Зачем реактору нужен теплоноситель кратко
Обновлено: 05.07.2024
Перспектива использовать жидкий металл в качестве теплоносителя для транспортного реактора основана на желании увеличить параметры рабочего тела, т. е. водяного пара, и организовать его перегрев. Жидкий металл можно нагреть в активной зоне до высокой температуры при низком давлении. (Воду в принципе невозможно нагреть выше 370 С без испарения, а в условиях реальной энергетической установки- гораздо ниже.) Стенки оборудования первого контура можно сделать тонкими, а сам реактор с ЖМТ – компактным, что облегчит и упростит конструкцию.
С технологической точки зрения очевидно, что металл должен быть легкоплавким, а лучше оставаться жидким при комнатной температуре. И здесь побеждает натрий в эвтектическом сплаве с калием – 22,8 % Na и 77,2% K. Такой сплав жидкий и при -12 С, но его теплоемкость сразу падает до 0,94. Чтобы ее поднять, долю натрия надо увеличивать, и даже при 60 %Na на 40% К теплоноситель при 20 градусах С не застывает. Температура плавления чистого натрия 97,81 С, что многовато, при остановленном реакторе он затвердеет. Для технического обслуживания придется предусматривать подогрев, а это затратно и сложно.
Менее очевидна проблема в том, что натрий и калий химически агрессивны, легко горят и вступают взаимодействие со конструкционной сталью, к тому же поведение этих металлов при воздействии радиации было малоизученным. Но сплав этих двух металлов настолько попадает в десятку для означенных целей, что мимо инженерная мысль пройти не могла. Такой теплоноситель сегодня используется, например, в реакторах космических аппаратов, где ему трудно найти альтернативу.
Конструкция парогенераторов получилась и вовсе причудливой. Чтобы исключить попадание воды или пара в реактор ввели второй промежуточный контур с теплоносителем Na-К. Причем у первого и второго контура для циркуляции были электромагнитные индукционные насосы. Теплообменники для компактности имели форму из двух соединенных последовательно корпусов
в виде буквы U. Все три контура текли в каждом корпусе, второй создавал прослойкой между первым контуром с натрием и третьим с водой, идущих противотоком. В дальнем от реактора корпусе вода испарялась, а в ближнем пар перегревался до 430 С (очень высокий показатель) и шел на турбогенератор.
Стенд полностью моделировал реакторный отсек. Все основное оборудование размешалось на нижней палубе. Биозащита представляла не бак ЖВЗ, а композитные экраны из свинца и полиэтилена и прослойками воды, которые ограничивали реакторное отделение со всех сторон. Но уровень радиации за защитой был такой высокий, что находиться человеку там было нельзя. Даже после глушения реактора проходило не меньше двух недель, и только потом сотрудники в специальных костюмах получали туда доступ.
Скажем о еще двух интересных особенностях:
- для безопасности весь этот макет отсека заключили вовнутрь огромной сферической оболочки из дюймовой стали на случай взрыва и пожара натрия, настолько инженерам казалось опасным их детище;
Главной нерешаемой как следует проблемой стала натриевая коррозия трубок теплообменников и бесконечные протечки. Оказалось, что натрий активно разъедает нержавеющую сталь, особенно в пароперегревателе, где его температура выше. От перегрева пришлось в конце концов отказаться, и с 56-го года до апреля 57-го стендовый реактор работал на 40% мощности.
Подводя итог всей затее, Риковер высказался, что авария на таком реакторе равносильна потере лодки, и что никогда на кораблях ВМС США никакого натрия не будет. После того, как слова адмирала повторило Министерство обороны, наземный стенд тоже разобрали. Надо отметить, что без перегрева пара и при выявленной аномальной химической активности теплоносителя у установки с ЖМТ не получилось выигрыша перед ВВР. Более сложная конструкция биозащиты съела преимущество в весе и размере реактора. И это при значительной вероятности аварии с катастрофическими последствиями.
вступила в строй в 71 году. Хотя она прослужила недолго, но шесть ее систершипов эксплуатировались продолжительное время, изумляя весь мир своими ТТХ.
Расчеты и эксперименты показали, что преимущество в компактности и удельной мощности у установки с ЖМТ есть только при относительно малой мощности. Для больших кораблей предпочтительнее водо-водяные ППУ. Конструкция парогенераторов также представляла собой двойную U как у американцев, в силу объективных физических особенностей задачи. Свинцовый сплав не агрессивен к стали, но был гораздо более тугоплавким, что создавало значительные трудности. Еще в нем накапливались окислы и радиоактивный Полоний 219. В итоге минусы в целом перевесили, так что тема и у нас не имеет пока продолжения, но достигнутыми в СССР успехами невозможно не удивляться.
Мечта современных ядерщиков — энергетика без радиоактивных отходов. Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для реакторов разного типа. Попутно снижается потребность в дорогостоящем обогащении урана, а в итоге получается что-то фантастическое и, условно, вечно работающее.
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году
Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.
Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.
Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.
Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.
Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.
Классический топливный цикл
MOX (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержит несколько видов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана). НАО, САО, ВАО — разные типы радиоактивных отходов. ОЯТ — отработавшее ядерное топливо
Центр современного цикла — ядерный реактор на тепловых нейтронах. Он выделен зеленым. В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный по изотопу-235. Чтобы его получить, урановую руду извлекают, перерабатывают, а потом проводят долгое и дорогостоящее обогащение.
В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.
Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.
Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах
Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:
Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.
Условная схема ядерной электростанции
Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.
Условная схема электростанции с водо-водяным реактором
Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.
Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.
Энергетическая установка с реактором ВВР
Общий вид самого реактора:
Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов
Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.
В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.
Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.
Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.
Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.
В результате природный уран-238 преобразуется в изотоп плутония-239, который обладает свойствами деления, схожими с ураном-235. И тут появляется возможность преобразовать почти не делящийся в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 в новое ядерное топливо.
Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.
Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.
А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления ~98℃.
Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.
Следующий шаг — БРЕСТ
Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).
Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.
Двухкомпонентная ядерная энергетика
Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.
В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.
БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.
Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива
На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.
Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.
Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.
Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.
Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.
Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.
Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.
Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.
На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.
На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.
Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.
В отличие от прошлого века, когда необходимо было получить ядерное оружие и заодно ядерную энергетику любой ценой, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и с обеспечением естественной безопасности. И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным направлениям без работы не останутся.
Теплоноси́тель в ядерном реакторе — жидкое или газообразное вещество, пропускаемое через активную зону реактора и выносящее из неё тепло, выделяющееся в результате реакции деления ядер.
Содержание
Общие сведения
В двухконтурных энергетических реакторах (например, ВВЭР) теплоноситель из реактора поступает в парогенератор, в котором вырабатывается пар, приводящий в действие турбины, а в одноконтурных реакторах (например, РБМК) сам теплоноситель (пароводяной или газовый) может служить рабочим телом турбинного цикла. В исследовательских (например, материаловедческих) и специальных реакторах (например, в реакторах для накопления радиоактивных изотопов) теплоноситель только охлаждает реактор, полученное тепло не используется.
К теплоносителям предъявляют следующие требования:
- Слабое поглощение нейтронов (в тепловых реакторах) либо слабое замедление их (в быстрых реакторах);
- Химическая стойкость в условиях интенсивного радиационного облучения;
- Низкая коррозионная активность по отношению к конструкционным материалам, с которыми теплоноситель находится в контакте;
- Высокий коэффициент теплопередачи;
- Большая удельная теплоёмкость;
- Низкое рабочее давление при высоких температурах.
В реакторах на тепловых нейтронах в качестве теплоносителя используют воду (обычную и тяжёлую), водяной пар, органические жидкости, двуокись углерода; в реакторах на быстрых нейтронах — жидкие металлы (преимущественно натрий), а также газы (например, водяной пар, гелий). Часто теплоносителем служит жидкость, являющаяся одновременно и замедлителем.
Особенности применения
Лёгкая вода
Один из самых распространённых теплоносителей — вода. Природная вода содержит небольшое количество тяжёлой воды (0,017%), различных примесей и растворённых газов. Присутствие примесей и газов делает воду химически активной с металлами. Поэтому воду, прежде чем использовать её как теплоноситель, очищают от примесей методом дистилляции и деаэрируют, то есть удаляют из воды газы.
В первом контуре циркулирует радиоактивная вода. Основной источник радиоактивности воды — это примеси, появление которых в воде связано с коррозией узлов первого контура и технологическими загрязнениями делящимися веществами внешней поверхности ТВЭЛов. Концентрацию радиоактивных примесей в воде снижают фильтрованием. Под действием нейтронов на ядрах кислорода идут реакции 18 O(n, γ) 19 O; 16 O(n, p) 16 N, в которых образуются радиоактивные ядра 19 O (T½=29,4 с) и 16 N (T½=4 с). Однако активность 19 O и 16 N мала по сравнению с активностью примесей.
Недостатками воды как теплоносителя являются низкая температура кипения (100 °C при давлении 1 атм) и поглощение тепловых нейтронов. Первый недостаток устраняется повышением давления в первом контуре. Поглощение тепловых нейтронов водой компенсируют применением ядерного топлива на основе обогащённого урана.
Тяжёлая вода
Тяжёлая вода по своим химическим и теплофизическим свойствам мало отличается от обычной воды. Она практически не поглощает нейтронов, что даёт возможность использовать в качестве ядерного топлива природный уран в реакторах с тяжеловодным замедлителем. Однако тяжёлая вода пока мало применяется в реакторостроении ввиду её высокой стоимости.
Жидкие металлы
Из жидкометаллических теплоносителей наиболее освоен натрий. Он химически активен с большинством металлов при сравнительно низкой температуре, и эта активность натрия обусловливается примесью окислов натрия. Поэтому натрий тщательно очищают от окислов, после чего он не реагирует со многими металлами (Mo, Zr, нержавеющая сталь и др.) до 600—900 °C.
Органические жидкости
Из числа опробованных органических жидкостей наиболее стабильными в условиях повышенных температур и радиоактивного облучения оказались некоторые из полифенилов, в том числе дифенил и трифенил. Однако, несмотря не некоторые преимущества, такие теплоносители оказались слишком нестойкими к нейтронному облучению, поэтому промышленно такие реакторы не применялись.
Основной газовый теплоноситель — углекислый газ. Он недорог, характеризуется повышенными по сравнению с другими газами плотностью и объёмной теплоёмкостью. Коррозионное воздействие углекислого газа на металлы зависит от содержания кислорода. Он присутствует в углекислом газе как примесь и, кроме того, образуется при высоких температурах в процессе диссоциации молекул CO2 на окись углерода CO и кислород O2.
Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.
По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.
Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.
Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.
Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.
Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.
Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово "ядерный". Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.
История создания атомного реактора
Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали "Чикагской поленницей".
В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.
Первый в мире ядерный реактор
Принцип работы ядерного (атомного) реактора
Приведем ниже схему работы ядерного реактора.
Схема ядерного реактора на АЭС
Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.
Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов. Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.
Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.
ТВЭЛы, помещенные в топливную кассету
Как запускают ядерный реактор?
С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он - кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы.
Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.
При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.
В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании. Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!
Иван Колобков, известный также как Джони. Маркетолог, аналитик и копирайтер компании Zaochnik. Подающий надежды молодой писатель. Питает любовь к физике, раритетным вещам и творчеству Ч. Буковски.
Читайте также: