Ядерные реакторы делятся на несколько групп:
в зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежуточные и тепловые;
по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные;
по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые;
по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.
Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:
водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением,
уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом,
тяжеловодные канальные реакторы и др .
В будущем будут широко применяться реакторы на быстрых нейтронах, охлаждаемые жидкими металлами (натрий и др.); в которых принципиально реализуем режим воспроизводства топлива, т.е. создания количества делящихся изотопов плутония Pu-239 превышающего колич ество расходуемых излотопов урана U-235. Параметр, характеризующий воспроизводство топлива называется плутониевым коэффициентом. Он показывает, сколько актов атомов Pu-239 создается при реакциях захвата нейтронов в U-238 на одмин атом U-235, захва тившег о нейтрон и претерпевшего деление или радиационное превращение в U-235.
Реакторы с водой под давлением.
Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке энергетических реакторов. Кроме того, они широко используются на флоте в качестве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных лодок. Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и замедлителем нейтронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.
Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со сьемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в контур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляции.
Типичная тепловая схема водоводяных энергетических реакторов (ВВЭР), действующих с 1964 года в СССР, показана на Рис.1:
Кипящие реакторы
1.Реактор
2.Парогенератор
3.Циркуляционный насос
Уран-графитовые реакторы
Л И Т Е Р А Т У Р А
1. Рудик А. П. Физические основы ядерных реакторов. М.: Атомиздат, 1980.
2. Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М.: Атомиздат, 1971.
3. Нигматулин Н. Н., Нигматулин Б. Н., Ядерные энергетические установки. М.: Энергоатомиздат, 1986.
4. Емельянов И. Я. и др. Конструирование ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1982
5. Камерон И. Ядерные реакторы. М.: Энергоатомиздат, 1987
6. Шихов С. Б., Троянский В. Б. Элементарная теория яднрных реакторов. М.: Атомиздат, 1978
Дата: 2019-07-24, просмотров: 181.
