ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРЫ

Запасённую ядерную энергию можно конвертировать в тепловую (и электрическую) в процессах радиоактивного распада, аннигиляции вещества с антивеществом, ядерных реакциях деления тяжёлых ядер, или в ядерных реакциях синтеза легких ядер. Однако в настоящее время на практике реализован только один класс ядерных процессов - деление ядер тяжёлых элементов под действием нейтронов.

В данной главе рассмотрены основные способы утилизации ядер- ной энергии в реакторах, основанных на цепной реакции деления ядер. Дадим некоторые определения.

Ядсрный (атомный) реактор - устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер некоторых тяжелых элементов под действием нейтронов, сопровождающаяся выделением энергии. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3-1016 актов деления в 1 сек.

Активная зона ядерного реактора - это часть его объёма, в которой конструктивно организованы условия для осуществления непрерывной самопод- держивающейся цепной реакции деления ядерного топлива и сбалансированного отвода генерируемого в нём тепла.

Топливо - обычно таблетки оксида урана, помещаемые внутри тонких трубок - тепловыделяющих элементов, ТВЭЛ, собранных в тепловыделяющие сборки, ТВС, которыми заполняется активная зона реактора.

Вторичное ядерное топливо - к вторичному ядерному топливу относят 239Ри и 2ззЦ, образующиеся в ядерных реакторах соответственно из урана 238U и 232Th при поглощении нейтронов. Вторичное ядерное топливо является перспективным источником ядерной энергии.

Воспроизводящий нуклид - нуклид, способный прямо или косвенно превращаться в делящийся нуклид за счет захвата нейтронов. В природе существуют два воспроизводящих нуклида - 238U и 232Th.

Замедлитель нейтронов - вещество, замедляющее скорость нейтронов до тепловых скоростей.

Регулирующие стержни СУЗ (системы управления и защиты) - подвижный узел реактора, воздействующий на реактивность и используемый для регулирования ядерного реактора. Регулирующие стержни изготавливаются из материала - поглотителя нейтронов (Cd, Hf, В). В системе останова используется введение в теплоноситель (обычно в жидком виде) поглотителей нейтронов.

Выгорающий поглотитель - поглотитель нейтронов, который расходуется в процессе эксплуатации реактора. Благодаря этому частично компенсируется потеря реактивности вследствие выгорания ядерного топлива. Избыточная реактивность необходима для обеспечения требуемого выгорания топлива в активной зоне реактора.

Теплоноситель - жидкость или газ, циркулирующие через активную зону реактора, чтобы отводить от неё тепло.

Корпус реактора - прочный стальной резервуар, в котором помещается ак- тив)юя зона с топливом, замедлитель и другие элементы конструкции.

Парогенератор - часть системы охлаждения активной зоны, в которой тепло реактора вырабатывает пар для турбины.

Защитные системы безопасности - технические системы, предназначенные для предотвращения повреждений ядерного топлива, оболочек ТВЭЛов и оборудования, содержащих радиоактивные вещества.

Биологическая защита - барьер, создаваемый вокруг активной зоны реактора и системы его охлаждения, для предотвращения вредного воздействия нейтронного и у-излучения на персонал, население и окружающую среду. Контейнл€ент - сооружение вокруг активной зоны или корпуса реактора, которое служит для его защиты от внешнего воздействия, а также для его защиты от радиации в случае аварии реактора. Обычно это конструкция метровой толщины из бетона и стали.

 
Посмотреть оригинал
< Пред   СОДЕРЖАНИЕ   ОРИГИНАЛ     След >