 |
Реакторы-размножители на быстрых нейтронах
|
|
|
|
Для существующих АЭС характерен низкий перегрев пара. Пар поступает в турбину насыщенным, поэтому при достижении предельной влажности (по условиям эрозийного износа лопаток 8-12%) он выводится из промежуточных ступеней турбины и пропускается через сепаратор 6 для отделения влаги, а затем через пароперегреватель. Затем пар снова поступает в последующие ступени турбины. КПД АЭС ниже конденсационных электростанций, его величина - 35%.
Единичные мощности энергоблоков достигают 1000 МВТ и более. Себе-стоимость производимой на АЭС энергии сопоставима с себестоимостью электроэнергии, отпускаемой с ТЭС.
В настоящее время имеются и другие типы реакторов. Кроме корпусных водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР) используются созданные нашими учеными канальные реакторы типа РБМК и реакторы-размножители на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН.
Вопросы для самопроверки
1. Из каких элементов состоит паровой котел? Объясните их назначение и устройство.
2. Из каких процессов состоит водоподготовка?
3. Как происходит очистка продуктов сгорания?
4. Из каких элементов состоит органическое топливо?
5. Для каких целей составляется тепловой баланс парового котла и какими спо-собами он рассчитывается?
6. Расскажите, как происходит саморазвивающийся регулируемый процесс де-ления атомных ядер в ядерном реакторе.
7. Какие типы АЭС вы знаете? В чем преимущество двухконтурных АЭС?
8. Расскажите об устройстве водо-водяного энергетического реактора. Почему он так называется?
Лекция 8
РЕАКТОРЫ-РАЗМНОЖИТЕЛИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ
Природный уран состоит из смеси двух изотопов. Один из изотопов урана имеет атомный вес 235, а второй - атомный вес 238, причем изотоп урана с атомным весом 238 (U 238) очень широко распространен в природе. Природная урановая руда на 99, 3% состоит из изотопов урана с атомным весом 238, и лишь 0, 7% приходится на изотоп урана с атомным весом 235. Ядра U 238 делятся от нейтронов очень высоких энергий (быстрых нейтронов). Но количе-ство нейтронов, полученных в результате деления, невелико – что не вызывает цепную реакцию этого изотопа. А для деления U235 нужны медленные нейтро-ны.
|
|
|
Изотоп урана U 235 – является единственным встречающимся в природе делящимся изотопом и относится к невозобновимым ресурсам. Этот изотоп не образуется в природе, и если его запасы использовать в реакторах, он исчезнет навсегда. А изотоп урана U 238 является «бездельником» в обычных реакторах.
Необходимо было создать такую технологию, чтобы использовать изотоп U 238, встречающийся в природе в гораздо больших количествах. Этот изотоп не поддерживает цепную реакцию, но может быть преобразован в элемент, который такую реакцию поддерживает.
У ученых родилась блестящая идея – окружить урановые блоки слоем урана U 238. Нейтроны, которые не были захвачены в рабочем уране, будут за-хвачены этим слоем.
Ядро урана U 238, захватившее нейтрон, преобразуется в ядро нептуния, которое, в свою очередь, дает очень важный элемент – плутоний. Ядра плуто-ния распадаются так же легко, как ядра урана U 235. Символически это можно изобразить следующим образом.
Подобно урану U 238 ведут себя ядра тория. После захвата нейтрона ядро тория превращается в изотоп урана U 233, который, подобно плутонию, спосо-бен делиться.
Этот процесс представляет собой расширенное воспроизводство ядерного горючего (в печке горят дрова, но их количество не уменьшается, а даже становится больше).
|
|
|
На смену утраченным выгоревшим ядрам урана U 235 появляются новые столь же полезные ядра плутония или урана U 233.
Таким образом, ядерное топливо воспроизводится таким же или более быстрым темпом, чем оно расходуется. При этом более распространенный изотоп урана U 238 превращается в делящийся материал, что существенно увеличивает ресурсную базу ядерной энергетики.
В реакторе–размножителе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя нельзя использовать воду, так как замедление нейтронов здесь нежелательно. Вместо нее в современных конструкциях в качестве теплоносителя используется жидкий натрий.
Принципиальная схема реактора–размножителя на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем показана на рисунке.
На рис. представлена одна из возможных схем АЭС с реактором на быстрых нейтронах. Правая часть схемы (паровая турбина, электрический генератор, конденсатор пара, питательный насос) присуща как ТЭС, так и АЭС. Внутри контура, обведенного черной линией, оборудование, специфичное для АЭС. По сравнению со схемой, включающей реактор на тепловых нейтронах, настоящая схема сложнее. В данном случае она является трехконтурной.
|
|
|
