Замедлитель

Топливный элемент;

Топливо;

Циркуляционный насос теплоносителя;

Парогенератор;

Насос питательной воды;

Конденсатор;

Охлаждающая вода;

Турбина;

Пар;

Регулирующий стержень;

Радиационная защита;

Определение энергетического ядерного реактора. Классификация ядерных реакторов.

К четвертой части

Stephen Clissold. The Saints of South America. London: Charles Knight, 1972.

Vincent Cronin. The WiseM an from the West. New York: Dutton, 1955.

George H. Dunne. Generation of Giants: The Story of the Jesuits in China in the Last Generations of the Ming Dynasty. London: Burns & Dates, 1962.

John Hemming. Red Gold: The Conquest of the Brazilian Indians. Cambridge, Massachusetts: Harvard University Press, 1978.

Samuel Eliot M orison. The European Discovery of'America: TheSouthern Voyages, A.D. 1492 - 1616. New York: Oxford University Press, 1974.

Stephen Neill. Colonialism and Christian Missions. London: Lutterworth, 1966.

J. H. Parry. The Discovery of South America. New York: Taplinger, 1979.

Мы также рекомендуем обратиться к книге С. В. Санникова "Двадцать веков христианства" (Одесса, 2001), где можно найти обширный список русскоязычной литературы по данной тематике.

Ядерные энергетические установки – это комплекс оборудования предназначенный для обеспечения нормальной работы реактора, отвода от реактора Теловой энергии и её преобразование в другие виды энергии.

Классификация ЯЭУ:

1) По назначению:

¨ выработка электроэнергии;

¨ выработка тепловой энергии;

транспортное назначение;

научно – исследовательский;

космические ЯЭУ.

2) По типу теплоносителя:

водяные;

жидко – металлические;

органические;

газовые.

3) По типу реактора:

на быстрых нейтронах;

на тепловых нейтронах.

4) По типу замедлителя:

БН: без замедлителя;

ТН: графит.

5) По количеству контуров:

одноконтурные;

двухконтурные;

3^х контурные.

Требования к теплоносителям:

§ БН: малое сечение поглощения нейтрона, малое сечение рассеяния,

§ ТН: достаточно большое сечение рассеяния, малое сечение поглощения.

Для надежной работы ядерного реактора кроме необходимых состава и размеров размножающей среды требуется еще много сложного технологического оборудования. Существует много типов реакторов, различающихся по конструкции, используемому топливу и замедлителю, способу передачи энергии от активной зоны к электрогенератору и т.д. Рассмотрим только принципиальную схему ядерной установки, предназначенной для производства энергии. Эта схема изображена на рис. 1.5.

Рис 1.5. Основные компоненты ядерной энергетической установки:

3 - тепловыделяющий элемент – трубка с топливом;

8 - вода:

Основной частью ядерного реактора является активная зона, в которой находится в специальных кассетах топливо - чаще двуокись урана UO₂, обогащенная по ²³⁵U (в реакторах, в которых в качестве замедлителя используется тяжелая вода D₂O, может использоваться и естественный уран). При работе энергетического реактора более 95 % энергии деления выделяется в активной зоне и там же превращается в тепловую. Это тепло необходимо непрерывно отводить и, в конце концов, преобразовывать в электрическую энергию, как это и делается на электростанциях, сжигающих обычное органическое топливо. Отвод тепла из активной зоны производится теплоносителем, чаще водой под высоким давлением для увеличения температуры кипения, которая прокачивается через активную зону. Нагретая в активной зоне вода под высоким давлением (для предотвращения ее закипания)с температурой существенно выше 100⁰ С передает в парогенераторе тепло пару, приводящему во вращение паровую турбину, на валу которой находится электрогенератор.

Управление реактором осуществляется с помощью стержней регулирования, изготовленных из материалов, имеющих высокое сечение поглощения нейтронов, например, кадмия или бора. Введение таких стержней в активную зону приводит к увеличению поглощения нейтронов без деления, уменьшению k_эфф и тем самым к прекращению цепной реакции. Размер и композиция реактора выбираются такими, чтобы система была надкритической при отсутствии стержней регулирования. Топливо загружается в реактор при полностью введенных в него стержнях регулирования. После завер­шения загрузки стержни регулирования начинают медленно извлекать из реактора, увеличивая тем самым коэффициент теплового использования f (1.4) до тех пор, пока не будет достигнуто состояние критичности. Если после этого продолжать медленно извлекать стержни регулирования, увеличивая тем самым k_эфф до значения немного выше единицы, то система перейдет в надкритическое состояние, и плотность нейтронов в реакторе, а следовательно, и скорость делений начнут непрерывно увеличиваться. После того, как будет достигнут желаемый уровень мощности, стержни регулирования возвращают в положение, обеспечивающее критические условия.

Образующиеся при работе реактора нейтроны частично захватываются находящимися в активной зоне материалами и частично выходят в окружающее пространство. Активную зону окружают отражателем, способным рассеивать нейтроны. За отражателем располагается толстый слой бетона (т.н. «биологическая защита»), поглощающий нейтроны и гамма-кванты. Хотя доля нейтронов и g-квантов, выходящих из активной зоны, невелика, поток нейтронов на внешней поверхности отражателя может достигать (10¹² - 10¹³) нейтр./(см²×с), а g-квантов – 10¹³ –10¹⁴ фотон/(см²×с), и биологическая защита снижает плотность потоков ионизирующего излучения до допустимого уровня.

Обратим внимание на две особенности энергетического ядерного реактора, отличающие его от паровых котлов электростанций на органическом топливе: а) из-за огромной теплотворной способности ядерного топлива мощность реактора ограничивается в нормальных условиях возможностями теплосъема, при аварии же она может увеличиться в тысячи раз; б) после прекращения цепной реакции с помощью стержней управления энерговыделение в активной зоне не прекращается - оно поддерживается за счет радиоактивного распада осколков деления. Последнее обстоятельство и делает потенциально опасной ядерную энергетику.

Дата добавления: 2015-06-04