Ядерний реактор

[img]http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A4%D0%B0%D0%B9%D0%


Ядерный реактор CROCUS
Я́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1. Она была запущена 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.[1]
К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·1016 актов деления в 1 сек.
Содержание
1 История
2 Устройство и принцип работы
2.1 Механизм энерговыделения
2.2 Конструкция
2.3 Физические принципы работы
2.4 Иодная яма
3 Классификация
3.1 По характеру использования
3.2 По спектру нейтронов
3.3 По размещению топлива
3.4 По виду топлива
3.5 По виду теплоносителя
3.6 По роду замедлителя
3.7 По конструкции
3.8 По способу генерации пара
3.9 МАГАТЭ
4 Материалы реакторов
5 Выгорание и воспроизводство ядерного топлива
6 Управление ядерным реактором
7 Библиография
8 См. также
9 Примечания
[править]История

Цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный СР-1[2]. Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.
В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 был выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко — единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1949 году введён в действие реактор по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.
В настоящее время, по данным МАГАТЭ, в мире насчитывается 441 реактор в 30 странах. Также ведётся строительство ещё 44 реакторов[3].
[править]Устройство и принцип работы

[править]Механизм энерговыделения
Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.
Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций — это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).
Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются как продукты экзоэнергетической реакции.

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах
1 — управляющий стержень;
2 — биологическая защита;
3 — теплоизоляция;
4 — замедлитель;
5 — ядерное топливо;
6 — теплоноситель.
[править]Конструкция
Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:
Активная зона с ядерным топливом и замедлителем;
Отражатель нейтронов, окружающий активную зону;
Теплоноситель;
Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита;
Радиационная защита;
Система дистанционного управления.
[править]Физические принципы работы
См. также основные статьи:
Коэффициент размножения нейтронов
Реактивность ядерного реактора
Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:
k > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
k < 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0;
k = 1, ρ = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.
Условие критичности ядерного реактора:
, где
есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объёма.
k0 — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.
Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.
Очевидно, что k < k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны
k0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:
, где
μ — коэффициент размножения на быстрых нейтронах;
φ — вероятность избежать резонансного захвата;
θ — коэффициент использования тепловых нейтронов;
η — выход нейтронов на одно поглощение.
Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.
Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.
Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Pu - 0,5 кг. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает 251Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.
С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.
Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К∞ — 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.
Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси Ra и Be, 252Cf или других веществ.
[править]Иодная яма
Основная статья: Иодная яма
Иодная яма — состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона 135Xe. Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).
[править]Классификация

[править]По характеру использования
По характеру использования ядерные реакторы делятся на:
Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает несколько кВт.
Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
Изотопные (оружейные, промышленные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например 239Pu.
Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей, самолётов [4][5][6][7][8] и космических аппаратов[4], в производстве водорода и металлургии и т. д. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт.
[править]По спектру нейтронов
Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
Реактор на промежуточных нейтронах
Реактор со смешанным спектром
[править]По размещению топлива
Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).
В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются, как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.
Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.
[править]По виду топлива
изотопы урана 235 и 233 (235U и 233U)
изотоп плутония 239 (239Pu)
изотоп тория 232 (232Th) (посредством преобразования в 233U)
По степени обогащения:
Естественный уран
Слабо обогащённый уран
Чистый делящийся изотоп
По химическому составу:
металлический U
UO2 (диоксид урана)
UC (карбид урана) и т. д.
[править]По виду теплоносителя
H2O (вода, см. Водо-водяной реактор)
Газ, (см. Графито-газовый реактор)
D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
Реактор с органическим теплоносителем
Реактор с жидкометаллическим теплоносителем
Реактор на расплавах солей
Реактор с твердым теплоносителем
[править]По роду замедлителя
С (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)
H2O (вода, см. Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)
D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
Be, BeO
Гидриды металлов
Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)
[править]По конструкции
Корпусные реакторы
Канальные реакторы
[править]По способу генерации пара
Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор, ВВЭР)
Кипящий реактор
[править]МАГАТЭ
BWR (boiling water reactor) — Кипящий ядерный реактор
FBR (fast breeder reactor) — Реактор на быстрых нейтронах (БН-600)
GCR (gas-cooled reactor) — (advanced gas-cooled reactor (AGR))
LWR (light water reactor) — Легководный реактор
LWGR (light water graphite reactor) — Графито-водный ядерный реактор (РБМК)
PHWR (pressurised heavy water reactor) — Тяжеловодный ядерный реактор (CANDU)
PWR (pressurized water reactors) — Реактор с водой под давлением (реактор со сжатой водой (иногда неправильно, Р. на сжатой воде))
В начале XXI века наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H2O, С, D2O и теплоносителями — H2O, газ, D2O, например, водо-водяные ВВЭР, канальные РБМК.
Перспективными являются также быстрые реакторы. Топливом в них служит 238U, что позволяет в десятки раз улучшить использование ядерного топлива по сравнению с тепловыми реакторами, это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.
[править]Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.
Материал Плотность, т/м³ Макроскопическое сечение поглощения Εм−1
тепловых нейтронов нейтронов спектра деления
Алюминий 2,7 1,3 2,5·10−3
Магний 1,74 0,14 3·10−3
Цирконий 6,4 0,76 4·10−2
Нержавеющая сталь 8,0 24,7 1·10−1
Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.
Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.
Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для ее сжигания.
Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.
У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.
[править]Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).
Основная причина отравления реактора — 135Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн). Период полураспада 135Xe T1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7 %. Основная часть 135Xe образуется в результате распада 135I (T1/2 = 6,8 ч). При отравлении Кэф изменяется на 1—3 %. Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям:
К увеличению концентрации 135Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·1018 нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение Кэф, вызванное отравлением 135Xe.
Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 1018 нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.
При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это 149Sm, изменяющий Кэф на 1 %). Концентрация осколков с малым значением сечения поглощения и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.
Образование трансурановых элементов в ядерном реакторе происходит по следующим схемам:
235U + n → 236U + n → 237U →(7 сут)→ 237Np + n → 238Np →(2,1 сут)→ 238Pu
238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu + n → 241Pu (+осколки) + n → 242Pu + n → 243Pu →(5 ч)→ 243Am + n → 244Am →(26 мин)→ 244Cm
Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона.
В начале работы реактора происходит линейное накопление 239Pu, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235U), чем меньше обогащение урана. Далее концентрация 239Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238U и 239Pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239Pu ~ 3/Ф лет (Ф в ед. 1013 нейтронов/см²×сек). Изотопы 240Pu, 241Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в ядерном реакторе после регенерации ядерного топлива.
Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 тонну топлива. Эта величина составляет:
˜ 10 Гвт·сут/т — реакторы на тяжёлой воде;
˜ 20-30 Гвт·сут/т — реакторы на слабообогащённом уране (2—3 % 235U);
до 100 Гвт·сут/т — реакторы на быстрых нейтронах.
Выгорание 1 Гвт·сут/т соответствует сгоранию 0,1 % ядерного топлива.
По мере выгорания топлива реактивность реактора уменьшается. Замена выгоревшего топлива производится сразу из всей активной зоны или постепенно, оставляя в работе ТВЭЛы разных «возрастов».
В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.
Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч — 1 %, через сутки — 0,4 %, через год — 0,05 %.
Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235U называется коэффициентом конверсии KK. Величина KK увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т KK = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае KK называется начальным плутониевым коэффициентом) KK = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства КВ. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах КВ < 1, а для реакторов на быстрых нейтронах КВ может достигать 1,4-1,5. Рост КВ для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239Pu, для быстрых нейтронов g растёт, а а падает.
[править]Управление ядерным реактором

Основная статья: Управление ядерным реактором
Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Протекающие в реакторе процессы вызывают ухудшение размножающих свойств среды, и без механизма восстановления реактивности реактор не смог бы работать даже малое время. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, в активную зону вводятся вещества-поглотители нейтронов. Поглотители входят в состав материала управляющих стержней, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Причём если для регулирования достаточно всего нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы. Компенсация выгорания может также достигаться применением специальных поглотителей, эффективность которых убывает при захвате ими нейтронов (Cd, В, редкоземельные элементы) или растворов поглощающих веществ в замедлителе.
Управление ядерным реактором упрощает тот факт, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от 0,2 до 55 сек. Благодаря этому, нейтронный поток и, соответственно, мощность изменяются достаточно плавно, давая время на принятие решения и изменение состояния реактора извне.
Для управления ядерным реактором служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на:
Аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов;
Автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (то есть мощность на выходе);
Компенсирующие, служащие для компенсации отравления, выгорания, температурных эффектов.
В большинстве случаев для управления реактором используют стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (Cd, В и др.). Движение стержней управляется специальными механизмами, работающими по сигналам приборов, чувствительных к величине нейтронного потока.
Работа органов СУЗ заметно упрощается для реакторов с отрицательным температурным коэффициентом реактивности (с ростом температуры r уменьшается).
На основе информации о состоянии реактора, специальным вычислительным комплексом формируются рекомендации оператору по изменению состояния реактора, либо, в определённых пределах, управление реактором производится без участия оператора.
На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней или стержней безопасности — система аварийной защиты.
[править]Библиография

БСЭ
Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
Шуколюков А. Ю. «Уран. Природный ядерный реактор». «Химия и Жизнь» № 6, 1980 г., с. 20-24
[править]См. также

Атомная электростанция
Управляемый термоядерный синтез
Перечень атомных реакторов, спроектированных и построенных в Советском Союзе
Коротко о принципе работы ядерного реактора
Атомные электростанции Устройство различных типов ядерных реакторов.
Энергетические блоки атомного подводного флота
[править]Примечания

↑ Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. — М.: Логос, 2008. — 438 с. — ISBN 978-5-98704-272-0
↑ Своё название — СР-1 этот первый в мире ядерный реактор получил от аббревиатуры слов: Chicago Pile-1, что в переводе на русский язык может быть переведено как Чикагский штабель-1 или Чикагская поленница-1.
↑ [http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/status-and-prospects-of-np.html (англ.)
↑ 1 2 Ядерный прометей. Самолёт с ядерным реактором. Ракеты на ядерном топливе, плохо забытое старое
↑ Ту-95ЛАЛ самолет с ядерным реактором
↑ Российский сайт ядерного нераспространения. Самолет с ядерным реактором
↑ Ту-119 Экспериментальный самолет с ядерной силовой установкой.
↑ Ту-95ЛАЛ Тактико-технические характеристики
п·о·р
Ядерная технология
Инженерия
Ядерная физика · Деление ядра · Термоядерная реакция · Излучение · Ионизирующее излучение · Атомное ядро · Ядерная безопасность · Ядерная химия
Материалы
Ядерное топливо · Отработанное ядерное топливо · Ядерное топливное сырье · Торий · Уран (Обогащение урана • Обеднённый уран) · Плутоний · Дейтерий · Тритий
Ядерная энергия
Главные темы
Ядерный реактор ·Радиоактивные отходы ·Управляемый термоядерный синтез ·Ядерная силовая установка ·Ядерный двигатель (Ядерный ракетный двигатель) ·Радиоизотопный термоэлектрический генератор
Типы реакторов
Инерциальный синтез ·Корпусной ядерный реактор ·Кипящий ядерный реактор ·4-го поколения ·Реактор на быстрых нейтронах ·Магноксовый ·Водо-водяной ядерный реактор ·Графито-газовый ядерный реактор ·Газоохлаждаемый быстрый ·Реактор с жидкометаллическим теплоносителем ·На бегущей волне ·Со свинцовым теплоносителем ·Реактор на расплавах солей ·Тяжеловодный ядерный реактор ·Сверхкритический водоохлаждаемый ·Сверхвысокотемпературный ·С гранулированным топливом ·Интегральный быстрый реактор ·SSTAR
Ядерная медицина
Медицинская визуализация
Позитронно-эмиссионная томография · Однофотонная эмиссионная компьютерная томография (ОФЭКТ) · Гамма-камера
Терапия
Радиобиология опухолей · Томотерапия · Протонная терапия · Брахитерапия · Нейтрон-захватная терапия
Ядерное оружие
История ·Разработка ·Ядерная война ·Ядерная гонка ·Ядерный взрыв(Поражающие факторы ядерного взрыва) ·Ядерное испытание ·Перевозка ·распространение
Ядерный клуб · Список ядерных испытаний
Категории: Ядерный реактор | Ядерные реакторы | Ядерная физика | Ядерная химическая технология
статья обсуждение править история
Опробовать бета-версию Представиться / зарегистрироваться
навигация
Заглавная страница
Рубрикация
Указатель А — Я
Избранные статьи
Случайная статья
Текущие события
поиск

участие
Сообщить об ошибке
Портал сообщества
Форум
Свежие правки
Новые страницы
Справка
Пожертвования
печать/экспорт
Создать книгу
Скачать как PDF
Версия для печати
инструменты
Ссылки сюда
Связанные правки
Спецстраницы
Постоянная ссылка
Цитировать страницу
на других языках
العربية
Български
Català
Česky
Dansk
Deutsch
Ελληνικά
English
Esperanto
Español
Eesti
فارسی
Suomi
Français
Galego
עברית
हिन्दी
Hrvatski
Magyar
Bahasa Indonesia
Italiano
日本語
ಕನ್ನಡ
한국어
Latviešu
മലയാളം
Bahasa Melayu
Nederlands
Norsk (nynorsk)
Norsk (bokmål)
Polski
Português
Română
Simple English
Slovenčina
Slovenščina
Српски / Srpski
Svenska
தமிழ்
తెలుగు
ไทย
Türkçe
Українська
Tiếng Việt
中文

Последнее изменение этой страницы: 05:43, 17 мая 2010. Текст доступен на условиях лицензии Creative Commons Attribution/Share-Alike, в отдельных случаях могут действовать дополнительные условия. Подробнее см. Условия использования. Политика конфиденциальности Описание Википедии Отказ от ответственности-p1020491.jpg[/img]