Реферат на тему Тяжёловодные реакторы. Характерные особенности.

Содержание:

Введение…………………………………………………………….. 3
1. Тяжелая вода как замедлитель нейтронов …………………………. 4
2. Типы ядерных реакторов с тяжеловодным замедлителем нейтронов ……………………………………………………………
6
3. Теплоносители для тяжеловодных реакторов ………………… 8
4. Особенности тяжеловодных ядерных реакторов …..…………. 10
Заключение…………………………………………………………. 14
Список литературы………….,.……………………………………. 15

Введение:

История ХХ века отмечена одним из величайших научных достижений человечества – открытием энергии, выделяющейся при превращениях атомных ядер. Трансформация атомных ядер может осуществляться как в результате самопроизвольных процессов радиоактивного распада, так и при инициировании ядерных реакций воздействием нейтронов, протонов, α-частиц и -квантов. Наиболее мощным источником ядерной энергии является ядерный реактор, в котором осуществляется контролируемая реакция деления ядер 235U (или других актинидов) на два осколка под действием нейтронов. Кинетическая энергия нейтронов, высвобождающихся в процессе деления, очень велика, что приводит к угасанию ядерной реакции. В связи с этим, для поддержания процесса деления необходимо замедлять нейтроны до тепловых энергий. Материалы, снижающие скорость нейтронов, называются замедлителями.
К настоящему времени разработано много различных модификаций ядерных реакторов с разными замедлителями. Одно из направлений связано с использованием тяжелой воды (2Н2О или D2O) в качестве замедлителя. В реферате рассмотрены особенности работы тяжеловодных ядерных реакторов.

Заключение:

Всего в мире на данный момент действует 47 энергетических реакторов на тяжёлой воде. Актуальность строительства тяжеловодных реакторов определяется именно тем, что этот тип реакторов широко используется для производства трития и плутония, а также для производства широкого спектра изотопной продукции, в том числе и медицинского назначения.
Крупномасштабная программа строительства тяжеловодных реакторов осуществляется в Индии, где разрабатывается так называемый улучшенный тяжеловодный ядерный реактор, использующий канальную архитектуру и ториевый цикл, а также обычную лёгкую воду в качестве теплоносителя с естественной циркуляцией. Тяжеловодный замедлитель находится в отдельных от теплоносителя каналах под пониженным относительно него давлением. Аналогичные идеи реализуются в Канаде в реакторе «Улучшенный CANDU», использующем обычный урановый цикл, а также SGHWR (кипящий канальный тяжеловодный реактор).

Фрагмент текста работы:

1. Тяжелая вода как замедлитель нейтронов
Особые свойства тяжелой воды (D2O) в качестве замедлителя нейтронов привлекли внимание физиков еще в конце 1930-х годов. Впервые на возможность создания ядерного реактора с использованием тяжелой воды в качестве замедлителя нейтронов указал французский физик Фредерик Жолио-Кюри. После проведения опытов по облучению нейтронами природного урана, погруженного в тяжелую воду, Жолио-Кюри с сотрудниками обнаружили, что в тяжеловодном замедлителе ядра 235U при делении испускают в среднем 1,05 – 1,06 вторичных нейтронов. Эти же физики измерили важнейшие ядерные константы (сечения захвата и рассеяния тепловых нейтронов ядром дейтерия) и пришли к выводу о том, что в реакторе с тяжеловодным замедлителем нейтронов можно использовать примерно в 15 раз меньше уранового топлива, чем в реакторе той же мощности с графитовым замедлителем. Однако, в дальнейшем приоритет был отдан реакторам с графитовым замедлителем, поскольку в промышленной реализации их создание оказалось более простым при тогдашнем уровне развития технологий.
Первый действующий реактор с тяжеловодным замедлителем был построен в Аргоннской национальной лаборатории США в 1944 году. Мощность реактора составила 300 кВт, критическая масса урана составляла 3 т, масса тяжелой воды – 6,5 т.
В 1945 году в Канаде был запущен реактор типа ZEEP, работающий на необогащенном урановом топливе. Впоследствии тяжеловодную конструкцию с необогащённым топливом унаследовали современные канадские реакторы типа CANDU (CANada Deuterium Uranium).
В СССР тяжеловодные реакторы разрабатывал Институт теоретической и экспериментальной физики. Работами руководил академик А. И. Алиханов. Первый промышленный тяжеловодный реактор ОК-180 был введен в эксплуатацию в 1951 г. на комбинате «Маяк». В настоящее время на ПО «Маяк» эксплуатируется тяжеловодный реактор ЛФ-2, в котором нарабатываются изотопы промышленного, медицинского и научного назначения.
Тяжелая вода имеет ту же химическую формулу, что и обычная вода, но вместо двух атомов обычного лёгкого изотопа водорода (1Н) содержит два атома тяжёлого изотопа водорода  дейтерия (2Н). Кислород тяжелой воды по изотопному составу (16О) совпадает с кислородом, входящим в состав воздуха. Внешне тяжёлая вода не отличается от обычной и представляет собой бесцветную жидкость без вкуса и запаха.