- •Введение. Теория Эйнштейна [править]
- •Связь между коэффициентами [править]
- •Свойства вынужденного испускания [править]
- •Применение [править]
- •Феноменологическое определение Эйнштейна [править]
- •Скорость спонтанной релаксации постоянна? [править]
- •Причина спонтанного излучения [править]
- •История создания [править]
- •История [править]
- •Устройство и принцип работы [править] Механизм энерговыделения [править]
- •Конструкция [править]
- •Физические принципы работы [править]
- •Иодная яма [править]
- •Классификация [править] По назначению [править]
- •По спектру нейтронов [править]
- •По размещению топлива [править]
- •По виду топлива [править]
- •Материалы реакторов [править]
- •Выгорание и воспроизводство ядерного топлива [править]
- •Управление ядерным реактором [править]
- •Остаточное тепловыделение [править]
- •Ядерный реактор, принцип действия, работа ядерного реактора.
- •Принцип действия атомного реактора.
- •Устройство ядерного реактора.
- •Работа атомной электростанции.
Управление ядерным реактором [править]
Основная статья: Управление ядерным реактором
Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.
Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном В, Cd и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.
На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней — система аварийной защиты.
Остаточное тепловыделение [править]
Основная статья: Остаточное тепловыделение
Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.
Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.
Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора[9][10][11][12].
Ядерный реактор, принцип действия, работа ядерного реактора.
Каждый день мы используем электричесто и не задумываемся над тем, как оно производится и как оно к нам попало. А тем не менее это одна из самых важных частей современной цивилизации. Без электричества не было бы ничего — ни света, ни тепла, ни движения.
Все знают про то, что электричевто вырабатывается на электростанциях, в том числе и на атомных. Сердце каждой АЭС — это ядерный реактор. Именно его мы будем разбирать в этой статье.
Ядерный реактор, устройство в котором проистекает управляемая цепная ядерная реакция с выделением тепла. В основном ти устройства используются для выработки электроэнергии и в качестве привода больших кораблей. Для того, чтобы представить себе, мощность и экономичность ядерных реакторов можно привести пример. Там где среднему ядерному реактору потребуется 30 килограмм урана, средней ТЭЦ потребуется 60 вагонов угля или 40 цистерн мазута.
Прообраз ядерного реактора был построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Это была так называемая “Чикагская стопка”. Chicago Pile ( впоследствии слово“Pile” наряду с другими значениями стало обозначать ядерный реактор). Такое название дали ему из-за того, что он напоминал собой большую стопку графитовых блоков, положенных один на другой.
Между блоками была помещены шарообразные “рабочие тела”, из природного урана и его диоксида.
В СССР первый реактор был построен под руководством академика И. В. Курчатова. Реактор Ф-1 был заработал 25 декабря 1946 г. Реактор был в форме шара, имел в диаметре около 7,5 метров. Он не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности.
Исследования продолжились и в 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт в г. Обнинске.