Тепловыделение в активной зоне

При делении одного ядра выделяется энергия равная 200 МэВ из них примерно 184 МэВ остается в активной зоне, а 6 МэВ в корпусе реактора и радиационной защите в результате поглощения нейтронов и γ -квантов.

Для обеспечения нормальной работы реактора необходимо отводить тепло не только от ТВЭЛов, но и от других частей реактора: корпуса, замедлителя, регулирующих стержней, радиационной защиты.

В корпусе выделяется до 1 % тепловой мощности реактора. Для предотвращения недопустимого нагрева корпуса между ним и активной зоной устанавливается экран тепловой защиты. В ТВЭЛах выделяется не менее 95 % тепловой мощности реактора.

Из активной зоны тепло отводится циркулирующим через нее теплоносителем. При этом количество отведенного тепла составляет:

,

где - массовый расход теплоносителя, кг/с;

- удельная теплоемкость теплоносителя, кДж/(кг К);

- температура теплоносителя на выходе и входе реактора, К.

Количество теплоты, передаваемой от поверхностей нагрева реактора, может быть определено по уравнению

,

где - средний коэффициент теплоотдачи в активной зоне, кВт/(м²К);

- средний температурный напор между поверхностью нагрева и теплоносителем, К;

- поверхность теплоотдачи, м².

При стационарной работе реактора соблюдается равенство:

= = .

Отсюда видно, что повышение нейтронного потока без увеличения расхода теплоносителя G_p приводит к повышению температуры теплоносителя на выходе из реактора, что вызывает увеличение температурного напора и температуры стенки ТВЭЛа. Тоже самое произойдет при уменьшении расхода теплоносителя при неизменном нейтронном потоке.

Для отвода тепла из реактора применяются жидкие и газообразные теплоносители: вода, тяжелая вода, жидкие металлы, двуокись углерода, гелий, а также используются смеси газов, расплавы солей, пары жидкостей.

Классификация реакторов

Ядерные реакторы АЭС классифицируются по различным признакам.

1. По уровню энергии нейтронов реактора делятся на: тепловые (работающие на тепловых нейтронах); быстрые (на быстрых нейтронах).

В реакторах на тепловых нейтронах большинство делений ядер горючего происходит в результате поглощения тепловых нейтронов (замедленных нейтронов деления). Часть деления ядер урана-235 и урана-238 может вызываться быстрыми нейтронами, но их вклад в цепную реакцию деления невелик.

В реакторах на быстрых нейтронах деления ядер топлива происходит в основном при захвате быстрых нейтронов с энергией свыше 100 кэВ. В этих реакторах не требуется замедлитель. В области высоких энергий нейтронов материалы имеют малое эффективное сечение поглощения, что уменьшает непроизводительное поглощение нейтронов. Поэтому эффективность использования урана здесь гораздо выше, чем в тепловых реакторах.

2. По степени воспроизводства ядерного горючего реакторы подразделяются на размножители (на быстрых нейтронах коэффициент воспроизводства 1,5 и более) и конверторы (с коэффициентом воспроизводства 1,0 ÷ 1,1). При воспроизводстве в реакторах на быстрых нейтронах, например, из урана получается плутоний; из тория – уран-233.

3. По принципу распределения горючего в замедлителе реакторы делятся на гомогенные и гетерогенные (АЭС обычно используют гетерогенные реакторы). Агрегатное состояние ядерного горючего может быть твердым, жидким и газообразным. На АЭС в настоящее время используются только твердые горючие.

4. По виду замедлителя нейтронов реакторы могут быть водными, тяжеловодными и графитовыми.

5. По типу теплоносителя в используемого в реакторе они делятся также на водные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Водоохлаждаемые реакторы в свою очередь делятся на две группы: с водой под давлением (не кипящие) и кипящие реакторы.

6. По конструктивным признакам реакторы могут быть корпусные и канальные.

7. По типу замедлителя и теплоносителя реакторы АЭС можно разделить на 4 класса:

- водо – водяные;

- граффито – водяные;

- граффито – газовые;

- тяжеловодно – водяные.