Устройство и принцип работы ядерного реактора на тепловых нейтронах. Характеристика состояния реактора и регулирование хода цепной реакции


Устройство и принцип работы ядерного реактора на тепловых нейтронах. Характеристика состояния реактора и регулирование хода цепной реакции



Скачать 277.53 Kb.
страница2/10
Дата12.06.2019
Размер277.53 Kb.
Название файлакр введение в инженерную деятельность.docx
ТипРеферат
1   2   3   4   5   6   7   8   9   10
Устройство и принцип работы ядерного реактора на тепловых нейтронах. Характеристика состояния реактора и регулирование хода цепной реакции
Атомная электростанция (АЭС) это электростанция, вырабатывающая электрическую энергию путем преобразования тепловой энергии, выделяющейся в ядерном реакторе (реакторах) в результате управляемой цепной реакции деления (расщепления) ядер атомов урана.

В настоящее время в России работают АЭС: Балаковская, Белоярская, Билибинская, Ростовская, Калининская, Кольская, Курская, Ленинградская, Нововоронежская, Смоленская. В разработках проекта Энергетической стратегии России на период до 2030 года предусмотрено увеличение производства электроэнергии на атомных электростанциях в 4 раза.

Атомные электростанции классифицируются в зависимости от установленных в них реакторов:

- реакторы на тепловых нейронах, в которых применяются замедлители для увеличения вероятности поглощения нейрона ядрами атомов топлива;

- реакторы на быстрых нейронах.

В настоящее время наиболее освоены реакторы на тепловых нейтронах. Такие реакторы конструктивно проще и легче управляемы по сравнению с реакторами на быстрых нейтронах.

Однако перспективным направлением является использование реакторов на быстрых нейтронах с расширенным воспроизводством ядерного горючего — плутония; таким образом может быть использована большая часть 238U.

Ядерный реактор – ядерным реактором называется устройство, предназначенное для организации управляемой самоподдерживающейся цепной реакции деления — последовательности ядерных реакций деления, в которых и выделяются свободные нейтроны, необходимые для деления новых ядер.

Ядерный реактор на тепловых нейтронах – реактор, активная зона которого содержит такое количество замедлителя – материала, предназначенного для снижения энергии нейтронов без заметного их поглощения, что большая часть делений вызывается нейтронами с энергиями меньше 1 эВ.

Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком реакторе замедляется до тепловых энергий, а затем поглощается в активной зоне.

Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.

В мощных энергетических реакторах не всегда удается подобрать подходящие конструкционные материалы с небольшим сечением поглощения. Тогда оболочки, каналы и другие части конструкции реакторов изготовляют из материалов, интенсивно поглощающих нейтроны, таких, как нержавеющая сталь. Для компенсации дополнительных потерь тепловых нейтронов в конструкционных материалах используют уран с высоким обогащением — до 10 %.

В реакторах на тепловых нейтронах весьма существенно поглощение нейтронов продуктами деления, для компенсации которого в активную зону перед началом кампании добавляют определённую массу ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом кампании и удельной мощности реактора.



Поделитесь с Вашими друзьями:
1   2   3   4   5   6   7   8   9   10


База данных защищена авторским правом ©nashuch.ru 2019
обратиться к администрации

    Главная страница
Контрольная работа
Курсовая работа
Лабораторная работа
Пояснительная записка
Методические указания
Рабочая программа
Методические рекомендации
Теоретические основы
Практическая работа
Учебное пособие
Общие сведения
Общая характеристика
Теоретические аспекты
Физическая культура
Дипломная работа
Самостоятельная работа
Федеральное государственное
История развития
Направление подготовки
квалификационная работа
Техническое задание
Выпускная квалификационная
Общая часть
Методическое пособие
Технологическая карта
Краткая характеристика
Теоретическая часть
прохождении производственной
государственное бюджетное
Общие положения
Методическая разработка
Технология производства
Гражданское право
Техническое обслуживание
Математическое моделирование
Исследовательская работа
Металлические конструкции
учреждение высшего
Понятие предмет
Организация работы
Правовое регулирование
Технологическая часть
Уголовное право
Описание технологического
Решение задач
Практическое занятие
Основная часть
Образовательная программа
Сравнительная характеристика
Метрология стандартизация
Общие требования