زنجیره رآکتور هسته ای "مبانی فیزیکی انرژی هسته ای

اهمیت انرژی هسته ای در دنیای مدرن

انرژی هسته ای در چند دهه گذشته پیشرفت های زیادی داشته است و به یکی از مهم ترین منابع برق برای بسیاری از کشورها تبدیل شده است. در عین حال، باید به خاطر داشت که در پشت توسعه این بخش از اقتصاد ملی، تلاش های عظیم ده ها هزار دانشمند، مهندس و کارگر عادی وجود دارد که هر کاری انجام می دهند تا اطمینان حاصل شود که "اتم صلح آمیز" به تبدیل نمی شود. یک تهدید واقعی برای میلیون ها نفر. هسته واقعی هر نیروگاه هسته ای راکتور هسته ای است.

تاریخچه ایجاد یک راکتور هسته ای

اولین چنین دستگاهی در اوج جنگ جهانی دوم در ایالات متحده آمریکا توسط دانشمند و مهندس معروف E. Fermi ساخته شد. این راکتور هسته‌ای به دلیل ظاهر غیرمعمولش که شبیه دسته‌ای از بلوک‌های گرافیتی است که روی هم چیده شده‌اند، پشته شیکاگو نامیده می‌شود. شایان ذکر است که این دستگاه بر روی اورانیوم کار می کرد که درست بین بلوک ها قرار می گرفت.

ایجاد رآکتور هسته ای در اتحاد جماهیر شوروی

در کشور ما نیز به مسائل هسته ای توجه بیشتری شد. علیرغم این واقعیت که تلاش های اصلی دانشمندان بر استفاده نظامی از اتم متمرکز بود، آنها به طور فعال از نتایج به دست آمده برای اهداف صلح آمیز استفاده کردند. اولین راکتور هسته ای با نام رمز F-1 توسط گروهی از دانشمندان به رهبری فیزیکدان معروف I. Kurchatov در اواخر دسامبر 1946 ساخته شد. اشکال مهم آن عدم وجود هر نوع سیستم خنک کننده بود، بنابراین قدرت انرژی آزاد شده بسیار ناچیز بود. در همان زمان، محققان شوروی کارهایی را که شروع کرده بودند به پایان رساندند، که نتیجه آن تنها هشت سال بعد افتتاح اولین نیروگاه هسته ای جهان در شهر اوبنینسک بود.

اصل عملکرد راکتور

راکتور هسته ای یک وسیله فنی بسیار پیچیده و خطرناک است. اصل عملکرد آن بر این واقعیت استوار است که در هنگام فروپاشی اورانیوم، چندین نوترون آزاد می شود که به نوبه خود ذرات بنیادی را از اتم های اورانیوم همسایه خارج می کند. این واکنش زنجیره ای مقدار قابل توجهی انرژی را به صورت گرما و اشعه گاما آزاد می کند. در عین حال، باید این واقعیت را در نظر گرفت که اگر این واکنش به هیچ وجه کنترل نشود، شکافت اتم‌های اورانیوم مدت کوتاهممکن است منجر به یک انفجار قوی با پیامدهای نامطلوب شود.

برای اینکه واکنش در محدوده های کاملاً تعریف شده انجام شود، طراحی یک راکتور هسته ای از اهمیت بالایی برخوردار است. در حال حاضر، هر یک از این ساختارها نوعی دیگ بخار است که از طریق آن مایع خنک کننده جریان می یابد. معمولاً در این ظرفیت از آب استفاده می شود، اما نیروگاه های هسته ای هستند که از گرافیت مایع یا آب سنگین استفاده می کنند. تصور یک راکتور هسته ای مدرن بدون صدها کاست شش ضلعی خاص غیرممکن است. آنها حاوی عناصر مولد سوخت هستند که از طریق کانال های خنک کننده جریان می یابد. این کاست با یک لایه ویژه پوشانده شده است که قادر به بازتاب نوترون ها و در نتیجه کاهش سرعت واکنش زنجیره ای است.

راکتور هسته ای و حفاظت از آن

دارای چندین سطح حفاظتی است. علاوه بر خود بدنه، روی آن با عایق حرارتی ویژه و حفاظت بیولوژیکی پوشیده شده است. از نظر مهندسی، این سازه یک پناهگاه بتن مسلح قدرتمند است که درهای آن تا حد امکان محکم بسته می شود.

در سال 1948، به پیشنهاد I.V. Kurchatov، اولین کار بر روی کاربرد عملیانرژی اتمی برای تولید برق اولین نیروگاه هسته ای صنعتی جهان با ظرفیت 5 مگاوات در 27 ژوئن 1954 در اتحاد جماهیر شوروی در شهر اوبنینسک واقع در منطقه کالوگا راه اندازی شد.

در خارج از اتحاد جماهیر شوروی، اولین نیروگاه هسته ای صنعتی با ظرفیت 46 مگاوات در سال 1956 در کالدر هال (بریتانیا) به بهره برداری رسید. یک سال بعد، یک نیروگاه هسته ای 60 مگاواتی در شیپینگ پورت (ایالات متحده آمریکا) به بهره برداری رسید.

بزرگترین ناوگان نیروگاه های هسته ای جهان متعلق به ایالات متحده است. 104 واحد برق با ظرفیت کل حدود 100 گیگاوات در حال بهره برداری است. آنها 20 درصد از تولید برق را تامین می کنند.

فرانسه پیشرو جهان در استفاده از نیروگاه های هسته ای است. 59 نیروگاه هسته ای آن حدود 80 درصد کل برق را تولید می کنند. علاوه بر این، ظرفیت کل آنها کمتر از ظرفیت های آمریکایی است - حدود 70 گیگاوات.

در میان رهبران تعداد راکتورهای هسته ای در جهان، می توانید دو کشور آسیایی - ژاپن و کره جنوبی را پیدا کنید.

در طول سال‌های توسعه انرژی هسته‌ای، حوادث جدی چندین بار رخ داده است که مهمترین آنها در نیروگاه هسته‌ای جزیره سه مایلی آمریکا، نیروگاه هسته‌ای چرنوبیل اوکراین و نیروگاه هسته‌ای فوکوشیما-1 ژاپن بوده است.

مقامات بلاروس در حال برنامه ریزی برای ساخت نیروگاه هسته ای در منطقه گرودنو در چند ده کیلومتری مرز با لیتوانی هستند. این ایستگاه شامل دو بلوک با ظرفیت کل 2.4 هزار مگاوات خواهد بود. انتظار می رود اولی در سال 2016 و دومی در سال 2018 به بهره برداری برسد.

پیوندها

راکتور هسته ای

راکتور هسته ایراکتوری نامیده می شود که در آن یک واکنش زنجیره ای شکافت هسته ای کنترل شده رخ می دهد. در حال حاضر انواع مختلفی از راکتورهای هسته ای با قدرت های مختلف وجود دارد که از نظر انرژی نوترون های مورد استفاده، نوع سوخت هسته ای مورد استفاده، ساختار هسته راکتور، نوع تعدیل کننده، خنک کننده و غیره متفاوت است. اولین راکتور هسته ای در دسامبر 1942 در ایالات متحده آمریکا به رهبری E. Fermi ساخته شد. در اروپا، اولین راکتور هسته ای، نصب اف-1 بود. در 25 دسامبر 1946 در مسکو به رهبری I.V.

در شکل نموداری از عملکرد یک نیروگاه هسته ای با راکتور نیروی آب تحت فشار دو مداره نشان داده شده است. انرژی آزاد شده در هسته راکتور به خنک کننده اولیه منتقل می شود. در مرحله بعد، مایع خنک کننده وارد مبدل حرارتی (مولد بخار) می شود، جایی که آب مدار ثانویه را به جوش می آورد. بخار حاصل وارد توربین هایی می شود که ژنراتورهای الکتریکی را می چرخانند. در خروجی توربین ها، بخار وارد کندانسور می شود و در آنجا با مقدار زیادی آبی که از مخزن می آید خنک می شود.

راکتورهای نوترونی کند

راکتورهایی که بر روی نوترون های حرارتی کار می کنند (سرعت آنها 2·10 3 متر بر ثانیه است) از بخش های اصلی زیر تشکیل شده است:

الف) مواد شکافت پذیرکه به عنوان ایزوتوپ های اورانیوم (\(~^(233)_(92)U\) ,\(~^(235)_(92)U\))، توریم (\(~^(232)_ استفاده می شود. (90)Th\)) یا پلوتونیوم (\(~^(239)_(94)Pu\) , \(~^(240)_(94)Pu\) , \(~^(241)_(94 ) Pu\)); ب)تعدیل کننده نوترونی که گرافیت، آب سنگین یا معمولی است. V) بازتابنده نوترون، که معمولاً از همان موادی استفاده می شود که برای تعدیل نوترون ها استفاده می شود. ز)خنک کننده طراحی شده برای حذف گرما از هسته راکتور. آب، فلزات مایع و برخی مایعات آلی به عنوان خنک کننده استفاده می شود.د) γ میله های کنترل

; ه)(عناصر سوختی)، ساختار یکی از آنها در شکل 2 نشان داده شده است. پوسته زیرکونیوم برای جداسازی اورانیوم و محصولات واکنش زنجیره ای رادیواکتیو از تماس شیمیایی با محیط خارجی، اول از همه، با خنک کننده. عنصر سوخت باید گرما را به خوبی هدایت کند و آن را از سوخت هسته ای به خنک کننده منتقل کند.

برنج. 2. عناصر سوخت (میله های سوخت)

اگر واکنش کمتر از مقدار مورد نیاز نوترون تولید کند، واکنش زنجیره ای دیر یا زود متوقف می شود. اگر نوترون های بیشتری از حد لازم تولید شود، تعداد هسته های اورانیوم درگیر در واکنش شکافت به طور تصاعدی افزایش می یابد. اگر سرعت جذب نوترون افزایش نیابد، یک واکنش کنترل شده می تواند به یک انفجار هسته ای تبدیل شود.

سرعت جذب نوترون را می توان با استفاده از میله های کنترل ساخته شده از کادمیوم، هافنیوم، بور یا مواد دیگر تغییر داد (شکل 3).

گرمای آزاد شده در یک راکتور هسته ای در طی یک واکنش زنجیره ای شکافت هسته ای توسط خنک کننده - آب تحت فشار 10 مگاپاسکال منتقل می شود، در نتیجه آب بدون جوش تا 270 درجه سانتیگراد گرم می شود. سپس آب وارد مبدل حرارتی می شود و در آنجا بخش قابل توجهی از انرژی داخلی خود را به آب مدار ثانویه می دهد و با کمک پمپ ها دوباره وارد هسته راکتور می شود. آب مدار ثانویه در مبدل حرارتی به بخار تبدیل می شود که وارد آن می شود توربین بخار، راندن ژنراتور برق. مدار دوم نیز مانند مدار اول بسته است. پس از توربین، بخار وارد کندانسور می شود، جایی که سیم پیچ توسط آب جاری سرد خنک می شود. در اینجا بخار به آب تبدیل شده و با کمک پمپ ها دوباره وارد مبدل حرارتی می شود. جهت حرکت آب در مدارها به گونه ای است که در مبدل حرارتی جریان آب در هر دو مدار به سمت یکدیگر حرکت می کند. مدارهای جداگانه نیز ضروری هستند زیرا در مدار اولیه، آب عبوری از هسته راکتور تبدیل به رادیواکتیو می شود. در مدار دوم، بخار و آب عملا غیر رادیواکتیو هستند.

پیوندها

راکتورهای سریع

اگر از اورانیوم به عنوان سوخت هسته ای استفاده شود، که در آن محتوای ایزوتوپ \(~^(235)_(92)U\) به میزان قابل توجهی افزایش یافته باشد، در آن صورت راکتور هسته ای می تواند بدون استفاده از تعدیل کننده بر روی نوترون های سریع آزاد شده در طول زمان کار کند. شکافت هسته ای در چنین راکتوری، بیش از 1/3 از نوترون های آزاد شده در طی واکنش زنجیره ای می تواند توسط هسته های ایزوتوپ اورانیوم 238 جذب شود و در نتیجه هسته های ایزوتوپ اورانیوم 239 تشکیل شود.

هسته های ایزوتوپ جدید بتا رادیواکتیو هستند. در نتیجه فروپاشی بتا، هسته نود و سومین عنصر جدول تناوبی - نپتونیوم - تشکیل می شود. هسته نپتونیم به نوبه خود از طریق واپاشی بتا به هسته نود و چهارمین عنصر - پلوتونیوم تبدیل می شود:

\(~\begin(ماتریس) & \نزدیک \beta^- & \نزدیک \بتا^- & \\ ^(238)_(92)U + \ ^1_0n \به & ^(239)_(92)U \to \ & ^(239)_(93)Np \به \ & ^(239)_(94)Pu \end(ماتریس)\) .

بنابراین، هسته ایزوتوپ اورانیوم-238، پس از جذب یک نوترون، به طور خود به خود به هسته ایزوتوپ پلوتونیوم \(~^(239)_(94)Pu\ تبدیل می شود.

پلوتونیوم 239 از نظر توانایی در برهمکنش با نوترون ها به ایزوتوپ اورانیوم 235 بسیار شبیه است. هنگامی که یک نوترون جذب می شود، هسته پلوتونیوم تقسیم می شود و 3 نوترون منتشر می کند که می تواند از توسعه یک واکنش زنجیره ای پشتیبانی کند. در نتیجه، راکتور نوترونی سریع نه تنها تاسیساتی برای انجام واکنش زنجیره‌ای شکافت هسته‌های ایزوتوپ اورانیوم 235 است، بلکه در عین حال تاسیساتی برای تولید سوخت هسته‌ای جدید، پلوتونیوم-239، از سوخت گسترده و نسبتا ارزان است. ایزوتوپ اورانیوم 238 برای 1 کیلوگرم اورانیوم-235 مصرف شده در یک راکتور نوترونی سریع، بیش از یک کیلوگرم پلوتونیوم-239 می توان به دست آورد که به نوبه خود می تواند برای انجام یک واکنش زنجیره ای و تولید بخش جدیدی از پلوتونیوم از اورانیوم استفاده شود.

بنابراین، یک راکتور هسته ای سریع نوترونی می تواند به طور همزمان به عنوان یک نیروگاه و یک راکتور تولید کننده سوخت هسته ای عمل کند، که در نهایت امکان استفاده از ایزوتوپ کمیاب اورانیوم-235، بلکه ایزوتوپ اورانیوم-238 را نیز فراهم می کند که 140 برابر بیشتر است. در طبیعت فراوان، برای تولید انرژی.

پیوندها

نیروگاه هسته ای با راکتورهای سریع نوترونی (BN 600)
تصنیف نوترون های سریع: راکتور منحصر به فرد نیروگاه هسته ای بلویارسک

هدف از راکتورهای هسته ای

راکتورهای هسته ای با توجه به هدف خود به انواع زیر تقسیم می شوند:

الف) تحقیق - با کمک آنها پرتوهای قدرتمند نوترون برای اهداف علمی به دست می آید. ب) انرژی - در نظر گرفته شده برای به دست آوردنانرژی الکتریکی

پیوندها

در مقیاس صنعتی؛

نیروگاه‌های هسته‌ای در مقایسه با نیروگاه‌های حرارتی که با سوخت‌های فسیلی کار می‌کنند، مزایای زیادی دارند:

حجم کم سوخت مصرفی و امکان استفاده مجدد از آن پس از فرآوری: 1 کیلوگرم اورانیوم طبیعی جایگزین 20 تن زغال سنگ می شود. برای مقایسه، Troitskaya GRES به تنهایی، با ظرفیت 2000 مگاوات، دو بار قطار زغال سنگ را در روز می سوزاند.
اگرچه در حین کار یک نیروگاه هسته ای مقدار معینی گاز یونیزه در جو منتشر می شود، اما معمول است نیروگاه حرارتیهمراه با دود، انتشار تشعشعات بیشتری را به دلیل محتوای طبیعی عناصر رادیواکتیو در زغال سنگ منتشر می کند.
توان بیشتر را می توان از یک راکتور نیروگاه هسته ای (1000-1600 مگاوات در هر واحد نیرو) بدست آورد.

مسائل زیست محیطی

نیروگاه های هسته ای مدرن دارای ضریب راندمان تقریباً 30٪ هستند. بنابراین برای تولید 1000 مگاوات توان الکتریکی، توان حرارتی راکتور باید به 3000 مگاوات برسد. 2000 مگاوات باید توسط آب خنک کننده کندانسور منتقل شود. این امر منجر به گرمای بیش از حد موضعی مخازن طبیعی و به دنبال آن بروز مشکلات زیست محیطی می شود. یک وظیفه بسیار مهم اطمینان از ایمنی کامل پرتوی افرادی که در نیروگاه های هسته ای کار می کنند و جلوگیری از انتشار تصادفی مواد رادیواکتیو است که در مقادیر زیادی در هسته راکتور تجمع می کنند. هنگام توسعه راکتورهای هسته ای، این مشکل برطرف می شود توجه بزرگ. با این حال، انرژی هسته ای مانند بسیاری از صنایع دیگر با عوامل مضر و خطرناک تأثیرگذار مشخص می شود محیط زیست. بزرگترین خطر احتمالی آلودگی رادیواکتیو است.

تجربه در بهره برداری از نیروگاه های هسته ای در سراسر جهان نشان می دهد که زیست کره به طور قابل اعتمادی از قرار گرفتن در معرض تشعشع در طول عملیات عادی نیروگاه های هسته ای محافظت می شود. پس از حادثه در نیروگاه هسته ای چرنوبیل (1986)، مشکل ایمنی انرژی هسته ای به ویژه حاد شد. انفجار چهارمین راکتور در نیروگاه هسته ای چرنوبیل نشان داد که خطر تخریب هسته راکتور به دلیل اشتباهات پرسنلی و نقص طراحی همچنان یک واقعیت است. برای کاهش این خطر باید شدیدترین اقدامات انجام شود.

مشکلات پیچیده ای با دفع زباله های رادیواکتیو و برچیدن نیروگاه های هسته ای قدیمی به وجود می آید. معروف ترین محصولات پوسیدگی استرانسیم و سزیم هستند. بلوک های سوخت هسته ای مصرف شده باید خنک شوند. واقعیت این است که در هنگام فروپاشی رادیواکتیو، گرمای زیادی آزاد می شود که بلوک ها می توانند ذوب شوند. علاوه بر این، بلوک ها می توانند عناصر رادیواکتیو جدیدی را منتشر کنند. این عناصر به عنوان منابع رادیواکتیویته در پزشکی، صنعت و تحقیقات علمی استفاده می شوند. تمام زباله های هسته ای دیگر باید برای سال های طولانی ایزوله و ذخیره شوند. تنها پس از چند صد سال، رادیواکتیویته زباله کاهش می یابد و با پس زمینه طبیعی قابل مقایسه خواهد بود. زباله ها در ظروف مخصوصی قرار می گیرند که در معادن استخراج شده یا شکاف سنگ دفن می شوند.

طراحی و اصل عملیات

مکانیسم آزادسازی انرژی

تبدیل یک ماده تنها در صورتی با آزاد شدن انرژی آزاد همراه است که ماده دارای ذخیره انرژی باشد. دومی به این معنی است که ریز ذرات یک ماده در حالتی هستند که انرژی سکون آن بیشتر از حالت ممکن دیگری است که انتقال به آن وجود دارد. یک انتقال خود به خود همیشه توسط یک مانع انرژی جلوگیری می شود، برای غلبه بر آن ریزذره باید مقدار معینی از انرژی را از خارج دریافت کند - انرژی تحریک. واکنش اگزوانرژیک در این واقعیت است که در تبدیل متعاقب برانگیختگی، انرژی بیشتری از آنچه برای برانگیختن فرآیند لازم است آزاد می‌شود. دو راه برای غلبه بر سد انرژی وجود دارد: یا به دلیل انرژی جنبشی ذرات در حال برخورد، یا به دلیل انرژی اتصال ذره در حال اتصال.

اگر مقیاس ماکروسکوپی رهاسازی انرژی را در نظر داشته باشیم، آنگاه همه یا در ابتدا حداقل بخشی از ذرات ماده باید انرژی جنبشی لازم برای تحریک واکنش ها را داشته باشند. این تنها با افزایش دمای محیط به مقداری که در آن انرژی حرکت حرارتی به آستانه انرژی نزدیک می‌شود که روند فرآیند را محدود می‌کند، قابل دستیابی است. در مورد دگرگونی های مولکولی، یعنی واکنش های شیمیایی، چنین افزایشی معمولاً صدها کلوین است، اما در مورد واکنش های هسته ای به دلیل ارتفاع بسیار زیاد موانع کولنی هسته های در حال برخورد، حداقل 10 7 است. تحریک حرارتی واکنش‌های هسته‌ای در عمل فقط در طول سنتز سبک‌ترین هسته‌ها انجام می‌شود که در آن موانع کولن حداقل هستند (همجوشی گرما هسته‌ای).

تحریک با پیوستن ذرات به انرژی جنبشی زیادی نیاز ندارد، و بنابراین، به دمای محیط بستگی ندارد، زیرا به دلیل پیوندهای استفاده نشده ذاتی در نیروهای جاذبه ذرات رخ می دهد. اما برای برانگیختن واکنش ها، خود ذرات ضروری هستند. و اگر باز هم منظور ما یک عمل جداگانه از واکنش نیست، بلکه تولید انرژی در مقیاس ماکروسکوپی است، این تنها زمانی امکان پذیر است که یک واکنش زنجیره ای رخ دهد. مورد دوم زمانی اتفاق می افتد که ذرات تحریک کننده واکنش مجدداً به عنوان محصولات یک واکنش اگزونرژیک ظاهر شوند.

طراحی

هر رآکتور هسته ای از بخش های زیر تشکیل شده است:

هسته با سوخت هسته ای و تعدیل کننده؛
بازتابنده نوترون اطراف هسته؛
سیستم کنترل واکنش زنجیره ای، از جمله حفاظت اضطراری؛
حفاظت در برابر اشعه؛
سیستم کنترل از راه دور.

اصول فیزیکی عملیات

همچنین مقالات اصلی را ببینید:

وضعیت فعلی یک راکتور هسته ای را می توان با ضریب ضرب نوترون موثر مشخص کرد کیا واکنش پذیری ρ ، که با رابطه زیر مرتبط می شوند:

مقادیر زیر برای این مقادیر معمولی است:

ک> 1 - واکنش زنجیره ای با گذشت زمان افزایش می یابد، راکتور در داخل است فوق بحرانیحالت، واکنش پذیری آن ρ > 0;
ک < 1 - реакция затухает, реактор - زیر بحرانی, ρ < 0;
ک = 1, ρ = 0 - تعداد شکافت های هسته ای ثابت است، راکتور در یک پایدار است انتقادیوضعیت.

شرایط بحرانی برای یک راکتور هسته ای:

، کجا

معکوس کردن ضریب ضرب به وحدت با متعادل کردن ضرب نوترون ها با تلفات آنها به دست می آید. در واقع دو دلیل برای تلفات وجود دارد: جذب بدون شکافت و نشت نوترون در خارج از محیط پرورش.

بدیهی است که ک< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 برای راکتورهای حرارتی را می توان با به اصطلاح "فرمول 4 عامل" تعیین کرد:

، کجا

η بازده نوترون برای دو جذب است.

حجم راکتورهای قدرت مدرن می تواند به صدها متر مربع برسد و عمدتاً نه با شرایط بحرانی، بلکه با قابلیت حذف گرما تعیین می شود.

حجم بحرانیراکتور هسته ای - حجم هسته راکتور در حالت بحرانی. جرم بحرانی- جرم مواد شکافت پذیر راکتور که در وضعیت بحرانی قرار دارد.

راکتورهایی که سوخت آنها محلول های آبی نمک های ایزوتوپ های شکافت پذیر خالص با بازتابنده نوترون آب است، کمترین جرم بحرانی را دارند. برای 235 U این جرم 0.8 کیلوگرم، برای 239 Pu - 0.5 کیلوگرم است. با این حال، به طور گسترده شناخته شده است که جرم بحرانی راکتور LOPO (اولین راکتور اورانیوم غنی شده در جهان) که دارای بازتابنده اکسید بریلیوم بود، 0.565 کیلوگرم بود، با وجود این واقعیت که درجه غنی‌سازی برای ایزوتوپ 235 فقط کمی بیشتر بود. از 14 درصد از نظر تئوری، کوچکترین جرم بحرانی را دارد که این مقدار برای آن تنها 10 گرم است.

به منظور کاهش نشت نوترون، به هسته یک شکل کروی یا نزدیک به کروی داده می شود، به عنوان مثال، یک استوانه یا مکعب کوتاه، زیرا این ارقام کوچکترین نسبت سطح به حجم را دارند.

علیرغم این واقعیت که مقدار (e - 1) معمولاً کوچک است، نقش پرورش سریع نوترون بسیار بزرگ است، زیرا برای راکتورهای هسته ای بزرگ (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

برای شروع یک واکنش زنجیره ای، نوترون های تولید شده در طی شکافت خود به خودی هسته های اورانیوم معمولاً کافی هستند. همچنین می توان از یک منبع خارجی نوترون برای راه اندازی راکتور استفاده کرد، به عنوان مثال، مخلوطی از و یا مواد دیگر.

گودال ید

نوشتار اصلی: گودال ید

گودال ید - وضعیت یک راکتور هسته ای پس از خاموش شدن آن که با تجمع ایزوتوپ زنون کوتاه مدت مشخص می شود. این فرآیند منجر به ظهور موقت واکنش منفی قابل توجهی می شود، که به نوبه خود، رساندن راکتور را به ظرفیت طراحی خود در یک دوره معین (حدود 1-2 روز) غیرممکن می کند.

طبقه بندی

با هدف

با توجه به ماهیت استفاده، راکتورهای هسته ای به موارد زیر تقسیم می شوند:

راکتورهای برق، برای تولید انرژی الکتریکی و حرارتی مورد استفاده در بخش انرژی و همچنین برای نمک زدایی آب دریا در نظر گرفته شده است (رآکتورهای نمک زدایی نیز به عنوان صنعتی طبقه بندی می شوند). چنین راکتورهایی عمدتاً در نیروگاه های هسته ای استفاده می شوند. توان حرارتی راکتورهای قدرت مدرن به 5 گیگاوات می رسد. یک گروه جداگانه شامل:
- راکتورهای حمل و نقلطراحی شده برای تامین انرژی موتور خودرو. گسترده ترین گروه های کاربرد راکتورهای حمل و نقل دریایی مورد استفاده در زیردریایی ها و کشتی های سطحی مختلف و همچنین راکتورهای مورد استفاده در فناوری فضایی هستند.
راکتورهای آزمایشی، در نظر گرفته شده برای مطالعه مقادیر مختلف فیزیکی که ارزش آنها برای طراحی و بهره برداری از راکتورهای هسته ای ضروری است. قدرت چنین راکتورهایی از چند کیلووات تجاوز نمی کند.
راکتورهای تحقیقاتیکه در آن شار نوترون ها و کوانتوم های گاما ایجاد شده در هسته برای تحقیقات در زمینه فیزیک هسته ای، فیزیک حالت جامد، شیمی تشعشع، زیست شناسی، برای آزمایش مواد در نظر گرفته شده برای عملکرد در شارهای شدید نوترونی (از جمله قطعات راکتورهای هسته ای) استفاده می شود. تولید ایزوتوپ ها توان راکتورهای تحقیقاتی از 100 مگاوات تجاوز نمی کند. انرژی آزاد شده معمولاً استفاده نمی شود.
راکتورهای صنعتی (سلاح، ایزوتوپی).، برای تولید ایزوتوپ های مورد استفاده در زمینه های مختلف استفاده می شود. بیشترین استفاده برای تولید مواد سلاح های هسته ای، مانند 239 Pu. راکتورهایی که برای نمک زدایی آب دریا استفاده می شوند نیز به عنوان صنعتی طبقه بندی می شوند.

اغلب از راکتورها برای حل دو یا چند مشکل مختلف استفاده می شود که در این صورت نامیده می شوند چند منظوره. به عنوان مثال، برخی از راکتورهای قدرت، به ویژه در روزهای اولیه انرژی هسته ای، عمدتاً برای آزمایش طراحی شده بودند. راکتورهای سریع نوترونی می توانند به طور همزمان انرژی تولید کنند و ایزوتوپ تولید کنند. راکتورهای صنعتی علاوه بر وظیفه اصلی خود اغلب انرژی الکتریکی و حرارتی تولید می کنند.

با توجه به طیف نوترون

راکتور نوترونی حرارتی (آهسته) ("رآکتور حرارتی")
راکتور سریع نوترونی ("رآکتور سریع")

با قرار دادن سوخت

راکتورهای ناهمگن، که در آن سوخت به طور مجزا در هسته به شکل بلوک هایی قرار می گیرد که بین آنها یک تعدیل کننده وجود دارد.
راکتورهای همگن، که در آن سوخت و تعدیل کننده مخلوطی همگن هستند (سیستم همگن).

در یک راکتور ناهمگن، سوخت و تعدیل کننده را می توان به صورت فضایی از هم جدا کرد، به ویژه، در یک راکتور حفره ای، بازتابنده-گردان، حفره ای را با سوختی احاطه می کند که دارای تعدیل کننده نیست. از نقطه نظر فیزیکی هسته ای، معیار همگنی/ناهمگنی طراحی نیست، بلکه قرار دادن بلوک های سوخت در فاصله ای بیش از طول تعدیل نوترون در یک تعدیل کننده معین است. بنابراین، راکتورهایی با به اصطلاح "شبکه نزدیک" به صورت همگن طراحی می شوند، اگرچه در آنها سوخت معمولا از تعدیل کننده جدا می شود.

بلوک های سوخت هسته ای در یک راکتور ناهمگن مجموعه های سوختی (FA) نامیده می شوند که در هسته در گره های یک شبکه معمولی قرار دارند و تشکیل می شوند. سلول ها.

بر اساس نوع سوخت

ایزوتوپ های اورانیوم 235، 238، 233 (235 U، 238 U، 233 U)
ایزوتوپ پلوتونیوم 239 (239 Pu) همچنین ایزوتوپ های 239-242 Pu به شکل مخلوط با 238 U (سوخت MOX)
ایزوتوپ توریم 232 (232 Th) (از طریق تبدیل به 233 U)

بر اساس درجه غنی سازی:

اورانیوم طبیعی
اورانیوم با غنای ضعیف
اورانیوم بسیار غنی شده

بر اساس ترکیب شیمیایی:

فلز U
UC (کاربید اورانیوم) و غیره

بر اساس نوع خنک کننده

گاز، (رجوع کنید به رآکتور گرافیت-گاز)
D 2 O (آب سنگین، رآکتور هسته ای آب سنگین، CANDU را ببینید)

بر اساس نوع ناظم

C (گرافیت، رآکتور گرافیت-گاز، رآکتور گرافیت-آب را ببینید)
H2O (آب، رآکتور آب سبک، راکتور آب خنک، VVER را ببینید)
D 2 O (آب سنگین، رآکتور هسته ای آب سنگین، CANDU را ببینید)
هیدریدهای فلزی
بدون تعدیل کننده (به رآکتور سریع مراجعه کنید)

با طراحی

به روش تولید بخار

راکتور با مولد بخار خارجی (رجوع کنید به راکتور آب-آب، VVER)

طبقه بندی آژانس بین المللی انرژی اتمی

PWR (راکتورهای آب تحت فشار) - راکتور آب-آب (رآکتور آب تحت فشار).
BWR (رآکتور آب جوش) - راکتور آب جوش؛
FBR (راکتور مولد سریع) - راکتور مولد سریع؛
GCR (رآکتور گازی خنک) - راکتور خنک کننده با گاز؛
LWGR (رآکتور گرافیت آب سبک) - راکتور گرافیت-آب
PHWR (رآکتور آب سنگین تحت فشار) - راکتور آب سنگین

راکتورهای آب تحت فشار (حدود 62٪) و آب جوش (20٪) رایج ترین در جهان هستند.

مواد راکتور

موادی که راکتورها از آنها ساخته می‌شوند در دماهای بالا در زمینه‌ای از نوترون‌ها، کوانتات γ و قطعات شکافت عمل می‌کنند. بنابراین، همه مواد مورد استفاده در سایر شاخه های فناوری برای ساخت راکتور مناسب نیستند. هنگام انتخاب مواد راکتور، مقاومت در برابر تشعشع، بی اثری شیمیایی، سطح مقطع جذب و سایر خواص آنها در نظر گرفته می شود.

ناپایداری تابشی مواد در دماهای بالا تأثیر کمتری دارد. تحرک اتم ها به قدری زیاد می شود که احتمال بازگشت اتم هایی که از شبکه کریستالی به جای خود جدا شده اند یا ترکیب مجدد هیدروژن و اکسیژن در یک مولکول آب به طور قابل توجهی افزایش می یابد. بنابراین، تجزیه رادیویی آب در راکتورهای غیرجوش انرژی (به عنوان مثال VVER) ناچیز است، در حالی که در راکتورهای تحقیقاتی قدرتمند مقدار قابل توجهی از مخلوط انفجاری آزاد می شود. راکتورها سیستم های خاصی برای سوزاندن آن دارند.

مواد راکتور در تماس با یکدیگر هستند (پوسته سوخت با خنک کننده و سوخت هسته ای، کاست سوخت با خنک کننده و تعدیل کننده و غیره). به طور طبیعی، مواد در تماس باید از نظر شیمیایی بی اثر (سازگار) باشند. نمونه ای از ناسازگاری، ورود اورانیوم و آب داغ به یک واکنش شیمیایی است.

برای اکثر مواد، خواص مقاومتی به شدت با افزایش دما بدتر می شود. در راکتورهای قدرت، مواد ساختاری در دماهای بالا کار می کنند. این امر انتخاب مصالح ساختمانی را محدود می‌کند، به‌ویژه برای آن بخش‌هایی از راکتور قدرت که باید فشار بالا را تحمل کنند.

فرسودگی و بازتولید سوخت هسته ای

در حین کار یک راکتور هسته ای، به دلیل تجمع قطعات شکافت در سوخت، ترکیب ایزوتوپی و شیمیایی آن تغییر می کند و عناصر ترانس اورانیوم، عمدتا ایزوتوپ ها، تشکیل می شوند. اثر قطعات شکافت بر واکنش پذیری یک راکتور هسته ای نامیده می شود مسمومیت(برای قطعات رادیواکتیو) و سرباره زدن(برای ایزوتوپ های پایدار).

دلیل اصلی مسمومیت راکتور این است که بیشترین سطح مقطع جذب نوترون (2.6·10 6 انبار) را دارد. نیمه عمر 135 Xe تی 1/2 = 9.2 ساعت؛ عملکرد در طول تقسیم 6-7٪ است. بخش عمده ای از 135 Xe در نتیجه فروپاشی تشکیل می شود ( تی 1/2 = 6.8 ساعت). در صورت مسمومیت، کف 1-3٪ تغییر می کند. سطح مقطع جذب بزرگ 135 Xe و وجود ایزوتوپ میانی 135 I منجر به دو پدیده مهم می شود:

افزایش غلظت 135 Xe و در نتیجه کاهش واکنش‌پذیری راکتور پس از توقف یا کاهش توان ("پیت ید") که توقف کوتاه مدت و نوسانات توان خروجی را غیرممکن می‌کند. . این اثر با معرفی یک ذخیره واکنش پذیری در نهادهای نظارتی برطرف می شود. عمق و مدت چاه ید به شار نوترونی Ф بستگی دارد: در Ф = 5·10 18 نوترون/(cm²·sec) مدت زمان چاه ید 30 ساعت و عمق 2 برابر بیشتر از ثابت است. تغییر در Keff ناشی از مسمومیت 135 Xe.
در اثر مسمومیت، نوسانات فضایی و زمانی در شار نوترونی F و در نتیجه در توان راکتور ممکن است رخ دهد. این نوسانات در Ф > 10 18 نوترون/(cm²·sec) و اندازه های بزرگ راکتور رخ می دهد. دوره های نوسان ~ 10 ساعت.

شکافت هسته ای تعداد زیادی قطعه پایدار تولید می کند که در مقاطع مقطع جذبی در مقایسه با سطح مقطع جذب ایزوتوپ شکافت پذیر متفاوت است. غلظت قطعات با سطح مقطع جذب زیاد در چند روز اول کار راکتور به حد اشباع می رسد. اینها عمدتاً میله های سوخت "سنین" مختلف هستند.

در مورد تغییر کامل سوخت، راکتور دارای واکنش پذیری اضافی است که باید جبران شود، در حالی که در حالت دوم، جبران خسارت تنها زمانی لازم است که راکتور برای اولین بار راه اندازی شود. اضافه بار مداوم امکان افزایش عمق سوختن را فراهم می کند، زیرا واکنش راکتور توسط میانگین غلظت ایزوتوپ های شکافت پذیر تعیین می شود.

جرم سوخت بارگیری شده به دلیل "وزن" انرژی آزاد شده از جرم سوخت تخلیه شده بیشتر است. پس از خاموش شدن راکتور، ابتدا عمدتاً به دلیل شکافت توسط نوترون های تاخیری، و سپس، پس از 1-2 دقیقه، به دلیل تابش β و γ قطعات شکافت و عناصر ترانس اورانیوم، آزاد شدن انرژی در سوخت ادامه می یابد. اگر راکتور قبل از توقف به اندازه کافی طولانی کار کرده باشد، پس از 2 دقیقه پس از توقف، آزاد شدن انرژی حدود 3٪، پس از 1 ساعت - 1٪، پس از یک روز - 0.4٪، پس از یک سال - 0.05٪ از توان اولیه است.

نسبت تعداد ایزوتوپ های شکافت پذیر Pu در یک راکتور هسته ای به مقدار 235 U سوخته نامیده می شود. نرخ تبدیل K K. ارزش K K با کاهش غنی سازی و سوختن افزایش می یابد. برای یک راکتور آب سنگین با استفاده از اورانیوم طبیعی، با سوزاندن 10 گیگاوات در روز در تن KK = 0.55، و با سوختگی های کوچک (در این مورد K K نامیده می شود. ضریب پلوتونیوم اولیه) K K = 0.8. اگر یک راکتور هسته ای بسوزد و همان ایزوتوپ ها را تولید کند (راکتور پرورش دهنده)، نسبت نرخ تولید مثل به سرعت سوختن نامیده می شود. نرخ تولید مثل K V. در راکتورهای هسته ای با استفاده از نوترون های حرارتی K V< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов gرشد می کند و الفسقوط می کند.

کنترل راکتور هسته ای

کنترل یک راکتور هسته ای تنها به این دلیل امکان پذیر است که در حین شکافت، برخی از نوترون ها با تاخیر از قطعات خارج می شوند که می تواند از چند میلی ثانیه تا چند دقیقه متغیر باشد.

برای کنترل راکتور، از میله‌های جاذب استفاده می‌شود که وارد هسته می‌شوند، از موادی ساخته شده‌اند که نوترون‌ها (عمدتا و برخی دیگر) را به شدت جذب می‌کنند و/یا محلولی از اسید بوریک، که در غلظت خاصی به خنک‌کننده اضافه می‌شود (کنترل بور). . حرکت میله ها توسط مکانیزم های خاص، درایوها، بر اساس سیگنال های اپراتور یا تجهیزات کنترل خودکار شار نوترون، کنترل می شود.

در صورت متفاوت بودن موقعیت های اضطراریدر هر راکتور، یک خاتمه اضطراری واکنش زنجیره ای ارائه می شود که با انداختن تمام میله های جذب کننده در هسته انجام می شود - یک سیستم حفاظت اضطراری.

گرمای باقیمانده

یک موضوع مهم که مستقیماً با ایمنی هسته ای مرتبط است، گرمای واپاشی است. این یک ویژگی خاص سوخت هسته ای است، که شامل این واقعیت است که پس از توقف واکنش زنجیره ای شکافت و اینرسی حرارتی معمول برای هر منبع انرژی، انتشار گرما در راکتور برای مدت طولانی ادامه می یابد، که باعث ایجاد یک تعدادی از مشکلات فنی پیچیده

گرمای باقیمانده نتیجه تجزیه β و γ محصولات شکافت است که در طول کار راکتور در سوخت انباشته می شوند. هسته های حاصل از شکافت به دلیل پوسیدگی، با آزاد شدن انرژی قابل توجهی به حالت پایدارتر یا کاملاً پایدار تبدیل می شوند.

اگرچه سرعت انتشار گرمای واپاشی به سرعت به مقادیر کوچک در مقایسه با مقادیر حالت پایدار کاهش می‌یابد، در راکتورهای با قدرت بالا به صورت مطلق قابل توجه است. به همین دلیل، تولید گرمای باقیمانده مستلزم نیاز به مدت طولانی برای اطمینان از حذف گرما از هسته راکتور پس از خاموش شدن است. این کار مستلزم طراحی تاسیسات راکتور برای داشتن سیستم های خنک کننده با منبع تغذیه قابل اعتماد است و همچنین نیاز به ذخیره طولانی مدت (3-4 سال) سوخت هسته ای مصرف شده در تاسیسات ذخیره سازی با رژیم دمایی ویژه - استخرهای خنک کننده دارد. معمولاً در مجاورت راکتور قرار دارد.

همچنین ببینید

فهرست رآکتورهای هسته ای طراحی و ساخته شده در اتحاد جماهیر شوروی

ادبیات

لوین وی. فیزیک هسته ایو راکتورهای هسته ایویرایش 4 - م.: اتمیزدات، 1358.
Shukolyukov A. Yu. راکتور هسته ای طبیعی. «شیمی و زندگی» شماره 6، 1980، ص. 20-24

یادداشت ها

"ZEEP - اولین راکتور هسته ای کانادا"، موزه علم و فناوری کانادا.
Greshilov A. A.، Egupov N. D.، Matushchenko A. M.سپر هسته ای - م.: آرم ها، 2008. - 438 ص. -

طراحی و اصل عملیات

مکانیسم آزادسازی انرژی

طراحی

هر رآکتور هسته ای از بخش های زیر تشکیل شده است:

هسته با سوخت هسته ای و تعدیل کننده؛
بازتابنده نوترون اطراف هسته؛
سیستم کنترل واکنش زنجیره ای، از جمله حفاظت اضطراری؛
حفاظت در برابر اشعه؛
سیستم کنترل از راه دور.

اصول فیزیکی عملیات

همچنین مقالات اصلی را ببینید:

مقادیر زیر برای این مقادیر معمولی است:

ک> 1 - واکنش زنجیره ای با گذشت زمان افزایش می یابد، راکتور در داخل است فوق بحرانیحالت، واکنش پذیری آن ρ > 0;
ک < 1 - реакция затухает, реактор - زیر بحرانی, ρ < 0;
ک = 1, ρ = 0 - تعداد شکافت های هسته ای ثابت است، راکتور در یک پایدار است انتقادیوضعیت.

شرایط بحرانی برای یک راکتور هسته ای:

، کجا

k 0 برای راکتورهای حرارتی را می توان با به اصطلاح "فرمول 4 عامل" تعیین کرد:

، کجا

η بازده نوترون برای دو جذب است.

گودال ید

نوشتار اصلی: گودال ید

طبقه بندی

با هدف

با توجه به ماهیت استفاده، راکتورهای هسته ای به موارد زیر تقسیم می شوند:

راکتورهای برق، برای تولید انرژی الکتریکی و حرارتی مورد استفاده در بخش انرژی و همچنین برای نمک زدایی آب دریا در نظر گرفته شده است (رآکتورهای نمک زدایی نیز به عنوان صنعتی طبقه بندی می شوند). چنین راکتورهایی عمدتاً در نیروگاه های هسته ای استفاده می شوند. توان حرارتی راکتورهای قدرت مدرن به 5 گیگاوات می رسد. یک گروه جداگانه شامل:
- راکتورهای حمل و نقلطراحی شده برای تامین انرژی موتور خودرو. گسترده ترین گروه های کاربرد راکتورهای حمل و نقل دریایی مورد استفاده در زیردریایی ها و کشتی های سطحی مختلف و همچنین راکتورهای مورد استفاده در فناوری فضایی هستند.
راکتورهای آزمایشی، در نظر گرفته شده برای مطالعه مقادیر مختلف فیزیکی که ارزش آنها برای طراحی و بهره برداری از راکتورهای هسته ای ضروری است. قدرت چنین راکتورهایی از چند کیلووات تجاوز نمی کند.
راکتورهای تحقیقاتیکه در آن شار نوترون ها و کوانتوم های گاما ایجاد شده در هسته برای تحقیقات در زمینه فیزیک هسته ای، فیزیک حالت جامد، شیمی تشعشع، زیست شناسی، برای آزمایش مواد در نظر گرفته شده برای عملکرد در شارهای شدید نوترونی (از جمله قطعات راکتورهای هسته ای) استفاده می شود. تولید ایزوتوپ ها توان راکتورهای تحقیقاتی از 100 مگاوات تجاوز نمی کند. انرژی آزاد شده معمولاً استفاده نمی شود.
راکتورهای صنعتی (سلاح، ایزوتوپی).، برای تولید ایزوتوپ های مورد استفاده در زمینه های مختلف استفاده می شود. بیشترین استفاده برای تولید مواد سلاح های هسته ای، مانند 239 Pu. راکتورهایی که برای نمک زدایی آب دریا استفاده می شوند نیز به عنوان صنعتی طبقه بندی می شوند.

با توجه به طیف نوترون

راکتور نوترونی حرارتی (آهسته) ("رآکتور حرارتی")
راکتور سریع نوترونی ("رآکتور سریع")

با قرار دادن سوخت

راکتورهای ناهمگن، که در آن سوخت به طور مجزا در هسته به شکل بلوک هایی قرار می گیرد که بین آنها یک تعدیل کننده وجود دارد.
راکتورهای همگن، که در آن سوخت و تعدیل کننده مخلوطی همگن هستند (سیستم همگن).

بر اساس نوع سوخت

ایزوتوپ های اورانیوم 235، 238، 233 (235 U، 238 U، 233 U)
ایزوتوپ پلوتونیوم 239 (239 Pu) همچنین ایزوتوپ های 239-242 Pu به شکل مخلوط با 238 U (سوخت MOX)
ایزوتوپ توریم 232 (232 Th) (از طریق تبدیل به 233 U)

بر اساس درجه غنی سازی:

اورانیوم طبیعی
اورانیوم با غنای ضعیف
اورانیوم بسیار غنی شده

بر اساس ترکیب شیمیایی:

فلز U
UC (کاربید اورانیوم) و غیره

بر اساس نوع خنک کننده

گاز، (رجوع کنید به رآکتور گرافیت-گاز)
D 2 O (آب سنگین، رآکتور هسته ای آب سنگین، CANDU را ببینید)

بر اساس نوع ناظم

C (گرافیت، رآکتور گرافیت-گاز، رآکتور گرافیت-آب را ببینید)
H2O (آب، رآکتور آب سبک، راکتور آب خنک، VVER را ببینید)
D 2 O (آب سنگین، رآکتور هسته ای آب سنگین، CANDU را ببینید)
هیدریدهای فلزی
بدون تعدیل کننده (به رآکتور سریع مراجعه کنید)

با طراحی

به روش تولید بخار

راکتور با مولد بخار خارجی (رجوع کنید به راکتور آب-آب، VVER)

طبقه بندی آژانس بین المللی انرژی اتمی

PWR (راکتورهای آب تحت فشار) - راکتور آب-آب (رآکتور آب تحت فشار).
BWR (رآکتور آب جوش) - راکتور آب جوش؛
FBR (راکتور مولد سریع) - راکتور مولد سریع؛
GCR (رآکتور گازی خنک) - راکتور خنک کننده با گاز؛
LWGR (رآکتور گرافیت آب سبک) - راکتور گرافیت-آب
PHWR (رآکتور آب سنگین تحت فشار) - راکتور آب سنگین

راکتورهای آب تحت فشار (حدود 62٪) و آب جوش (20٪) رایج ترین در جهان هستند.

مواد راکتور

فرسودگی و بازتولید سوخت هسته ای

افزایش غلظت 135 Xe و در نتیجه کاهش واکنش‌پذیری راکتور پس از توقف یا کاهش توان ("پیت ید") که توقف کوتاه مدت و نوسانات توان خروجی را غیرممکن می‌کند. . این اثر با معرفی یک ذخیره واکنش پذیری در نهادهای نظارتی برطرف می شود. عمق و مدت چاه ید به شار نوترونی Ф بستگی دارد: در Ф = 5·10 18 نوترون/(cm²·sec) مدت زمان چاه ید 30 ساعت و عمق 2 برابر بیشتر از ثابت است. تغییر در Keff ناشی از مسمومیت 135 Xe.
در اثر مسمومیت، نوسانات فضایی و زمانی در شار نوترونی F و در نتیجه در توان راکتور ممکن است رخ دهد. این نوسانات در Ф > 10 18 نوترون/(cm²·sec) و اندازه های بزرگ راکتور رخ می دهد. دوره های نوسان ~ 10 ساعت.

کنترل راکتور هسته ای

در شرایط مختلف اضطراری، هر راکتور با یک خاتمه اضطراری واکنش زنجیره ای ارائه می شود که با انداختن تمام میله های جذب به داخل هسته انجام می شود - یک سیستم حفاظت اضطراری.

گرمای باقیمانده

همچنین ببینید

فهرست رآکتورهای هسته ای طراحی و ساخته شده در اتحاد جماهیر شوروی

ادبیات

لوین وی. فیزیک هسته ای و راکتورهای هسته ایویرایش 4 - م.: اتمیزدات، 1358.
Shukolyukov A. Yu. راکتور هسته ای طبیعی. «شیمی و زندگی» شماره 6، 1980، ص. 20-24

یادداشت ها

"ZEEP - اولین راکتور هسته ای کانادا"، موزه علم و فناوری کانادا.
Greshilov A. A.، Egupov N. D.، Matushchenko A. M.سپر هسته ای - م.: آرم ها، 2008. - 438 ص. -

راکتور هسته ای، اصل کار، بهره برداری از یک راکتور هسته ای.

هر روز از برق استفاده می کنیم و به این فکر نمی کنیم که چگونه تولید می شود و چگونه به دست ما رسیده است. با این وجود، یکی از مهم ترین بخش های تمدن مدرن است. بدون برق هیچ چیز وجود نخواهد داشت - نه نور، نه گرما، نه حرکت.

همه می دانند که برق در نیروگاه ها از جمله نیروگاه های هسته ای تولید می شود. قلب هر نیروگاه هسته ای است راکتور هسته ای. این همان چیزی است که در این مقاله به آن خواهیم پرداخت.

راکتور هسته ای، دستگاهی است که در آن یک واکنش زنجیره ای هسته ای کنترل شده با انتشار گرما رخ می دهد. این دستگاه ها عمدتاً برای تولید برق و راندن کشتی های بزرگ استفاده می شوند. برای تصور قدرت و کارایی راکتورهای هسته ای می توان مثالی زد. در جایی که یک راکتور هسته ای متوسط به 30 کیلوگرم اورانیوم نیاز دارد، یک نیروگاه حرارتی متوسط به 60 واگن زغال سنگ یا 40 مخزن نفت کوره نیاز دارد.

نمونه اولیه راکتور هسته ایدر دسامبر 1942 در ایالات متحده آمریکا به سرپرستی E. Fermi ساخته شد. این به اصطلاح "پشته شیکاگو" بود. شیکاگو شمع (بعداً کلمه«پیل» همراه با معانی دیگر به معنای راکتور هسته ای آمده است).این نام را به این دلیل داده اند که شبیه یک پشته بزرگ از بلوک های گرافیتی است که روی هم قرار گرفته اند.

بین بلوک ها "سیالات کاری" کروی ساخته شده از اورانیوم طبیعی و دی اکسید آن قرار داده شده بود.

در اتحاد جماهیر شوروی، اولین راکتور تحت رهبری آکادمیک I.V. راکتور F-1 در 25 دسامبر 1946 به بهره برداری رسید. راکتور کروی شکل بود و قطری در حدود 7.5 متر داشت. هیچ سیستم خنک کننده ای نداشت، بنابراین در سطوح توان بسیار پایین کار می کرد.

تحقیقات ادامه یافت و در 27 ژوئن 1954 اولین نیروگاه هسته ای جهان با ظرفیت 5 مگاوات در اوبنینسک به بهره برداری رسید.

اصل عملکرد یک راکتور هسته ای

در طی تجزیه اورانیوم U 235، گرما آزاد می شود که با آزاد شدن دو یا سه نوترون همراه است. طبق آمار - 2.5. این نوترون ها با دیگر اتم های اورانیوم U235 برخورد می کنند. در طی یک برخورد، اورانیوم U 235 به یک ایزوتوپ ناپایدار U 236 تبدیل می شود که تقریباً بلافاصله به Kr 92 و Ba 141 + همین 2-3 نوترون تجزیه می شود. پوسیدگی با آزاد شدن انرژی به شکل تابش گاما و گرما همراه است.

این واکنش زنجیره ای نامیده می شود. اتم ها تقسیم می شوند، تعداد واپاشی ها به صورت تصاعدی افزایش می یابد، که در نهایت منجر به رعد و برق سریع، طبق استانداردهای ما، آزاد شدن مقدار زیادی انرژی می شود - یک انفجار اتمی در نتیجه یک واکنش زنجیره ای غیرقابل کنترل رخ می دهد.

با این حال، در راکتور هسته ایما با واکنش هسته ای کنترل شدهچگونه این امکان پذیر می شود در زیر توضیح داده شده است.

ساختار یک راکتور هسته ای

در حال حاضر، دو نوع راکتور هسته ای وجود دارد: VVER (رآکتور آب تحت فشار) و RBMK (راکتور). قدرت بالاکانال). تفاوت این است که RBMK یک راکتور در حال جوش است، در حالی که VVER از آب تحت فشار 120 اتمسفر استفاده می کند.

راکتور VVER 1000 - درایو سیستم کنترل. 2 - پوشش راکتور; 3 - بدنه راکتور; 4 - بلوک لوله های محافظ (BZT); 5 - شفت; 6 - محفظه هسته؛ 7 - مجموعه های سوخت (FA) و میله های کنترل.

هر رآکتور هسته ای صنعتی دیگ بخاری است که مایع خنک کننده از آن عبور می کند. به عنوان یک قاعده، این آب معمولی (حدود 75٪ در جهان)، گرافیت مایع (20٪) و آب سنگین (5٪) است. برای اهداف تجربی، بریلیم مورد استفاده قرار گرفت و به عنوان یک هیدروکربن فرض شد.

TVEL– (عنصر سوختی). اینها میله هایی در یک پوسته زیرکونیوم با آلیاژ نیوبیم هستند که در داخل آن قرص های دی اکسید اورانیوم قرار دارد.

TVEL raktor RBMK. طراحی عنصر سوخت راکتور RBMK: 1 - پلاگین. 2 - قرص دی اکسید اورانیوم; 3 - پوسته زیرکونیوم; 4 - بهار; 5 - بوش; 6 - نکته

TVEL همچنین دارای یک سیستم فنری برای نگه داشتن گلوله های سوخت در همان سطح است که امکان تنظیم دقیق تر عمق غوطه وری/حذف سوخت در هسته را فراهم می کند. آنها در کاست های شش ضلعی مونتاژ می شوند که هر کدام شامل چندین میله سوخت است. مایع خنک کننده از طریق کانال های موجود در هر کاست جریان می یابد.

میله های سوخت در کاست با رنگ سبز مشخص شده اند.

مونتاژ کاست سوخت.

هسته راکتور متشکل از صدها کاست است که به صورت عمودی قرار گرفته اند و توسط یک پوسته فلزی به هم متصل شده اند - بدنه ای که نقش بازتابنده نوترونی را نیز ایفا می کند. در بین کاست ها، میله های کنترل و میله های حفاظت اضطراری راکتور در فواصل زمانی معین تعبیه شده اند که برای خاموش شدن راکتور در صورت گرم شدن بیش از حد طراحی شده اند.

اجازه دهید به عنوان مثال داده هایی را در مورد راکتور VVER-440 ارائه دهیم:

کنترل کننده ها می توانند به سمت بالا و پایین حرکت کنند، غوطه ور شوند یا برعکس، منطقه فعال را ترک کنند، جایی که واکنش شدیدترین است. این امر توسط موتورهای الکتریکی قدرتمند در ارتباط با یک سیستم کنترل تضمین می شود.

هر رآکتور دارای درپوشی است که از طریق آن کاست های مستعمل و جدید بارگیری و تخلیه می شوند.

عایق حرارتی معمولا در بالای مخزن راکتور نصب می شود. مانع بعدی حفاظت بیولوژیکی است. این معمولا یک پناهگاه بتن مسلح است که ورودی آن توسط یک قفل هوا با درهای مهر و موم شده بسته می شود. حفاظت بیولوژیکی برای جلوگیری از انتشار بخار رادیواکتیو و قطعات راکتور در جو در صورت وقوع انفجار طراحی شده است.

انفجار هسته ای در راکتورهای مدرن بسیار بعید است. زیرا سوخت کاملاً کمی غنی شده و به عناصر سوختی تقسیم می شود. حتی اگر هسته ذوب شود، سوخت قادر به واکنش فعال نخواهد بود. بدترین چیزی که می تواند اتفاق بیفتد یک انفجار حرارتی است مانند انفجار چرنوبیل، زمانی که فشار در راکتور به حدی رسید که پوشش فلزی به سادگی ترکید و پوشش راکتور با وزن 5000 تن یک پرش معکوس انجام داد و از سقف رآکتور عبور کرد. محفظه راکتور و خروج بخار از بیرون. اگر نیروگاه هسته‌ای چرنوبیل به حفاظت بیولوژیکی مناسب مانند تابوت‌های امروزی مجهز می‌شد، این فاجعه هزینه بسیار کمتری برای بشریت داشت.

بهره برداری از نیروگاه هسته ای.

به طور خلاصه، این چیزی است که raboboa به نظر می رسد.

نیروگاه هسته ای. (قابل کلیک)

پس از ورود به هسته راکتور با استفاده از پمپ ها، آب از 250 تا 300 درجه گرم می شود و از "سمت دیگر" راکتور خارج می شود. به این مدار اول می گویند. پس از آن به مبدل حرارتی فرستاده می شود، جایی که مدار دوم را ملاقات می کند. پس از آن بخار تحت فشار بر روی پره های توربین جریان می یابد. توربین ها برق تولید می کنند.