- •Содержание
- •Введение
- •1. Назначение и область применения плм
- •2. Анализ существующей конструкции и обоснование выбора новой схемы прибора
- •2.1. Терминология
- •2.2. Варианты конструкций
- •3. Общая характеристика и препятствия, возникающие в процессе разработки
- •4. Общие теоретические сведения по теме проекта
- •4.1. Лазер и сопутствующие его явления
- •4.2. Плазма
- •4.3. Теория кристаллизации плазмы
- •4.4. Электроннолучевые пушки
- •4.5 Ядерный реактор
- •5. Принцип работы плм
- •6. Расчёты некоторых элементов конструкции
- •6.1. Контакт клинков
- •6.2. Фокусирующий кристалл
- •7. Описание конструкции и составных элементов
- •Заключение
- •Источники, частично и полностью использованные
4.5 Ядерный реактор
Ядерный реактор [9,16] - устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окружённая отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиан, защита, система дистанционного управления.
Для инициирования цепной реакции при пуске ядерного реактора в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, 252Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции.
По конструкции ядерные реакторы делятся на гетерогенные реакторы, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов; и гомогенные, реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном ядерном реакторе, называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ'ами), образуют правильную решётку; объём, приходящийся на один ТВЭЛ, называют ячейкой
Для управления ядерного реактора служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в ядерный реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (а значит - и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону ядерного реактора (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, B и др.). Их движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов, чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы ядерного реактора способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ существенно усложняется.
Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии ядерного реактора: о потоке нейтронов в разных точках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях ядерного реактора и в вспомогательных помещениях, о положении органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании математической обработки. Этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы ядерного реактора (машина - советчик), либо, наконец, осуществлять управление ядерного реактора без участия оператора (управляющая машина).
По назначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько групп:
1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов: мощность таких ядерных реакторов не превышает нескольких квт:
2) исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и -квантов, генерируемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерного реактора), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного реактора не превосходит 100 Мвт: выделяющаяся энергия, как правило, не используется. К исследовательским ядерным реакторам относится импульсный реактор:
3) изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов используются для получения изотопов, в т. ч. Pu и 3Н для военных целей;
4) энергетические ядерные реакторы, в которых энергия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнергии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энергетического ядерного реактора достигает 3-5 Гвт.
Ядерные реакторы могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO2, UC и т. д.), по виду теплоносителя (Н2О, газ, D2O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н2О, D2O, Be, BeO. гидриды металлов, без замедлителя). Наиболее распространены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых нейтронах с замедлителями — Н2О, С, D2O и теплоносителями — Н2О, газ, D2O.
Устройство различных типов ядерных реакторов.
В настоящее время в мире существует пять типов [17] ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке. Параметры этих реакторов лучше всего представить в виде таблицы:
Табл. 2. Сводные характеристики ядерных реакторов
Параметры сравнения |
ВВЭР |
РБМК |
Реактор на тяжелой воде |
Тепловыделитель |
4.5%-й обогащенный уран |
2.8%-й обогащенный уран |
2-3%-й обогащенный уран |
Замедлитель и его свойства |
Легкая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, очень сильно поглощает нейтроны. Очень дешева. |
Графит. Хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Достаточно дешев. |
Тяжелая вода. Очень хорошо замедляет нейтроны, почти не поглощает нейтроны. Очень дорога в производстве. |
Особенности активной зоны, определяемые параметрами замедлителя |
Тесное расположение тепловыделяющих элементов, необходимость повышенного обогащения урана |
Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР |
Достаточно редкое расположение тепловыделяющих элементов, возможность использования низкообогащенного урана или отработанного топлива ВВЭР |
Количество контуров |
Два |
Один |
Два |
Теплоноситель |
Легкая вода в обоих контурах. Одновременно является замедлителем. |
Легкая вода. Замедляющий эффект незначителен. |
Тяжелая вода в первом контуре, легкая вода во втором. Тяжелая вода одновременно является замедлителем. |
Регулирование |
Раствор борной кислоты в теплоносителе. Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. |
Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. |
Регулирующие стержни из бороциркониевого сплава и оксида европия. |
Перегрузки топлива |
1 раз в 4-6 месяцев, с полной остановкой реактора и вскрытием его корпуса. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора трижды до его окончательного извлечения. |
В процессе работы, с помощью специальной перегрузочной машины, позволяющей перезагружать отдельные тепловыделяющие элементы. Каждый тепловыделяющий элемент переставляется внутри реактора несколько раз до его окончательного извлечения. |
Раз в несколько месяцев, с полной остановкой реактора. |
Наружный отражатель |
Наружный металлический корпус. |
Графитовая кладка толщиной 65 см. Наружный корпус не обязателен, но желателен по соображениям безопасности |
Наружный металлический корпус. |
У
Рис. 11. Первый контур
В качестве способа теплообмена используется вынужденная конвекция, другими словами используется насос для прокачки теплоносителя через активную зону реактора. На основании выше сказанного можно изобразить тепловую схему, для контура многократной принудительной циркуляции (КМПЦ) реактора РБМК-1000.
Р
Рис. 12. Второй контур
"Горячим" теплоносителем является пар, отделенный от пароводяной смеси в барабане сепараторе. Температура пара около 284 С давление Р = 7 МПа. После барабана сепаратора, пар поступает в турбину, где он вращает ротор (происходит преобразование тепловой энергии в механическую), турбина является потребителем тепловой энергии. С ротором турбины жестко связан ротор электрического генератора, вырабатывающий электроэнергию. Параметры пара на выходе из турбины: температура - 30 С, давление P - 0.004 МПа. После турбины пар необходимо перевести в жидкое состояние, то есть превратить воду, этот процесс происходит в конденсаторе. Пар в конденсаторе предает свою тепловую энергию воде, которая поступает из пруда охладителя, конденсатор, таким образом, также является потребителем энергии. На выходе из конденсатора мы получаем воду, с параметрами близким к параметрам пара, которая является "холодным" теплоносителем для второго теплового контура. Эта вода, пройдя через несколько вспомогательных устройств, становится питательной водой и с помощью питательного насоса подается в барабан сепаратор.
С
Рис. 13. Общая схема
теплообмена ядерного реактора РБМК
Основные характеристики реактора РБМК-1000 показаны в табл. 3:
Табл. 3. Технические характеристики реактора типа РБМК.
Мощность |
|
Электрическая |
1000 |
Тепловая |
3200 |
Размеры активной зоны, мм |
|
Эквивалентный диаметр |
11 800 |
Высота |
7 000 |
Шаг топливных каналов, мм |
250 |
Число топливных каналов |
1693 |
Максимальная мощность теплового канала, кВт |
3000 |
Тип ТВЭЛа |
стержневой |
Материал оболочки |
циркониевый сплав |
Паропроизводительность реактора, т/ч |
5800 |
Параметры пара перед турбиной |
|
Давление, МПа |
6.38 |
Температура, град С |
280 |
Температура теплоносителя в каналах реактора |
|
Вход |
270 |
Выход |
284 |
Расход воды через реактор, т/ч |
37 500 |
Среднее массовое паросодержание на выходе, % |
14,5 |
Компания Sapphire [18] представила общественности новый экстремальный вариант видеокарты на базе графического процессора ATI Radeon X850 XT PE. Карта оборудована принципиально новой системой охлаждения. Кулер разработан компанией NanoCoolers [19] и являет собой эдакий продукт конверсии. В нем применен тот же принцип, что и в системах первого контура охлаждения ядерных реакторов.
Рис. 14. Видеокарта с системой охлаждения ядерных реакторов
Принципиальное отличие системы от существующих - использование в качестве хладагента жидкого металла. В ядерной энергетике для этих нужд используют жидкий натрий, а что использовано в системе Liquid Metal Cooling Loops, неизвестно. Однако преимущество использования очевидно - жидкий металл имеет намного (более, чем в 65 раз) большую удельную теплоемкость, температура кипения (т.е. состояния, в котором хладагент больше не может отнимать энергию у охлаждаемого объекта) равна 2000 градусов. Таким образом, теплоемкость больше не является сдерживающим фактором (а именно на этой теме сломаны тонны копий в специализированных форумах на обсуждении, что лучше - вода, тосол, компрессорное масло и т.д.)
Рис. 15. Схема контура охлаждения
Система на удивление проста. Она состоит из теплообменника, радиатора для охлаждения металла, электромагнитной помпы и соединительных трубок, а также всякой периферии типа вентилятора, корпуса и т.д.
Э
Рис. 16 Внешний вид э/м помпы
Рис. 17. Принцип работы э/м помпы
Подавая напряжение на электроды, помпа заставляет массу металла двигаться в заданном направлении. Так как контур полностью заполнен и замкнут, движение массы осуществляется безостановочно. Изменяя силу тока на электродах, можно изменять интенсивность потока.
Теплообменник (Cold Plate) устанавливается на источник тепла (в данном случае графический процессор). Его задача - максимально быстро и эффективно передать энергию с охлаждаемой поверхности в хладагент (жидкий металл). Теплообменник содержит несколько внутренних каналов, чтобы увеличить площадь теплообмена между ним и жидким металлом. При этом, учитывая выдающиеся термические характеристики жидкого металла и его текучесть, нет нужды в создании микроканалов и других замысловатых конструкций, достаточно нескольких обычных каналов. Благодаря этому резко снижается сопротивление потоку, приводя к снижению требований к мощности помпы (гидросопротивление - один из злейших врагов водяного охлаждения).
Второй теплообменник, позволяющий охладить жидкий металл, может быть нескольких видов, в зависимости от выделяемой мощности. Это может быть обычный радиатор, который будет отдавать тепло воздуху конвекционным путем или с помощью продува вентилятором. Это может быть радиатор с установленным на нем элементом Пельтье (термоэлектрическим охлаждающим элементом). Ну, и наконец, это может быть радиатор, подключенный ко второму контуру охлаждения. В таком случае получится уже каскадная система охлаждения. Кстати, именно такая система применяется на ядерных реакторах.