Выгорание ядерного топлива. Классификация ядерных реакторов. Принципиальная схема ядерного энергетического реактора. Термоядерные реакторы. Теплообменный аппарат ядерных энергетических установок, страница 2

             По принципу расположения в реакторе ядерного топлива и замедлителя: гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе вся активная зона находится внутри сферического или цилиндрического корпуса и состоит из смеси топлива и замедлителя в виде суспензии или жидкого раствора, который одновременно выполняет и функцию теплоносителя. Ядерное топливо равномерно распределяется по всему объему замедлителя. В качестве топлива может быть использован раствор солей обогащенного урана или взвеси оксидов урана UO2, UO3. замедлителем может служить тяжелая или обычная вода. В гетерогенных реакторах топливо применяется в твердом состоянии и располагаются в виде блоков, окруженным замедлителем. В таких реакторах ядерное топливо сосредоточено в герметичных твэлах, поэтому у них в нормальных условиях отсутствует непосредственный контакт топлива с замедлителем и теплоносителем.

             В реакторе ядерное топливо может применяться в твердом, жидком и газообразном состояниях. В гетерогенных реакторах применяется только твердое топливо.

             В зависимости от вещества, применяемого в качестве замедлителя, энергетические реакторы на тепловых нейтронах делятся на водяные, тяжеловодные, графитовые и органические. По виду теплоносителя реакторы бывают: водные, тяжеловодные, газовые, жидкометалические и органические. Реакторы, охлаждаемые обычной водой, в активных зонах которых не происходит кипение воды, называют реакторами с водой под давлением, а если имеет место кипение – кипящими реакторами. В активных зонах кипящих реакторов часть воды непосредственно превращается в пар.

             По конструкционным признакам энергетические реакторы на тепловых нейтронах делятся на корпусные и канальные. В корпусных реакторах активная зона находится в стальном корпусе, способном выдержать термические нагрузки и давление теплоносителя. Корпусные реакторы достаточно компактны  и относительно простые в эксплуатации. Однако с ростом мощности растут размеры реактора. Отсюда возникает ограничение по мощности реактора. Отмеченных недостатков в значительной мере лишен канальный реактор, у которого отсутствует проточный корпус. Активная зона такого реактора представляет собой набор одинаковых технологических каналов с внутренним диаметром около 0,1м, рассчитанных на полное давление теплоносителя, в которых находится ТВС. В каналах движется теплоноситель и охлаждает твэлы. Между каналами располагается замедлитель. Канальный принцип конструкции реактора позволяет набирать активную зону практически любой необходимой мощности, повышать параметры теплоносителя, осуществлять ядерный перегрев пара, проводить непрерывную перегрузку ядерного топлива на работающем реакторе без снижения его мощности, иметь гибкий топливный цикл.


         Запаздывающие нейтроны

При делении ядер топлива, наряду с мгновенными, генерируются запаздывающие нейтроны. Они испускаються при β-распаде некоторых осколков деления. Основными предшественниками являються изотопы йода(I) и брома(Br). Суммарный выход запаздывающих нейтронов очень мал. Несмотря на это, роль запаздывающих нейтронов при переходных процессах очень велика.

Среднее время жизни предшественников определяет и среднее время жизни запаздывающих нейтронов. Время жизни запаздывающих нейтронов(примерно на порядок) больше, чем мгновенных нейтронов, в тяжеловодных реакторах и (на два три порядка) в графитовых и водоводяных реакторах. С учетом этого, среднее время жизни одного поколения нейтронов в реакторе равно сумме времён жизни запаздывающих и мгновенных нейтронов:

Второй член суммы очень мал по сравнению с первым, поэтому время жизни одного поколения нейтронов определяется запаздывающими нейтронами.

Средняя энергия, при которой генерируются запаздывающие нейтроны около 0,5МЭВ, а мгновенных нейтронов около 2МЭВ. Это приводит к повышению процентного содержания их.

В реакторах на быстрых и тепловых нейтронах доля запаздывающих нейтронов для делящихся нуклидов практически одинакова.

Запаздывающие нейтроны делятся на шечсть групп, в зависимости от времени змапаздывания:

;

где:

 i - иттая доля запаздывающих нейтронов