- •Краткие сведения о работе реактора
- •Работа ядерной энергетической установки (яэу) и назначение ее элементов
- •Преимущества и недостатки судовых яэу
- •Сведения о теплоносителях
- •5 Назначение и классификация парогенераторов
- •Активная зона ядерного реактора
- •Компоновка ядерного реактора
- •Сокращенный тепловой расчет ядерного реактора
- •9 Определение паропроизводительности парогенератора
- •Описание конструкции яппу и ее отдельных элементов (реактора парогенератора, гцнпк)
- •11 Особенности выполнения работ при перегрузке ядерного топлива
Краткие сведения о работе реактора
Ядерное топливо. К ядерным топливам относят уран-235 (U235), плутоний-239 (Рu239) и уран-233 (U233). Из перечисленных трех элементов U235 является естественным топливом, а Рu239 и U233 получают искусственным путем из соответствующего ядерного сырья — урана-238 (U238) и тория-232 (Тh232).
В природе металлический уран получают из руды. Природный уран состоит из 99,28 % изотопа U238, который не является топливом, и 0,72 % собственного ядерного топлива U235. Иными словами, природный уран содержит весьма малое количество топлива. При необходимости повышения концентрации ядерного топлива природный уран искусственно обогащают изотопом U235. Такой уран называют обогащенным.
Добываемый непосредственно из руды металлический уран обладает рядом существенных недостатков. Он имеет относительно низкую температуру плавления (1129° С) и температуру аллотропического перехода из α-фазы в β-фазу (665°С), изменяет структуру, форму и размеры при радиационном, облучении и периодических изменениях температуры. Поэтому в качестве ядерного топлива чаще всего используют не металлический уран, а его сплавы и окислы. Широкое распространение получили сплавы и окислы в керамическом исполнении (керамическое ядерное топливо), такие, как двуокись урана UO2, монокарбид урана UС, мононитрид урана UN и др. Керамические ядерные топлива обладают высоким постоянством форм и размеров при высоких температурах и радиационном облучении, они лучше сопротивляются коррозионному воздействию, у них отсутствуют фазовые превращения при низких температурах. Температура плавления керамических топлив весьма высока (например, температура плавления UO2 равна 2800 °С, а UС — 2350°С). К недостаткам керамических топлив относят их хрупкость и низкую теплопроводность (особенно UO2).
Цепная реакция деления. Выделение ядерной энергии связано со взаимодействием между ядрами топлива и нейтронами. Нейтрон, сталкиваясь с ядром, либо отскакивает (упругое рассеивание), либо поглощается, и при этом образуется новое ядро с избыточной энергией. Именно поэтому вновь образованное ядро неустойчиво и распадается по одному из следующих способов:
— ядро испускает γ-лучи (радиационный захват);
ядро выбрасывает нейтрон (неупругое рассеивание);
ядро выбрасывает протон или α-частицу (ядерное превращение);
ядро делится (расщепление).
Из перечисленных способов только последний — расщепление ядра — сопровождается выделением большого количества тепловой энергии. То, что это количество действительно велико, убедительно доказывает сравнение энергоемкостей ядерного и органического топлив. Например, при полном расщеплении 1 кг U235 выделяется 79,6·109 кДж, а при полном сгорании 1 кг мазута— 39,8·103 кДж.
Поэтому по энергоемкости 1 кг ядерного топлива эквивалентен кг мазута. Принципиально важно то обстоятельство, что реакция деления ядер сопровождается испусканием нейтронов. Например, при делении одного ядра U235 испускается в среднем 2,47 нейтрона.
Таким образом, один нейтрон расщепляет ядро, и в результате испускаются другие нейтроны, которые в свою очередь взаимодействуют с ядрами топлива и других элементов. Не все эти нейтроны расщепляют ядра, часть из них безвозвратно теряется в результате утечки и поглощения конструкционными и другими материалами, а также ядрами топлива. Но если по крайней мере один из испускаемых нейтронов вызывает расщепление ядра топлива, то процесс деления ядер становится самоподдерживающимся: наступает незатухающая цепная реакция деления.
Возможность возникновения и продолжения цепной реакции характеризуется величиной эффективного коэффициента размножения, который представляет собой отношение количества возникающих и погибающих нейтронов.
Поглощением здесь назван процесс захвата нейтронов как с делением, так и без деления ядер топлива.
При k>1 рождение нейтронов превышает их захват и утечку, поэтому цепная реакция возрастает (системы с к>>1 предназначены для взрыва). При к=1 цепная реакция протекает на неизменном уровне (реакторы), и при к<1 цепная реакция либо затухает, либо вовсе не начинается.
Часть объема реактора, в котором совместно с другими материалами размещают ядерное топливо, называют активной зоной. Минимальный размер активной зоны, в которой можно осуществить цепную реакцию деления, называют критическим. Так же называют соответствующую массу делящегося материала в активной зоне.
Замедление нейтронов. Вероятность расщепления ядра топлива зависит от энергии нейтрона. Эта вероятность увеличивается в сотни раз в случае, если энергия нейтрона не превышает тепловой энергии движения, т. е. если E < 32·10-19 Дж. Средняя же энергия испускаемых нейтронов составляет Ecp = 0,32·10-12 Дж (нейтроны с такой энергией называют быстрыми). Поэтому возникает необходимость замедлить нейтроны или, иными словами, уменьшить их энергию до тепловой и тем самым облегчить захват нейтронов ядрами топлива.
Эту функцию выполняет замедлитель, размещаемый совместно с топливом в активной зоне реактора. Чаще всего в качестве замедлителя используют вещества с большой ядерной плотностью и малым атомным весом (например, легкую — природную — или тяжелую воду, графит или бериллий).
Реакторы, в которых основная доля делений ядер приходится на нейтроны, замедленные до тепловой энергии, называют тепловыми реакторами. Существуют так же промежуточные и быстрые реакторы, названные так по величине энергии нейтронов, расщепляющих ядра топлива.
Охлаждение активной зоны. Во избежание чрезмерного нагрева активной зоны реактора ее приходится интенсивно охлаждать. При этом теплота отводится за пределы реактора и используется в тепловом двигателе. Задачу отвода теплоты выполняет теплоноситель, прокачиваемый через активную зону насосом или газодувкой. Как и любой материал активной зоны, теплоноситель не должен чрезмерно поглощать нейтроны. В качестве теплоносителей используют жидкости и газы. Иногда функции теплоносителя и замедлителя выполняет одна и та же жидкость, например вода.
Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). Размеры активной зоны невелики, а для отвода тепловой энергии требуется большая поверхность теплообмена. Отвод теплоты облегчается путем деления всей массы ядерного топлива на множество элементов с малым поперечным сечением, которые называют ТВЭЛами. Именно такая форма топлива обеспечивает наибольшую "охлаждаемую поверхность, отнесенную к единице объема или массы делящегося вещества:
ТВЭЛы омываются теплоносителем, однако прямой контакт теплоносителя с ядерным топливом нежелателен. При непосредственном контакте в теплоноситель попадают радиоактивные продукты ядерного деления (осколки ядер), которые вместе с теплоносителем распространяются по всему контуру. Во избежание этого ТВЭЛы покрывают плотной металлической оболочкой. Оболочка, кроме того, предохраняет ядерное топливо от коррозионного и эрозионного воздействия теплоносителя, а также придает ему прочность и жесткость. И все же ТВЭЛы представляют собой непрочную конструкцию, в связи с чем возникают трудности при их креплении в активной зоне реактора. Обычно ТВЭЛы размещают и крепят в более прочных кассетах (по несколько ТВЭЛов в каждой кассете), а кассеты, в свою очередь, крепят в активной зоне.
Реакторы, в которых ядерное топливо используется в виде твердых стержней различной формы (ТВЭЛов), называются гетерогенными. В отличие от гетерогенных существуют также гомогенные реакторы, в которых ядерное топливо представляет собой жидкий раствор солей урана или газообразные соединения урана.