Магнитогидродинамический генератор, МГД-генератор — энергетическая установка, в которой энергия рабочего тела (жидкой или газообразной электропроводящей среды), движущегося в магнитном поле, преобразуется непосредственно в электрическую энергию.
Происхождение названия
В МГД-генераторе происходит прямое преобразование механический энергии движущейся среды в электрическую энергию. Движение таких сред описывается магнитной гидродинамикой, что и дало наименование устройству.
Особенности
Также как и в обычных машинных генераторах, принцип работы МГД-генератора основан на явлении электромагнитной индукции, то есть на возникновении тока в проводнике, пересекающем силовые линиимагнитного поля. Но, в отличие от машинных генераторов, в МГД-генераторе проводником является само рабочее тело, в котором при движении поперёк магнитного поля возникают противоположно направленные потоки носителей зарядов противоположных знаков.
Рабочим телом МГД-генератора могут служить следующие среды:
- Электролиты
- Жидкие металлы
- Плазма (ионизированный газ)
Первые МГД-генераторы использовали в качестве рабочего тела электропроводные жидкости (электролиты), в настоящее время применяют плазму, в которой носителями зарядов являются в основном свободные электроны и положительные ионы, отклоняющиеся в магнитном поле от траектории, по которой газ двигался бы в отсутствие поля. В таком генераторе может наблюдаться дополнительное электрическое поле, так называемое поле Холла (см. Эффект Холла), которое объясняется смещением заряженных частиц между соударениями в сильном магнитном поле в плоскости, перпендикулярной магнитному полю.
Устройство
МГД-генератор состоит из канала, по которому движется рабочее тело (обычно плазма), системы электромагнитов для создания магнитного поля и электродов, отводящих полученную энергию.
Для создания электропроводности газа, его необходимо нагреть до температуры термической ионизации (около 10000 К). При меньших температурах газ обогащают парами щелочных металлов, что позволяет снизить температуру смеси до 2200—2700 К.
В отличие от МГД-генератора с жидким рабочим телом, где генерирование электроэнергии идёт только за счёт преобразования части кинетической или потенциальной энергии потока при постоянной температуре, в МГД-генераторах с газовым рабочим телом принципиально возможны три режима:
- С сохранением температуры и уменьшением кинетической энергии;
- С сохранением кинетической энергии и уменьшением температуры;
- Со снижением и температуры и кинетической энергии.
- Продукты сгорания ископаемых топлив
- Инертные газы с присадками щелочных металлов (или их солей);
- Пары щелочных металлов;
- Двухфазные смеси паров и жидких щелочных металлов;
- Жидкие металлы и электролиты.
По типу рабочего цикла
- МГД-генераторы с открытым циклом. В данном случае продукты сгорания являются рабочим телом, а использованные газы после удаления из них присадки щелочных металлов выбрасываются в атмосферу.
- МГД-генераторы с замкнутым циклом. Здесь тепловая энергия, полученная при сжигании топлива, передаётся в теплообменнике рабочему телу, которое затем, пройдя МГД-генератор, возвращается через компрессор, замыкая цикл.
По способу отвода электроэнергии
- Кондукционные. В рабочем теле, протекающем через поперечное магнитное поле, возникает электрический ток, который через съёмные электроды, вмонтированные в боковые стенки канала, замыкается на внешнюю цепь. В зависимости от изменения магнитного поля или скорости движения рабочего тела такой МГД-генератор может генерировать постоянный или пульсирующий ток
- Индукционные. В индукционных МГД-генераторах электроды отсутствуют. Такие установки генерируют только переменный ток и требуют создания бегущего вдоль канала магнитного поля.
По форме канала
- Линейные — для кондукционных и индукционных генераторов;
- Дисковые и коаксиальные холловские — в кондукционных;
- Радиальные — в индукционных генераторах.
По системам соединений электродов
- Фарадеевский генератор со сплошными или секционированными электродами. Секционирование электродов в фарадеевском МГД-генераторе делается для того, чтобы уменьшить циркуляцию тока вдоль канала и через электроды (эффект Холла) и тем самым направить носители зарядов перпендикулярно оси канала на электроды и в нагрузку; чем значительнее эффект Холла, тем на большее число секций необходимо разделить электроды, причём каждая пара электродов должна иметь свою нагрузку, что весьма усложняет конструкцию установки.
- Холловский генератор, в котором расположенные друг против друга электроды короткозамкнуты, а напряжение снимается вдоль канала за счёт наличия поля Холла. Применение наиболее выгодно при больших магнитных полях. За счёт наличия продольного электрического поля, можно получить значительное напряжение на выходе генератора.
- Сериесный генератор с диагональным соединением электродов.
Наибольшее распространение с 1970-х годов получили кондукционные линейные МГД-генераторы на продуктах сгорания ископаемых топлив с присадками щелочных металлов, работающие по открытому циклу.
История изобретения
Впервые, идею использования жидкого проводника была выдвинута ещё Майклом Фарадеем, в 1832 совершившим неудачную попытку применения её на практике. В дальнейшем, в 1851 году английскому учёному Волластону удалось измерить ЭДС, индуцированную приливными волнами в Ла-Манше, однако отсутствие необходимых знаний по электрофизическим свойствам жидкостей и газов долго тормозило использование описанных эффектов на практике.
В последующие годы исследования развивались по двум основным направлениям: использование эффекта индуцирования ЭДС для измерения скорости движущейся электропроводной среды (например, в расходомерах) и генерирование электрической энергии.
Хотя первые патенты на МГД-преобразования энергии были выданы ещё в самом начале 20-го века, описанные в них конструкции были на практике нереализуемы.
Первый работающий МГД-генератор был построен только в 1950-х годах благодаря развитию теории магнитной гидродинамики и физики плазмы, исследованиям в области физики высоких температур и созданию к этому времени жаропрочных материалов, использовавшихся тогда, прежде всего, в ракетной технике.
Источником плазмы с температурой 3000 К в первом МГД-генераторе, построенном в США в 1959 году, служил плазмотрон, работавший на аргоне с присадкой щелочного металла для повышения степени ионизации газа. Мощность генератора составляла 11,5 кВт. К середине 60-х годов мощность МГД-генераторов на продуктах сгорания удалось довести по 32 МВт («Марк-V», США).
В СССР первая лабораторная установка «У-02», работавшая на природном топливе, была создана в 1965. В 1971 году была пущена опытно-промышленная энергетическая установки «У-25», имеющая расчётную мощность 20—25 МВт.
«У-25» работала на продуктах сгорания природного газа с добавкой K2CO3 в качестве ионизирующейся присадки, температура потока — около 3000 К. Установка имела два контура: первичный, разомкнутый, в котором преобразование тепла продуктов сгорания в электрическую энергию происходит в МГД-генераторе, и вторичный, замкнутый — паросиловой контур, использующий тепло продуктов сгорания вне канала МГД-генератора. Электрическое оборудование «У-25» состояло из МГД-генератора и инверторной установки, собранной на ртутных игнитронах.
Характеристики
Мощность
Мощность МГД-генератора пропорциональна проводимости рабочего тела, квадрату его скорости и квадрату напряжённости магнитного поля. Для газообразного рабочего тела в диапазоне температур 2000—3000 К проводимость пропорциональна температуре в 11—13-й степени и обратно пропорциональна корню квадратному из давления.
Скорость потока
Скорости потока в МГД-генераторе могут быть в широком диапазоне — от дозвуковых до сверхзвуковых.
Основное преимущество МГД-генератора — отсутствие в нём движущихся узлов или деталей, непосредственно участвующих в преобразовании тепловой энергии в электрическую. Это позволяет существенно увеличить начальную температуру рабочего тела и, следовательно, КПД электростанции.
В сочетании с паросиловыми установками, МГД-генератор позволяет получить большие мощности в одном агрегате, до 500—1000 МВт.
Применение
Теоретически, существуют три направления промышленного применения МГД-генераторов:
# Тепловые электростанции с МГД-генератором на продуктах сгорания топлива (открытый цикл); такие установки наиболее просты и имеют ближайшую перспективу промышленного применения;
# Атомные электростанции с МГД-генератором на инертном газе, нагреваемом в ядерном реакторе (закрытый цикл); перспективность этого направления зависит от развития ядерных реакторов с температурой рабочего тела свыше 2000 K;
# Циклы с МГД-генератором на жидком металле, которые перспективны для атомной энергетики и для специальных энергетических установок сравнительно небольшой мощности.
Энергетические установки с МГД-генератором могут применяться также как резервные или аварийные источники энергии в энергосистемах, для бортовые системы питания космической техники, в качестве источников питания различных устройств, требующих больших мощностей на короткие промежутки времени (например, для питания электроподогревателей аэродинамических труб и т. п.).
Несмотря на заманчивые перспективы и бурное развитие исследований в области МГД-генераторов в 1970-е, устройства на их основе так и не нашли широкого промышленного применения вплоть до настоящего времени.
Я́дерный реа́ктор — устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии.
История
Самоподдерживающаяся управляемая цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была осуществлена в декабре 1942 г. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, построила первый в мире ядерный реактор, названный СР-1. Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.
В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 выведен в критическое состояние 25 декабря1946 г. Реактор Ф-1 набран из графитовых блоков и имеет форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1949 г. введён в действие реактор по производству плутония, а 27 июня1954 г. вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.
Устройство и принцип работы
Механизм энерговыделения
Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.
Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, т. е. химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций — это минимум 107°К из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).
Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются как продукты экзоэнергетической реакции.
термоядерный синтез; 2 — биологическая защита; 3 — тепловая защита; 4 — замедлитель; 5 — ядерное топливо; 6 — теплоноситель.]]
Конструкция
Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:
- Активная зона с ядерным топливом;
- Отражатель нейтронов, окружающий активную зону;
- Теплоноситель;
- Система регулирования цепной реакции
- Радиационная защита
- Система дистанционного управления
Основная характеристика реактора — его выходная мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, при которой происходит 3·1016 делений в 1 сек.
Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов Кэф или реактивностью r, которые связаны следующим соотношением:
: r = (Кэф — 1)/Кэф
Для этих величин характерны следующие значения:
- Кэф > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность r > 0;
- Кэф < 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, r < 0;
- Кэф = 1, r = 0 — число делений постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.
Условие критичности ядерного реактора:
: Кэф = К∞ · Р = 1, где
: Р — вероятность поглощения нейтронов внутри активной зоны реактора;
: К∞ — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.
К∞ для тепловых ректоров можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:
: К∞ = n·e·j·u, где
: n — среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра 235U тепловыми нейтронами;
: e — коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, главным образом ядер 238U, быстрыми нейтронами);
: j — вероятность того, что нейтрон не будет захвачен ядром 238U в процессе замедления;
: u — вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление.
Часто также пользуются величиной h = n/(l + a), где a — отношение сечения радиационного захвата sр к сечению деления sд.
Условие критичности определяет геометрические размеры ядерного реактора. Рассчитаем минимальные размеры реактора на естественном уране с графитовым замедлителем. В этом случае n = 2,4; e = 1,03; e·j·u = 0,44, откуда К∞ = 1,08. Это означает, что для К∞ > 1 необходимо Р < 0,93, что соответствует размерам активной зоны реактора ˜ 5-10 м3.
Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м3 и определяется главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.
Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.
Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Pu - 0,5 кг. Теоретически, наименьшей критической массой обладает 251Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.
С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.
Величина n известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3%. При увеличении энергии xn нейтрона, вызвавшего деление, n растет по закону: n = nt + 0,15xn (xn в Мэв), где nt соответствует делению тепловыми нейтронами.
Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К∞ — 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.
Максимальное значение j можно достигнуть только в ядерном реакторе, который содержит одни делящиеся ядра. В энергетических реакторах используется слабо обогащённый уран с концентраций 235U ˜ 3-5%, и ядра 238U поглощают заметную часть нейтронов. Для природного урана максимальное значение j = 1,32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах обычно не превосходит 5-20% от поглощения всеми изотопами ядерного топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжёлая вода, из конструкционных материалов — Al и Zr.
В гетерогенных реакторах вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами 238U в процессе замедления (1 - j) существенно снижается. Уменьшение (1 - j) обусловлено тем, что в резонансном поглощении участвует только внешний слой блока топлива, потому что число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри блока. При этом, несмотря на уменьшение реактивности r, благодаря выигрышу в резонансном поглощении, такие реакторы позволяют осуществить цепной процесс на естественном уране.
Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси Ra и Be, 252Cf или других веществ.
В большинстве ядерных реакторов в качестве топлива обычно применяют 235U. Реакторы, в которых помимо топлива в активной зоне присутствует замедлитель, называются реакторами на медленных, или тепловых, нейтронах, потому что основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов. В таких реакторах может использоваться природный уран, не обогащённый 235U. При отсутствии замедлителя, основная часть делений происходит под действием быстрых нейтронов с энергией xn > 10 кэв, такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах. Существуют также конструкции реакторов, использующие промежуточные нейтроны с энергией 1-1000 эв.
Классификация
По характеру использования
По характеру использования ядерные реакторы делятся на:
- Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает несколько кВт;
- Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и γ-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) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например 239Pu.
- Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей и т. д.; Тепловая мощность современного энергетического реактора достигает 3-5 ГВт.
- Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
- Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).
Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ’ами), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.
По виду топлива
По степени обогащения:
- Естественный уран
- Слабо обогащённый уран
- Чистый делящийся изотоп
По химическому составу:
- металлический U
- UO2 (диоксид урана)
- UC (карбид урана) и т. д.
- Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор, ВВЭР)
- Кипящий реактор
В настоящее время наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H2O, С, D2O и теплоносителями — H2O, газ, D2O, например, водо-водяные ВВЭР, канальные РБМК.
Перспективными являются также быстрые реакторы. Топливом в них служит 238U, что позволяет в десятки раз улучшить использование ядерного топлива по сравнению с тепловыми реакторами, это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.
Материалы реакторов
Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.
Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.
Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.
Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несуществен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для ее сжигания.
Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.
У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах.
Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.
Выгорание и воспроизводство ядерного топлива
В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).
Основная причина отравления реактора — 135Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн). Период полураспада135Xe T½ = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7%. Основная часть 135Xe образуется в результате распада 135I (T½ = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям:
# К увеличению концентрации 135Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·1018 нейтрон/(см2·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение Кэф, вызванное отравлением 135Xe.
# Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 1018 нейтронов/(см2·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.
При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это 149Sm, изменяющий Кэф на 1%). Концентрация осколков с малым значением сечения поглощения и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.
Образование трансурановых элементов в ядерном реакторе происходит по следующим схемам:
#235U + n → 236U + n → 237U →(7 сут)→ 237Np + n → 238Np →(2,1 сут)→ 238Pu
#238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu + n → 241Pu (+осколки) + n → 242Pu + n → 243Pu →(5 ч)→ 243Am + n → 244Am →(26 мин)→ 244Cm
Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона.
В начале работы реактора происходит линейное накопление 239Pu, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235U), чем меньше обогащение урана. Далее концентрация 239Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238U и 239Pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239Pu ˜ 3/Ф лет (Ф в ед. 1013 нейтронов/см2×сек). Изотопы 240Pu, 241Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в ядерном реакторе после регенерации ядерного топлива.
Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 топлива. Эта величина составляет:
- ˜ 10 Гвт·сут/т — реакторы на тяжёлой воде;
- ˜ 20-30 Гвт·сут/т — реакторы на слабообогащённом уране (2—3% 235U);
- до 100 Гвт·сут/т — реакторы на быстрых нейтронах.
Выгорание 1 Гвт·сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.
По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из всей активной зоны или постепенно, оставляя в работе ТВЭЛы разных «возрастов». Такой режим называется непрерывной перегрузкой топлива.
В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, т. к. реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.
Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3%, через 1 ч — 1%, через сутки — 0,4%, через год — 0,05%.
Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235U называется коэффициентом конверсии KK. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 Гвт·сут/т KK = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства КВ. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах КВ&nbap;< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4-1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.
Управление ядерным реактором
:Основная статья:Управление ядерным реактором
Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Протекающие в реакторе процессы вызывают ухудшение размножающих свойств среды, и без механизма восстановления реактивности реактор не смог бы работать даже малое время. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, в активную зону вводятся вещества-поглотители нейтронов. Поглотители входят в состав материала управляющих стержней, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Причём если для регулирования достаточно всего нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы. Компенсация выгорания может также достигаться применением специальных поглотителей, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы) или растворов поглощающих веществ в замедлителе.
Управление ядерным реактором упрощает тот факт, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от 0,2 до 55 сек. Благодаря этому, нейтронный поток и, соответственно, мощность изменяются достаточно плавно, давая время на принятие решения и изменение состояния реактора извне.
Для управления ядерным реактором служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на:
- Аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов;
- Автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (т. е. мощность на выходе);
- Компенсирующие, служащие для компенсации отравления, выгорания, температурных эффектов.
В большинстве случаев для управления реактором используют стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Движение стержней управляется специальными механизмами, работающими по сигналам приборов, чувствительных к величине нейтронного потока.
Работа органов СУЗ заметно упрощается для реакторов с отрицательным температурным коэффициентом реактивности (с ростом температуры r уменьшается).
На основе информации о состоянии реактора, специальным вычислительным комплексом формируются рекомендации оператору по изменению состояния реактора, либо, в определённых пределах, управление реактором производится без участия оператора.
На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней или стержней безопасности — система аварийной защиты.
Protein catabolism is the breakdown of proteins into amino acids and simple derivative compounds, for transport into the cell through the plasma membrane and ultimately for the polymerisation into new proteins via the use of ribonucleic acids (RNA) and ribosomes.
Alatheus
Alatheus (?-387) was an Ostrogothic chieftain and general. He fought during the Hun invasion of 376, engaged in war with Rome from 376 to 383, and incursions into the Balkans in 387. He is most famous for his participation at the Battle of Adrianople in 378.
He was a coregent with Saphrax after the death of the Gothic King Withimer while fighting against t
This page is an archive of the discussion about the proposed deletion of the article below. This page is no longer live. Further comments should be made on the article's talk page rather than here so that this page is preserved as an historic record. The result of the debate was speedy delete. — Trilobite (English, the term host can refer to a person, organisation, animal, cell, computer or similar that receives guests or intruders
- In Read More...
9-Volt and 18-Volt
9-Volt and 18-Volt are two good friends who both go to the same elementary school in the Wario Ware games.
9-Volt
Wario Ware games
9-Volt is a character from the action/puzzle game Wario Ware. He is actually described by Nintendo as a Nintendo fanboy, owning everything ever made by Nintendo. 9-Volt'
JFK Center
The John F. Kennedy Center for the Performing Arts (or Kennedy Center) opened in 1971 as a living memorial to John F. Kennedy. The idea for the center, however, dates to 1958, when a National Cultural Center was proposed for Washington, DC. The center, designed by architect Edward Durrell St
Color circle
A color circle is a way of representing the visible spectrum in a circular form, with colors arranged in sequence around the circumference in order of spectral frequency. Analogous to the use of a color wheel in art, the color circle performs a different purpose, as it is a psychophysical tool used in the exploration of visual p
Ian Hancock
Ian Hancock is a renowned Romani scholar.
Dr. Hancock grew up in England. He is director of The Program of Romani Studies and the Romani Archives and Documentation Center at The University of Texas at Austin, where he has been a professor of English, linguistics and Asian studies since 1972.
He has represented the Roma people at the Unite
This page is an archive of the discussion about the proposed deletion of the article below. This page is no longer live. Further comments should be made on the article's talk page rather than here so that this page is preserved as an historic record. The result of the debate was - should be merged - SimonP 23:24, Jun 15, 2005 (UTC)
