Добрый день, дорогие читатели!
Типичный ядерный реактор состоит из активной зоны , отражателя нейтронов и биологических экранов. Сама активная зона содержит топливные стержни, стержни управления (поглощают избыточные нейтроны), стержни безопасности, замедлитель (снижает энергию нейтронов), каналы охлаждения и исследовательские каналы.
Управление реактором
Мощность реактора регулируется путем контроля количества нейтронов, способных вызвать дальнейшее деление. Изменения мощности реактора определяются рабочим параметром реактора, называемым реактивностью реактора .
Регулирование мощности реактора осуществляется регулирующими стержнями , изготовленными из нейтронопоглощающих веществ. Поглощение большего количества нейтронов в управляющих стержнях означает, что в реакторе будет меньше нейтронов, которые могут вызвать дальнейшее деление.
При опускании стержней - мощность реактора уменьшается, а при подъеме - увеличивается.
В результате реакции деления высвобождаются нейтроны, которые являются основой цепной реакции. Большинство нейтронов испускаются сразу (немедленные нейтроны) после деления, но около 0,65% нейтронов задерживаются. Запаздывающие нейтроны называются запаздывающими нейтронами - их испускание представляет собой сумму естественного распада с периодом полураспада от миллисекунд до нескольких минут.
Наличие запаздывающих нейтронов дает механическому устройству и оператору время реагировать на изменения количества нейтронов в реакторе, если бы не это явление, время между достижением критического состояния и ядерной катастрофой было бы слишком коротким, чтобы позволить вмешательство.
На реактивность реактора также влияют явления, связанные с замедлением нейтронов и поглощением нейтронов теплоносителем.
Жизненный цикл нейтрона
Из-за важной роли нейтронов в работе ядерного реактора и множества явлений, связанных с образованием, торможением, уходом из реактора и поглощением, в теории управления реактором жизненный цикл нейтрона выделяется как один из элементов, описывающих работу реактора.
Жизненный цикл нейтрона с учетом возможности выхода нейтрона из активной зоны реактора описывается шестифакторной формулой . Идея проектирования реактора с учетом только процессов, протекающих для нейтронов внутри активной зоны реактора, описывается четырехфакторной формулой
Разгрузка произведенной энергии
Реакции ядерного деления в топливе активной зоны ядерного реактора выделяют большое количество тепла. Их отводят с помощью хладагента - хладагента , который обычно находится в виде жидкости (вода, газ, жидкий металл).
В исследовательских реакторах тепло обычно передается непосредственно в градирни.
С другой стороны, на подавляющем большинстве атомных электростанций тепловая энергия от ядерных реакций получает воду, которая, в зависимости от реактора, либо: испаряется (кипящие реакторы BWR ), либо нет (если она находится под высоким давлением - PWR и ВВЭР давления реактора ).
Сверхкритическая вода или пар передают тепло непосредственно турбине (в одноконтурных системах) или в теплообменнике, который разделяет систему на первичный и вторичный контуры, воде во вторичном контуре. Пар, образующийся в парогенераторе, приводит в движение турбину.
Если статья была интересной, то подписывайтесь и до скорого!