1. Принцип работы ядерного реактора. Основные элементы конструкции ядерного реактора.

Ядерная энергия, выделяемая в реакторной установке (РУ) за счет деления топлива, преобразуется в тепловую, для чего через реактор при помощи главного циркуляционного насоса (ГЦН) прокачивается теплоноситель (вода). Теплоноситель из реактора поступает в парогенератор (ПГ), где передает тепловую энергию рабочему телу (пар). Пар из парогенератора поступает в турбогенератор (ТГ), где происходит преобразование тепловой энергии в электрическую. Далее пар конденсируется в конденсаторе (К) и рабочее тело (вода) конденсатным (КН) и питательным (ПН) насосом через систему регенераторов низкого (РНД) и высокого (РВД) давления подается в парогенератор.

Основные ядреные реакции внутри активной зоны

В большинстве реакторов на тепловых нейтронах топливом служит ²³⁵U.

²³⁵U + n  f  E = 200 МэВ/дел

 ²³⁶U (в значительно меньшей степени)

²³⁸U + n  ²³⁹U - ²³⁹Np - ²³⁹Pu

²³⁹Pu + n  f (E_Pu > E_U)

 ²⁴⁰Pu (в значительно меньшей степени).

Т. е. в реакторе кроме деления с образованием продуктов деления и выделения энергии происходит изменение изотопного состава топлива (накопление Pu).

При определенных условиях Pu может получиться больше, чем делится U. После переработки ²³⁹Pu может быть использован в качестве топлива.

Эффективное получение Pu производится в реакторах, работающих на быстрых нейтронах.

Основные энергетические показатели реактора

1. Коэффициент воспроизводства топлива

где:M_загр и M_выгр – массы загружаемого и выгружаемого топлива в реактор.

Для реакторов, работающих на тепловых нейтронах (ВВЭР, РБМК) КВ  0,5

Для реакторов на быстрых нейтрона КВ до 2.

Перспективными являются станции реакторами БРЕСТ (быстрый реактор со свинцовым теплоносителем). КВ = 1. Но станция включает химическое производство, что позволяет внутри станции перерабатывать и повторно использовать наработанное топливо.

Широкое использование Th в качестве топлива позволяет не только увеличить энергоресурсы, но ториевые реакторы позволяют получить КВ = 1 даже на тепловых нейтронах.

2. Удельный расход топлива

C_f ^н и C_f ^к - концентрации делящегося элемента в начале и конце кампании, W – энерговыработка за этот период (МВт ч)

Удельный расход характеризует эффективности использования топлива. В отличие от станций, работающих на органическом топливе на ядерных электростанциях g₀ может быть равен 0 и даже меньше 0.

m _f - показывает сколько г топлива необходимо сжечь в реакторе для получения 1 МВтч электроэнергии.

- характеристика топлива;

_f и _a - среднее число делений и среднее число поглощений в топливе за единицу времени.

 = N

Нейтронно-физические характеристики ядерного реактора

N – количество нейтронов в активной зоне.

N_f – количество прибывающих нейтронов (деление)

N_a – убыль за счет поглощения

J – убыль за счет утечки.

Для обеспечения стационарного режима N = const

K_эф - эффективный коэффициент размножения.

Т. е. эффективный коэффициент размножения – это отношение прибыли нейтронов в активной зоне к их убыли.

K_эф = 1 – стационарный режим;

К_эф < 1 - затухание ядерной реакции;

К_эф > 1 – разгон.

 - реактивность.

 показывает относительное отклонение К_эф от 1 (стационарного режима).

 = 0 – стационарный режим;

 < 0 – затухание реакции;

 > 0 – разгон.

- коэффициент размножения в бесконечной среде.

К_ - является характеристикой топлива и практически не зависит от геометрии активной зоны.

- вероятность избежать утечки.

Р – не зависит от характеристик топлива, а зависит только от геометрических характеристик активной зоны.

K_эф = K_ Р

æ² – геометрический параметр ядерного реактора

L² – длина диффузии;

, где R – геометрические размеры активной зоны.

Для больших реакторов æ²  0  P  1

K_ =    

- число нейтронов деления на один поглощенный топливом тепловой нейтрон.

 = 2,42   = 2,07 (для ²³⁵U)

 - вероятность избежать резонансного захвата при замедлении;

 - коэффициент использования тепловых нейтронов

 - коэффициент размножения на быстрых нейтронах

 = 1,015 …1,02 (для энергетических реакторов).

Изменение мощности реактора во времени

T – период удвоения мощности;

K_эф > 1  T > 0

K_эф = 1  T = 

K_эф < 1  T < 0

- число нейтронов, возникающих в реакторе на одно поглощение.

- число нейтронов уходящих из активной зоны на одно поглощение.

- число нейтронов, уходящих из активной зоны (поглощенных вне активной зоны) на одно деление.

- число нейтронов, поглощенных в активной зоне на одно деление.