Другие предметы \ Ядерные установки

Выгорание ядерного топлива. Классификация ядерных реакторов. Принципиальная схема ядерного энергетического реактора. Термоядерные реакторы. Теплообменный аппарат ядерных энергетических установок, страница 4

Изменение концентрации ядер предшественников

Таким образом кинетика реактора описывается системой дифференциальных уравнений, учитывающей мгновенные нейтроны и 6 групп запаздывающих нейтронов.

 

Рассмотрим стабильный реактор, тогда все производные равны 0

   ,

             

Для упрощения возьмём приближение т.е. одну группу запаздывающих нейтронов.

Тогда     

Подставим

Таким образом , реактор работающий на стационарном режиме мощности    (n = const) подкритичен, если имеется источник нейтронов.

Временная зависимость количества нейтронов (мощности реактора) в подкритическом реакторе (ρ = - βэф) с источником  нейтронов интенсивностью Q0.

 


n(t)/n0            1

                      3      n(t)/n0                      2

                                 10

2                  2

                                1.0

1

 


                                0.1  

                     1 10-4*t, c      3                     t, c

      0  2 4  6  8  10                   0  100  200     300

1 – реактивность реактора мгновенно меняется до ρ =  0,1βэф

2 - реактивность реактора мгновенно меняется до ρ = - 0,1βэф

3 – из реактора извлекается мгновенно источник нейтронов Q

Левая диаграмма показывает изменение  количества нейтронов в области скачка на мгновенных нейтронах, правая - количество нейтронов в области запаздывающих нейтронов.

Вторая зависимость- ρ меньше, чем в первой зависимости на 0,2βэф.Мощность стабилизируется. Третья зависимость – мощность падает до нуля – вынут источник нейтронов.

Поведение реактора в зависимости от Δкэф

 


n(t)/n0    5  4

                              n(t)/n0

                  3

                    2

                                   скачок на мгновенных

                     1 t, c                             нейтронах     t,c

    0     1 2   3  4  5 6

1. Δкэф=0,001   2. Δкэф=0,002   3. Δкэф=0,003  4. Δкэф=0,004   5. Δкэф=0,005

 


n(t)/n0

 1

                    1       n(t)/n0

                     2

0.6              3

                4            

 


0.2             5

                                       t, c

                       t, c

1.Δкэф= -0,001  2.Δкэф= -0,002  3.Δкэф= -0,003   4.Δкэф= -0,004  5.Δкэф= -0,005


14. Термоядерные  реакторы

На рис 9.10 изображена схема  D-T термоядерного реактора в виде сечения тора. В своей основе термоядерный реактор будет напоминать луковицу, состоящую из многих слоев. В центральной части реактора будет находится плазма. Она будет заключена внутри основной тороидальной вакумной камеры, имеющей диаметр около 20 м. Эта камера будет окружена бланкетом с литием или с одним из его соединений, в котором  кинетическая энергия нейтронов преобразуется в тепло и одновременно производится тритий. Следующий слой представляет собой радиционную защиту . Она служит для предохранения внешних конструкций особенно сверхпроводящих катушек, которые создают магнитное поле, удерживающее плазму. Тепловая мощность такой установки может быть от 1 до 5 ГВт. Были предложены различные виды теплоносителей для отвода тепла из бланкетов в теплообменники для производства пара. Для этого можно использовать сам литий либо другой житкий металл, хотя сильные магнитные поля вызывают в потоке очень большие перепады давления, а это, в свою очередь, приводит к потерям на прокачку теплоносителя. Другим способом является использование газового теплоносителя, но при этом ограничивается допустимая плотность энергии через стенку вакуумной камеры.

С точки зрения воздействия на окружающую среду термоядерные реакторы имеют некоторые преимущества перед ядерными реакторами. Отходом реакции синтеза является гелий – газ не активный, поэтому проблемы, связанные с сильно радиактивными веществами, не возникают. Конструкции самого реактора будут сильно радиактивными и потребуют дистанционного обслуживания. Но эта радиактивность исчезнет через сотни , а не через десятки тысяч лет. Тритий, используемый в реакторе, представляет биологическую опасность, а так как он является изотопом водорода, то требует тщательного хранения и защиты от аварий связанных с пожарами.

Рис. 9.10. Дейтерий-тритиевый термоядерный реактор и процессы в нем происходящие:

1  - дейтерий и тритий нагреваются вместе в камере до очень высокой температуры, 2 –эти изотопы соединяются и образуют гелий с выделением энергии, 3 – энергия в основном выделяется с высокоэнергетичными нейтронами, 4 – получившийся гелий отсасывается, 5 – нейтроны разлетаются и попадают в литиевый бланкет размещенный вокруг области реакций, 6 – в этом бланкете нейтроны реагируют с литием с получением трития и гелия, нагревают бланкет,      7-тепло отводится от производства пара, используеамого при получении электроэнергии, 8- дейтерий,  9 – экстрат трития, 10 – вывод гелия, 11- тритий, полученный в бланкете возвращается в систему в качестве топлива, 12 – турбина и генератор, 13 – парогенератор, 14- электроэнергия.

Скачать файл