- •1. Основные особенности ядерного реактора, как источника тепловой энергии.
- •2. Основные составляющие реакторов на тепловых и быстрых нейтронах и их назначение.
- •3. Критический объем реактора и основные факторы, влияющие на его минимальное значение. Влияние отражателя на критические размеры.
- •Основные факторы влияющие на минимальное значение критического объема:
- •4. Как и за счет чего меняется коэффициент размножения нейтронов с течением времени. Выводы из этой зависимости.
- •Выгорание топлива
- •Накопление продуктов деления
- •Такой характер изменения позволяет сделать следующие важные выводы:
- •5. Мощность реактора и ее изменение во времени. Принципы управления мощностью реактора, границы управляемости.
- •6. Обеспечение надежности работы твэл в ядерном реакторе. Запасы до кризиса теплообмена.
- •7. Основные требования к теплоносителям аэс и преимущества, которые обеспечивают выполнение каждого требования.
- •8. Сравнение одноконтурных и двухконтурных схем аэс с водным теплоносителем.
- •9. Свойства натриевого теплоносителя и особенности схем аэс с натриевым теплоносителем.
- •10. Основные отличия в конструкциях водо-водяных реакторов типа вврд и вврк. В каких схемах аэс используются эти реакторы? Реакторы с водой под давлением (вврд)
- •Корпусные кипящие реакторы (вврк)
- •11. Основные конструктивные элементы реакторов вгрк и их назначение (на примере реактора рбмк – 1000).
- •12. Основные конструктивные элементы реакторов типа бн и их назначение (на примере реактора бн -600).
- •13. Особенности конструктивных схем парогенераторов аэс с водным, газовым и жидкометаллическим теплоносителем.
- •Недостатки:
- •Вертикальные парогенераторы зарубежных фирм с естественной циркуляцией и водным теплоносителем Преимущества:
- •Недостатки:
- •Советские проекты вертикальных парогенераторов с естественной циркуляцией
- •Прямоточные парогенераторы с перегревом пара и водным теплоносителем*
1. Основные особенности ядерного реактора, как источника тепловой энергии.
Ядерный реактор - это устройство для выработки тепловой энергии за счёт управляемой цепной реакции деления тяжёлых ядер под действием нейтронов.
Любой гетерогенный реактор (топливо отделено от замедлителя и сосредоточено в тепловыделяющих элементах - ТВЭЛах) имеет, как источник энергии, следующие специфические особенности по сравнению, например, с паровыми котлами ТЭС.
Ядерное топливо по сравнению с органическим отличается очень высокой потенциальной энергоёмкостью (~ в 2,5·106 раз больше). В результате резко сокращаются затраты на перевозку топлива, что позволяет строить АЭС в любом удобном месте, энергоустановки получаются значительно меньшими по габаритам. Однако с другой стороны, реактор становится источником большой потенциальной опасности, и это вынуждает принимать соответствующие меры по контролю над протеканием цепной реакции и защите АЭС и окружающей среды в случае аварии, что сильно удорожает АЭС по сравнению с ТЭС. ё
В отличие от ТЭС для работы реактора не требуется окислитель (О2) и при нормальной работе в атмосферу не выбрасывается, как на ТЭС, никаких вредных веществ(CO2, зола, оксиды серы и азота). Даже радиоактивных веществ на ТЭС (за счёт золы) выбрасывается значительно больше и более опасных, чем на АЭС. На АЭС при нормальной работе попадают в воздух, а затем выбрасываются через вентиляционную трубу в атмосферу на большую высоту благородные радиоактивные газы (аргон, ксенон, криптон). Период полураспада у таких газов мал и, опускаясь с высоты к земле, они успевают распадаться, не оказывая мало-мальски заметного влияния на величину естественного радиационного фона. Таким образом, при нормальной работе воздействие АЭС на окружающую среду неизмеримо меньше, чем ТЭС, хотя в случаи аварии (Чернобыль, Тримайл – Айленд) есть возможность очень сильного загрязнения природы радиоактивными продуктами деления.
В отличие от ТЭС (паровых котлов) большинство реакторов работает дискретно, а не непрерывно, т.е. топливо в реактор загружается порциями и он работает в течение ~1 года, после чего требуется перегрузка топлива. Соответственно, дискретно удаляются и продукты реакции. Такой график позволяет создавать автономные системы, работающие без постоянного подвода топлива в любом месте (в Арктике, океане, под водой, в космосе и т.д.), однако такой режим увеличивает потенциальную опасность ядерных реакторов, т.к. топливо приходится загружать "с запасом", а также заставляет иметь развитые системы компенсации избыточной реактивности (ρ ≈ kэф – 1).
В реакторе, в отличие от котла ТЭС, принципиально невозможно "выжечь" всё топливо, т.к. при его выгорании реактивность уменьшается, и когда она уменьшится до нуля, то цепная реакция станет невозможной, а часть делящихся ядер топлива останется неразделенной. В современных реакторах выгорает ~ 40 – 50 % загруженных делящихся нуклидов (235 U или 239Pu), а для котлов ТЭС можно получить выгорание органических веществ в количестве ~ 85 – 100 % от подаваемых в топку.
Высокая энергонапряжённость активной зоны (тепловые потоки в 10–100 раз выше, чем в котлах), что требует очень интенсивного теплоотвода и наличия систем аварийного охлаждения.
Топливный цикл на АЭС (в отличие от ТЭС) не заканчивается "сжиганием" и удалением отходов. После работы в реакторе ядерное топливо требует охлаждения и выдержки для спада радиоактивности, а затем или хранения (при незамкнутом цикле) или химической переработки с выделением и последующим использованием "несгоревшего" топлива и захоронением отходов.
Наличие остаточного тепловыделения после прекращения цепной реакции за счёт радиоактивного распада продуктов деления. Это требует (в отличие от ТЭС) специальной системы охлаждения, действующей в течение длительного времени после остановки реактора.
Работа реактора сопровождается сильным радиоактивным излучением (n, γ, α, β), что вызывает охрупчивание и уменьшение прочности конструкционных материалов и лучевую болезнь у людей. Поэтому становится необходимой система защиты для ответственных элементов конструкций и людей (биологическая защита, организация спецвентиляции, дозиметрической службы и т.д.).