
- •Рекомендована література
- •Мета курсу
- •Загальні характеристики окремих ядерних реакцій
- •Загальна схема ядерного реактору
- •Класифікація ядерних реакторів за призначенням
- •Інтегральні характеристики економічності енергетичних ядерних реакторів
- •Основні вимоги до складових
- •Класифікація ядерних реакторів
- •Основні типи енергетичних реакторів
- •Водо-водяні реактори під тиском
- •Переваги та вади
- •Спрощена принципова теплова схема двоконтурної аес з водо-водяним реактором
- •Принципова конструкція водо-водяного реактору під тиском
- •Еволюція водо-водяних реакторів типу ввер
- •Водо-водяний реактор типу ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Конструкційні рішення реактору ввер-440
- •Твз реактору ввер-440
- •Твел реактора ввер-440
- •Регулювання в реакторі ввер-440
- •Контроль параметрів реактору ввер-440
- •Перевантаження палива в реакторі ввер-440
- •Водо-водяний реактор типу ввер-1000
- •Ключові відмінності від ввер-440
- •Принципова теплогідравлічна схема
- •Будівельні рішення енергоблоку з ру типу ввер-1000
- •Компоновка обладнання в го
- •Відмітки розміщення основного обладнання в го
- •Конструкційні рішення реактору ввер-1000
- •Кришка реактора
- •Кільце опорне
- •Кільце упорне
- •Паливо реактору ввер-1000
- •Регулювання в реакторі ввер-1000
- •Обладнання бетонної шахти реактора
- •Технологічні системи очистки/підготовки робочих середовищ
- •Системи спецводоочистки (сво)
- •Розчиновий вузол
- •Система борного регулювання
- •Система подувки-поднитки первого контура
- •Система организованных протечек
- •Система промконтура
- •Система спецгазоочистки
- •Установки спалювання водню
- •Системи безпеки ввер-1000
- •Загальні принципи побудови систем безпеки
- •Структура систем безпеки
- •Саоз ввер-1000
- •Система аварийного впрыска бора высокого давления
- •Система аварийной подпитки высокого давления
- •Система аварийной подачи питательной воды в парогенераторы
- •Система защиты второго контура ввэр-1000 от превышения давления
- •Система удаления парогазовой смеси из первого контура
- •Система аварийного электроснабжения (саэ)
- •Системы технического водоснабжения (ств) аэс
- •Системы охлаждения потребителей реакторного отделения
- •Спринклерные системы
- •Управляющие сб эб аэс
- •Водо-водяний реактор типу ввер в-392
- •Водо-водяні реактори під тиском «західного» проекту
- •Реакторна установка типу ар-1000
- •Головний циркуляційний контур ар-1000
- •Реактор ар-1000
- •Легководні киплячі реактори
- •Графітові реактори
- •Водо-графітові реактори
- •Газо-графітові реактори
- •Вуглекисло-графітові реактори
- •Гелій-графітові реактори
- •Важководні реактори
- •Загальна інформація
- •Корпусні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані важкою водою
- •Канальні важководні реактори, охолоджувані легкою водою
- •Реактори на швидких нейтронах
- •Реактори на швидких нейтронах з Na-теплоносієм
- •Реактори на швидких нейтронах з Не-теплоносієм
Ядерні енергетичні реактори
Вступ
Рекомендована література
С.В.Широков, Ядерные энергетические реакторы, Киев: ННТУ КПИ, 1997
Б.А.Дементьев, Ядерные энергетические реакторы, Москва: Энергоатомиздат, 1990
И.Я.Емельянов, Конструирование ядерных реакторов, Москва: Энергоиздат, 1982
Мета курсу
Головна мета: Розуміння технологічних та технічних рішень в ядерній енергетиці
Причина: Потенційна небезпечність ядерних установок
висока енергонапруженість (одинична потужність – 0,5-2 ГВт) та енергозапас активної зони – АЗ (паливне завантаження на 3-5 років)
малий запас часу для керуючих/коригуючих дій (запізнення нейтронів з періодами до десятків секунд).
Приклади помилкових рішень через технологічну/технічну неосвіченість:
в побуті (газові колонки);
при використанні транспорту (жінки-чоловіки);
в ядерній енергетиці (Чорнобиль, Фукусіма).
Шлях досягнення головної мети: Інтегруюча інформація щодо ядерних реакторів з наступних аспектів:
паливовикористання;
ядерно-фізичні процеси;
теплофізичні процеси;
матеріалознавство;
надійність/безпека.
Загальні характеристики окремих ядерних реакцій
Джерело енергії – ядерні реакції вимушеного ділення.
Енергетично ділення вигідне для всіх ядер А>60.
Практичне значення мають окремі нейтроннонадлишкові актиноїди (А>230), які:
наявні в природі (235U – 0,7% у природній суміші) або можуть бути напрацьовані у значній кількості з природних матеріалів (233U та 239Pu, утворювані з природних торію або урану);
при діленні випромінюють декілька нейтронів (ν>1).
Напрацювання:
232Th+n 233Th (β-, 22,3 хв) 233Pa (β-, 27 діб) 233U (1,6 105 років)
238U+n 239U (β-, 23,5 хв) 239Np (β-, 2,4 діб) 239Pu (2,4 104 років)
Реакції вимушеного ділення:
233U+n
235U+n легкий осколок (А ≈ 90) + важкий осколок (А ≈ 140) + νfм n
239Pu+n
Легкий та важкий осколки за рахунок надлишковості нейтронів є β- -нестабільними і, в свою чергу, через відомий час розпадаються з випроміненням електронів, антинейтрино та гама-квантів, а також (для окремих важких осколків) затриманих нейтронів (0,2-0,6% від миттєвих нейтронів ділення з періодом від сотен мікросекунд до десятків секунд).
Загалом при діленні одного ядра виділяється близько 200 МеВ (1 еВ = 1,6 10-19 Дж). Розподіл енергії при діленні між продуктами:
5% - випромінювання, що практично не взаємодіє з речовиною (ṽ);
19% - випромінювання, що проникає (n, ɣ);
76% - короткопробіжне випромінювання (Aл, AВ, е-).
Середня енергія нейтронів ділення Ēn = 2 МеВ
Конкуруючими реакціями до ділення в паливному матеріалі виступають:
пружне розсіяння (не змінює кількість та енергію нейтронів);
непружне розсіяння (конвертує частину енергії нейтрону у гама-кванти);
радіаційний захват (конвертує нейтрон у гама-кванти та β- -випромінювання).
Особливості енергетичної залежності нейтронних перерізів 235U, 238U:
переріз ділення 235U для теплових нейтронів (Ēn = 0,025 еВ) на 3 порядки більший, ніж для нейтронів ділення (Ēn = 2 МеВ);
переріз захвату 238U (основна складова природного урану – 99,3%) для теплових нейтронів лише на 1,5 порядки більший, ніж для нейтронів ділення.
Найбільш вигідна енергія нейтронів – теплова, що обумовило бурхливий розвиток реакторів на теплових нейтронах.
При ізотропній кутовій залежності ймовірності (перерізу) розсіяння, середня втрата енергії складає ΔЕпр. = 2/А. Тому уповільнення нейтронів легко забезпечується пружним розсіянням на легких ядрах.