Ядерный реактор

Ядерный реактор
— это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция,
сопровождающаяся выделением
Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:
Управляющий стержень -Чтобы реактор не становился надкритичным, искусственно
снижается k размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществпоглотителей нейтронов,в виде стержней, которые могут удаляться из активной зоны в
последующем.
Аварийная защита На случай непредвиденного катастрофического развития цепной
реакции, а также возникновения других аварийных режимов, связанных с
энерговыделением в активной зоне, в каждом реакторе предусмотрено экстренное
прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону
специальных аварийных стержней или стержней безопасности. Аварийные стержни
изготовляются из поглощающего нейтроны материала. Они сбрасываются под действием
силы тяжести в центральную часть активной зоны, где поток наибольший, а значит, и
наиболее велика отрицательная реактивность, вносимая в реактор стержнем. Стержней
безопасности, как и регулирующих, обычно два или несколько, однако в отличие от
регуляторов они должны связывать возможно бо́льшую величину реактивности. Роль
стержней безопасности может выполнять и часть компенсирующих стержней.
Теплоизоляция — это элементы конструкции, уменьшающие передачу тепла в
окружающую среду
предотвращают потери за счёт водопоглащения
Замедле́ние нейтро́нов — процесс уменьшения кинетической энергии свободных
нейтронов в результате их многократных столкновений с атомными ядрами вещества.
Вещество, в котором происходит процесс замедления нейтронов, называется
замедли́телем. К числу лучших замедлителей, широко используемых в ядерной физике и
ядерной технике для превращения быстрых нейтронов в тепловые, относятся вода,
тяжёлая вода, бериллий, графит.
Теплоноситель в ядерном реакторе, жидкое или газообразное вещество, пропускаемое
через активную зону реактора и выносящее из неё тепло, выделяющееся в результате
реакции деления яде.
В реакторах на тепловых нейтронах в качестве теплоносителя используют воду (обычную
и тяжёлую), водяной пар, органические жидкости, двуокись углерода; в реакторах на
быстрых нейтронах — жидкие металлы (преимущественно натрий), а также газы
(например, водяной пар, гелий). Часто теплоносителем служит жидкость, являющаяся
одновременно и замедлителем.
Система дистанционного управления.
Ядерное топливо:
Тепловыделя́ющий элеме́нт (твэл) — главный элемент активной зоны гетерогенного
ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В твэлах происходит деление тяжелых
ядер 235U, 239Pu или 233U, сопровождающееся выделением тепловой энергии, которая
затем передаётся теплоносителю. Твэлы состоят из топливного сердечника, оболочки и
концевых деталей. Тип твэла определяется типом и назначением реактора, параметрами
теплоносителя. Твэл должен обеспечить надежный отвод тепла от топлива к
теплоносителю.
2/ В большинстве современных энергетических реакторов твэл представляет собой
стержень диаметром 9,1—13,5 мм и длиной несколько метров.
Я́ дерное то́пливо — вещество, которое используется в ядерных реакторах для
осуществления цепной ядерной реакции деления. Ядерное топливо принципиально
отличается от других видов топлива, используемых человечеством, оно чрезвычайно
высокоэффективно, но и весьма опасно для человека и может стать причиной очень
серьёзных аварий, что накладывает множество ограничений на его использование из
соображений безопасности. По этой и многим другим причинам ядерное топливо гораздо
сложнее в применении, чем любой вид органического топлива, и требует множества
специальных технических и организационных мер при его использовании, а также
высокую квалификацию имеющего с ним дело персонала.
Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом
состоянии.
Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом
состоянии.
Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Pu - 0,5 кг
3 -13 Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных
физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации
ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.
Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов,
создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики,
физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов,
предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей
ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских
реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не
используется.
Изотопные (оружейные, промышленные) реакторы, используемые для наработки
изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например 239Pu.