ТЕХНОЛОГИЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ

Электростанции
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ И ТИПЫ ЭЛЕКТРОСТАНЦИЙ
Тепловые станции
  • Парогенератор
  • Основные энергетические насосы КЭС
  • Газотурбинные установки
  • Теплофикационные электростанции
  • Общее знакомство с паровой турбиной ТЭС
  • Атомные станции
  • Перспективы атомных электростанций
  • Нейтрон
  • Основные компоненты ядерного реактора
  • Классификация ядерных реакторов
  • Тепловые контуры атомных станций
  • Экономическая эффективность ядерной энергии
  • Основные типы реакторов,
    принятые к промышленной реализации
  • АЭС с уран-графитовыми канальными реакторами
  • АЭС с реакторами на быстрых нейтронах (БН)
  • Неоклассическая диффузия
    в магнитном поле токамака
  •  

    Нейтрон (англ. neutron, от лат. neuter — ни тот, ни другой; символ n) нейтральная (не обладающая электрическим зарядом) элементарная частица со спином 1/2 (в единицах постоянной Планка ħ) и массой, незначительно превышающей массу протона. Из протонов и нейтронов состоят все ядра атомов. Магнитный моментнейтрона равен примерно двум ядерным Магнетонам и отрицателен, т. е. направлен противоположно механическому, спиновому, моменту количества движения. Нейтроны относятся к классу сильно взаимодействующих частиц (адронов) и входят в группу барионов, т. е. обладают особой внутренней характеристикой — барионным зарядом, равным, как и у протона (р), + 1. Нейтроны были открыты в 1932 английским физиком Дж. Чедвиком, который установил, что обнаруженное немецкими физиками В. Боте и Г. Бекером проникающее излучение, возникающее при бомбардировке атомных ядер (в частности, бериллия) α-частицами, состоит из незаряженных частиц с массой, близкой к массе протона.

    Нейтроны устойчивы только в составе стабильных атомных ядер. Свободный нейтрон — нестабильная частица, распадающаяся на протон, электрон (е-) и электронное антинейтрино

    Среднее время жизни нейтрона τ ≈ 16 мин. В веществе свободные нейтроны существуют ещё меньше (в плотных веществах единицы — сотни мксек) вследствие их сильного поглощения ядрами. Поэтому свободные нейтроны возникают в природе или получаются в лаборатории только в результате ядерных реакций. В свою очередь, свободный нейтрон способен взаимодействовать с атомными ядрами, вплоть до самых тяжёлых; исчезая, нейтрон вызывает ту или иную ядерную реакцию, из которых особое значение имеет деление тяжёлых ядер, а также радиационный захват нейтрона, приводящий в ряде случаев к образованию радиоактивных изотопов. Большая эффективность нейтронов в осуществлении ядерных реакций, своеобразие взаимодействия с веществом совсем медленных нейтронов (резонансные эффекты, дифракционное рассеяние в кристаллах и т.п.) делают нейтрон исключительно важным орудием исследования в ядерной физике и физике твёрдого тела. В практических приложениях нейтрон играют ключевую роль в ядерной энергетике, производстве трансурановых элементов и радиоактивных изотопов (искусственная радиоактивность), а также широко используются в химическом анализе (Активационный анализ) и в геологической разведке (Нейтронный каротаж).

    Основные характеристики нейтронов

    Масса. Наиболее точно определяемой величиной является разность масс нейтрона и протона: mn — mр = (1,29344 ± 0,00007) Мэв, измеренная по энергетическому балансу различных ядерных реакций. Из сопоставления этой величины с массой протона получается (в энергетических единицах)

    mn = (939,5527 ± 0,0052) Мэв;

    это соответствует mn ≈ 1,6·10-24 г, или mn ≈ 1840 mе, где mе — масса электрона.

    Энергетическая классификация нейтронов

    Нейтроны рождаются с различной энергией. Весь диапазон существующих нейтронных энергий принято делить на интервалы. Существует множество вариантов такого деления, использующих в качестве критерия деления те или иные особенности поведения нейтронов. Все существующие методики имеют свои достоинства и недостатки. Как правило, выбор той или иной методики обусловлен задачей, которую необходимо решить.

    Наиболее часто в физике реакторов принято трехгрупповое деление энергии нейтронов.

    Быстрые нейтроны. Формально – это нейтроны с энергией больше
    1 кэВ. По физическому смыслу это нейтроны деления, описывающиеся спектром Уатта (нейтроны деления).

    Тепловые нейтроны. Формально – это нейтроны с энергией менее 0,625 эВ (граница пропускания Cd). По существу тепловой нейтрон – это нейтрон, термолизованный в рассматриваемой среде, т.е. энергия этого нейтрона сравнима с энергией теплового движения атомов и молекул среды. В общем случае границы тепловой области зависят от температуры среды.

    Промежуточные нейтроны. Формально – это нейтроны с промежуточной энергией .

    Использование ядерных реакторов для получения электрической энергии

    Основные принципы получения энергии в ядерном реакторе

    Энергетический ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов.

    Процесс деления сопровождается выделением ~ 200 МэВ (1 МэВ = 1,602·10-13 Дж) энергии. Эта энергия уносится частицами и различными видами излучения. Благодаря торможению частиц и поглощению излучений в ядерном реакторе энергия деления преобразуется в тепловую энергию. Большая часть тепловой энергии выделяется в самом делящемся материале, из которого изготавливаются тепловыделяющие элементы (твэлы) и тепловыделяющие сборки (ТВС). Отвод энергии из реактора осуществляется с помощью теплоносителя.

    Основными делящимися материалами, используемыми для работы ядерных реакторов, на сегодняшний день являются 235U, 239Pu и 233U. Причем только 235U является природным и используется для получения других делящихся материалов.

    Ядро урана под воздействием нейтрона делится на два осколочных ядра. При этом выделяются новые нейтроны. Они в свою очередь вызывают деление других ядер урана. Но не все нейтроны участвуют в цепной реакции. Некоторые из них поглощаются материалами конструкции реактора или выходят за пределы его активной зоны. Цепная реакция начинается только тогда, когда хотя бы один из образовавшихся нейтронов принимает участие в последующем процессе деления атомных ядер. Это условие характеризуется коэффициентом эффективности размножения (Кэф), который определяется как отношение числа нейтронов данного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. При значении Кэф, равном единице, в реакторе происходит самоподдерживающаяся цепная реакция деления постоянной интенсивности. Это состояние реактора называется критическим. При значении Кэф меньше единицы процесс деления ядер урана будет затухающим, а состояние реактора будет называться подкритичным. При значении Кэф больше единицы интенсивность цепной реакции и мощность реактора будут нарастать, а состояние реактора будет называться надкритичным. Скорость нарастания или спада цепной реакции деления характеризуется отличием коэффициента размножения от единицы: чем больше это отличие, тем выше скорость. Величину, характеризующую степень отклонения реактора от критического состояния (Кэф=1), называют реактивностью ((Кэф-1)/ Кэф). На реактивность реактора значительное влияние оказывают процессы, происходящие в активной зоне.

    Управление цепной реакцией деления

    Следует иметь ввиду, что при цепной реакции нейтроны образуются неодновременно. Большая их часть испускается в момент деления ядра урана за время 10-9 с. Это так называемые мгновенные нейтроны. В реакторах на тепловых нейтронах время их жизни от рождения до повторного захвата равно приблизительно 0,001 с. Управление реактором при столь малом времени жизни нейтронов было бы затруднительным. Однако в действительности не все нейтроны испускаются мгновенно. Около 0,0064 от полного числа нейтронов, возникающих в процессе деления, являются запаздывающими и появляются в активной зоне через некоторое время после акта деления из осколков разделившегося ядра урана (в основном из возникающих при делении ядер брома и йода). Выделяют шесть групп запаздывающих нейтронов со временем жизни от 0,6 с до 80 с. Существование запаздывающих нейтронов позволяет устанавливать такой режим работы реактора, при котором скорость изменения нейтронного потока значительно (в сотни раз) меньше, чем на мгновенных нейтронах.

    Для управления ядерным реактором служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в ядерный реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток (а значит и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону ядерного реактора (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, B и др.). Их движение управляется механизмами, срабатывающими по сигналу приборов, чувствительных к величине нейтронного потока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы), или растворы поглощающего вещества в замедлителе.

    Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность. Практически же предельная мощность ограничивается скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе.

    От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течение длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.

    ТЕХНОЛОГИЯ ПРОИЗВОДСТВА ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ НА ЭЛЕКТРОСТАНЦИЯХ