см. рис. 3.1.).Несмотря на взрыв, защитная оболочка уцелела и остановила дальнейшее развитие аварии [11].

Аварии, связанные с вводом избыточной реактивности и принудительным уменьшением расхода теплоносителя. Пример: тяжелая авария (6 уровень) – глобальная авария (7 уровень) авария, вызванная системными ошибками руководства и персонала, на 4-м энергоблоке АЭС Чернобыль, Украина 26 апреля 1986 г. (реактор РБМК-1000, одноконтурный гетерогенный канальный реактор, графит-замедлитель, кипящая легкая вода-теплоноситель, без защитного купола, с положительным паровым коэффициентом реактивности). Грубейшие ошибки персонала: отключение всех систем защиты реактора, вывод почти всех регулирующих стержней из реактора, принудительное уменьшение расхода теплоносителя через реактор путем подключения рециркуляционных насосов к турбогенератору, вращающемуся по инерции после его отключения, привело к взрыву реактора и пожару, с образованием радиоактивного загрязнения обширных территорий.

Рис.3.1. PWR -двухконтурный легководородый реактор с водой под давлением, аналог российскому ВВЭР (водо-водяному энергетическому реактору




У нас так много слов для состояний души, и так мало — для состояний тела. Жанна Моро
ещё >>