Устройство и принцип на действие

Механизъм за освобождаване на енергия

Преобразуването на веществото се придружава от освобождаване на свободна енергия само ако веществото има резерв от енергия. Последното означава, че микрочастиците на веществото са в състояние с енергия на покой, по-голяма, отколкото в друго възможно състояние, преходът към което съществува. Спонтанният преход винаги е възпрепятстван от енергийна бариера, за преодоляване на която микрочастицата трябва да получи отвън определено количество енергия - енергия на възбуждане. Екзоенергийната реакция се състои във факта, че при трансформацията след възбуждането се отделя повече енергия, отколкото е необходимо за възбуждане на процеса. Има два начина за преодоляване на енергийната бариера: или поради кинетичната енергия на сблъскващите се частици, или поради енергията на свързване на свързващата се частица.

Ако имаме предвид макроскопските мащаби на освобождаване на енергия, тогава кинетичната енергия, необходима за възбуждането на реакциите, трябва да има всички или, първо, поне част от частиците на веществото. Това е постижимо само когато температурата на средата се повиши до стойност, при която енергията на топлинното движение се доближава до стойността на енергийния праг, който ограничава хода на процеса. В случай на молекулярни трансформации, т.е химична реакция, такова увеличение обикновено е стотици келвини, но в случай на ядрени реакции е поне 10 7 поради много високата височина на кулоновите бариери на сблъскващите се ядра. Топлинното възбуждане на ядрени реакции се реализира на практика само при синтеза на най-леките ядра, за които кулоновите бариери са минимални (термоядрен синтез).

Възбуждането чрез прикрепване на частици не изисква голяма кинетична енергия и следователно не зависи от температурата на средата, тъй като възниква поради неизползвани връзки, присъщи на частиците на силите на привличане. Но от друга страна, самите частици са необходими за възбуждане на реакциите. И ако отново имаме предвид не отделен акт на реакция, а производство на енергия в макроскопски мащаб, то това е възможно само когато възникне верижна реакция. Последното възниква, когато частиците, които възбуждат реакцията, се появят отново като продукти на екзоенергийна реакция.

Дизайн

Всеки ядрен реактор се състои от следните части:

• Активна зона с ядрено гориво и модератор;
• Неутронен рефлектор, обграждащ ядрото;
• Система за контрол на верижна реакция, включително аварийна защита;
• Радиационна защита;
• Система за дистанционно управление.

Физически принципи на работа

Вижте също основните статии:

Текущото състояние на ядрен реактор може да се характеризира с ефективния коефициент на размножаване на неутроните кили реактивност ρ , които са свързани със следната връзка:

Тези стойности се характеризират със следните стойности:

• к> 1 - верижната реакция нараства във времето, реакторът е вътре свръхкритичнисъстояние, неговата реактивност ρ > 0;
• к < 1 - реакция затухает, реактор - подкритични, ρ < 0;
• к = 1, ρ = 0 - броят на ядрените деления е постоянен, реакторът е в стабилно състояние критиченсъстояние.

Условието за критичност на ядрен реактор:

, където

Преобразуването на коефициента на умножение в единица се постига чрез балансиране на размножаването на неутроните с техните загуби. Всъщност има две причини за загубите: улавяне без делене и изтичане на неутрони извън средата за размножаване.

Очевидно, k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе тази композиция k 0< 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 за термични реактори може да се определи чрез така наречената "формула на 4 фактора":

, където

• η е добивът на неутрони за две абсорбции.

Обемите на съвременните енергийни реактори могат да достигнат стотици m³ и се определят главно не от условията на критичност, а от възможностите за отвеждане на топлина.

Критичен обемядрен реактор - обемът на активната зона на реактора в критично състояние. Критична масае масата на делящия се материал на реактора в критично състояние.

Най-малката критична маса притежават реактори, в които като гориво служат водни разтвори на соли на чисти делящи се изотопи с воден рефлектор на неутрони. За 235 U тази маса е 0,8 kg, за 239 Pu е 0,5 kg. Широко известно е обаче, че критичната маса за реактора LOPO (първия в света реактор с обогатен уран) с рефлектор от берилиев оксид е 0,565 kg, въпреки че изотопното обогатяване с 235 е само малко над 14%. Теоретично той има най-малката критична маса, за която тази стойност е само 10 g.

За да се намали изтичането на неутрони, ядрото е сферично или близко до сферично, например къс цилиндър или куб, тъй като тези фигури имат най-малкото съотношение на повърхността към обема.

Въпреки факта, че стойността (e - 1) обикновено е малка, ролята на размножаването на бързи неутрони е доста голяма, тъй като за големи ядрени реактори (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

За да започне верижна реакция, обикновено се произвеждат достатъчно неутрони по време на спонтанното делене на уранови ядра. Възможно е също да се използва външен източник на неутрони за стартиране на реактора, например смес от и/или други вещества.

Йодна яма

Основна статия: Йодна яма

Йоден кладенец - състоянието на ядрен реактор след спирането му, характеризиращо се с натрупване на краткотраен изотоп на ксенон. Този процес води до временна поява на значителна отрицателна реактивност, което от своя страна прави невъзможно привеждането на реактора до проектния му капацитет в рамките на определен период (около 1-2 дни).

Класификация

По уговорка

По естеството на тяхното използване ядрените реактори се делят на:

• Силови реактори, предназначени за производство на електрическа и топлинна енергия, използвана в енергетиката, както и за обезсоляване на морска вода (реакторите за обезсоляване също се класифицират като промишлени). Такива реактори се използват главно в атомни електроцентрали. Топлинната мощност на съвременните енергийни реактори достига 5 GW. Обособява се отделна група:
  • Транспортни реакторипредназначени да доставят енергия на двигателите на превозните средства. Най-широките групи за приложение са морските транспортни реактори, използвани на подводници и различни надводни кораби, както и реактори, използвани в космическите технологии.
• Експериментални реакторипредназначени за изследване на различни физически величини, чиято стойност е необходима за проектиране и експлоатация на ядрени реактори; мощността на такива реактори не надвишава няколко kW.
• Изследователски реактори, в който генерираните в активната зона потоци от неутрони и гама кванти се използват за изследвания в областта на ядрената физика, физиката на твърдото тяло, радиационната химия, биологията, за изпитване на материали, предназначени за работа в интензивни неутронни потоци (включително части от ядрени реактори), за производство на изотопи. Мощността на изследователските реактори не надвишава 100 MW. Освободената енергия обикновено не се използва.
• Индустриални (оръжия, изотопни) реакториизползвани за производството на изотопи, използвани в различни области. Най-широко използван за производството на материали за ядрени оръжия като 239 Pu. Индустриалните реактори включват също реактори, използвани за обезсоляване на морска вода.

Реакторите често се използват за решаване на два или повече различни проблема, като в този случай те се наричат многофункционален... Например някои енергийни реактори, особено на разсъмване ядрената енергия, са били предназначени основно за експерименти. Бързите реактори могат да бъдат едновременно енергийни и произвеждащи изотопи. Индустриалните реактори, в допълнение към основната си задача, често генерират електрическа и топлинна енергия.

По спектър на неутроните

• Термичен (бавен) неутронен реактор („термичен реактор“)
• Бърз реактор ("бърз реактор")

Чрез поставяне на гориво

• Хетерогенни реактори, при които горивото се поставя в активната зона дискретно под формата на блокове, между които има забавител;
• Хомогенни реактори, където горивото и модераторът са хомогенна смес (хомогенна система).

В хетерогенен реактор горивото и забавителят могат да бъдат пространствено разделени, по-специално в реактор с кухина забавителят-рефлектор обгражда кухина с гориво, което не съдържа забавител. От ядрено-физична гледна точка критерият за хомогенност/хетерогенност не е дизайнът, а разположението на горивните блокове на разстояние, надвишаващо дължината на задържане на неутрона в даден забавител. Така реакторите с т. нар. "плътна решетка" се изчисляват като хомогенни, въпреки че горивото в тях обикновено се отделя от модератора.

Блоковете ядрено гориво в хетерогенен реактор се наричат ​​горивни касети (ГС), които са разположени в активната зона във възлите на редовна мрежа, образувайки клетка.

По вид гориво

• уранови изотопи 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• плутониев изотоп 239 (239 Pu), също изотопи 239-242 Pu под формата на смес с 238 U (MOX гориво)
• ториев изотоп 232 (232 Th) (чрез превръщане в 233 U)

По степен на обогатяване:

• естествен уран
• слабо обогатен уран
• силно обогатен уран

По химичен състав:

• метал U
• UC (уранов карбид) и др.

По вид на охлаждащата течност

• Газ, (виж графитно-газов реактор)
• D 2 O (тежка вода, вижте ядрен реактор с тежка вода, CANDU)

По естеството на модератора

• C (графит, виж графитно-газов реактор, графитно-воден реактор)
• H 2 O (вода, виж Леководен реактор, Водно модериран реактор, VVER)
• D 2 O (тежка вода, вижте ядрен реактор с тежка вода, CANDU)
• Метални хидриди
• Без модератор (вижте Fast Reactor)

По дизайн

По начина на генериране на пара

• Реактор с външен парогенератор (виж Воден реактор под налягане, VVER)

Класификация на МААЕ

• PWR (pressurized water reactors) - воден реактор под налягане;
• BWR (boiling water reactor) - реактор за кипяща вода;
• FBR (fast breeder reactor) - бърз реактор за размножаване;
• GCR (gas-cooled reactor) - реактор с газово охлаждане;
• LWGR (light water graphite reactor) - графитно-воден реактор
• PHWR (pressurized heavy water reactor) - тежководен реактор

Най-разпространени в света са реактори с вода под налягане (около 62%) и кипящи (20%) реактори.

Реакторни материали

Материалите, използвани за изграждане на реактори, работят при високи температури в областта на неутроните, γ-квантите и фрагментите на делене. Следователно не всички материали, използвани в други отрасли на технологията, са подходящи за изграждане на реактори. При избора на реакторни материали се вземат предвид тяхната радиационна устойчивост, химическа инертност, напречно сечение на абсорбция и други свойства.

Радиационната нестабилност на материалите е по-малко засегната, когато високи температури... Подвижността на атомите става толкова голяма, че вероятността за връщане на атоми, избити от кристалната решетка, на мястото им или рекомбинация на водород и кислород във водна молекула се увеличава значително. Така радиолизата на водата е незначителна в некипящи енергийни реактори (например VVER), докато в мощни изследователски реактори се отделя значително количество експлозивна смес. Реакторите имат специални системи за изгарянето му.

Материалите на реактора са в контакт един с друг (обшивка на горивния елемент с охлаждаща течност и ядрено гориво, горивни касети с охлаждаща течност и забавител и др.). Естествено контактните материали трябва да са химически инертни (съвместими). Пример за несъвместимост е уранът и горещата вода, които реагират химически.

За повечето материали якостните свойства рязко се влошават с повишаване на температурата. В енергийните реактори конструктивните материали работят при високи температури. Това ограничава избора на материали за изработка, особено за онези части на силовия реактор, които трябва да издържат на високо налягане.

Изгаряне и възпроизвеждане на ядрено гориво

По време на работа на ядрен реактор поради натрупване на фрагменти на делене в горивото се променя неговият изотопен и химичен състав и се образуват трансуранови елементи, главно изотопи. Ефектът на фрагментите на делене върху реактивността на ядрен реактор се нарича отравяне(за радиоактивни отломки) и шлаковане(за стабилни изотопи).

Основната причина за отравяне на реактора е този с най-голямо сечение на абсорбция на неутрони (2,6 · 10 6 барн). Време на полуразпад на 135 Xe T 1/2 = 9,2 часа; добивът на делене е 6-7%. Основната част от 135 Xe се образува в резултат на разпада ( T 1/2 = 6,8 часа). В случай на отравяне, Keff се променя с 1-3%. Голямото напречно сечение на абсорбция на 135 Xe и наличието на междинен изотоп 135 I водят до две важни явления:

1. До увеличаване на концентрацията на 135 Xe и следователно до намаляване на реактивността на реактора след неговото спиране или намаляване на мощността („йоден кладенец“), което прави невъзможно краткотрайните спирания и колебания в мощността мощност. Този ефект се преодолява чрез въвеждане на граница на реактивност в регулиращите органи. Дълбочината и продължителността на йодния кладенец зависят от неутронния поток Ф: при Ф = 5 · 10 18 неутрона / (см² · сек), продължителността на йодната ямка е ˜30 h, а дълбочината е 2 пъти по-голяма от стационарна промяна в Keff, причинена от отравяне с 135 Xe.
2. Вследствие на отравяне могат да възникнат пространствено-времеви флуктуации на неутронния поток Ф, а следователно и на мощността на реактора. Тези трептения възникват при Ф> 10 18 неутрони / (cm² · sec) и големи размери на реактора. Периодите на трептене са ˜10 h.

Деленето на ядрата произвежда голям брой стабилни фрагменти, които се различават по напречни сечения на абсорбция в сравнение с напречните сечения на абсорбция на делящ се изотоп. Концентрацията на фрагменти с голямо напречно сечение на абсорбция достига насищане през първите няколко дни от работа на реактора. Това са основно горивни елементи от различни "възрасти".

В случай на пълна подмяна на горивото, реакторът има излишна реактивност, която трябва да бъде компенсирана, докато във втория случай компенсация се изисква само при първото пускане на реактора. Непрекъснатото зареждане с гориво прави възможно увеличаването на дълбочината на изгаряне, тъй като реактивността на реактора се определя от средните концентрации на делящи се изотопи.

Масата на зареденото гориво надвишава масата на ненатовареното гориво поради "тежестта" на освободената енергия. След спиране на реактора, първо поради делене на забавени неутрони, а след това, след 1–2 минути, поради β- и γ-лъчение от фрагменти на делене и трансуранови елементи, енергията продължава да се отделя в горивото. Ако реакторът е работил достатъчно дълго до момента на спиране, тогава 2 минути след спирането отделянето на енергия е около 3%, след 1 час - 1%, след ден - 0,4%, след година - 0,05% от първоначалното мощност.

Съотношението на броя на делящите се изотопи Pu, образувани в ядрен реактор, към количеството изгорели 235 U се нарича процент на конверсияК К. Стойността K K нараства с намаляване на обогатяването и изгарянето. За реактор с тежка вода, използващ естествен уран, с изгаряне от 10 GW на ден / t, K K = 0,55 и с малки изгаряния (в този случай K K се нарича начален плутониев коефициент) K K = 0,8. Ако ядрен реактор гори и произвежда същите изотопи (размножаващ реактор), тогава съотношението на скоростта на възпроизвеждане към скоростта на изгаряне се нарича скорост на възпроизвеждане K V. В термични реактори K B< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов жрасте и апада.

Контрол на ядрен реактор

Контролирането на ядрен реактор е възможно само поради факта, че част от неутроните по време на делене се излъчват от фрагментите със закъснение, което може да варира от няколко милисекунди до няколко минути.

За управление на реактора се използват абсорбиращи пръти, въведени в активната зона, изработени от материали, които силно абсорбират неутрони (главно някои други) и / или разтвор на борна киселина, добавен към охлаждащата течност в определена концентрация (регулиране на бор). Движението на прътите се контролира от специални механизми, задвижвания, работещи по сигнали от оператора или оборудване за автоматично регулиране на неутронния поток.

При различни аварийни ситуации всеки реактор осигурява аварийно прекратяване на верижната реакция, осъществявано чрез изпускане на всички поглъщащи пръти в активната зона - система за аварийна защита.

Производство на остатъчна топлина

Важен въпрос, пряко свързан с ядрената безопасност, е остатъчната топлина. Това е специфична особеност на ядреното гориво, която се състои във факта, че след прекратяване на верижната реакция на делене и обичайната топлинна инерция за всеки източник на енергия, отделянето на топлина в реактора продължава дълго време, което създава редица технически предизвикателни проблеми.

Остатъчното отделяне на топлина е следствие от β- и γ- разпадането на продуктите на делене, които са се натрупали в горивото по време на работа на реактора. В резултат на разпадането ядрата на продуктите на делене преминават в по-стабилно или напълно стабилно състояние с отделяне на значителна енергия.

Въпреки че мощността на отделяне на остатъчна топлина бързо намалява до стойности, които са малки в сравнение със стационарните стойности, в мощните енергийни реактори тя е значителна в абсолютно изражение. Поради тази причина е необходимо генерирането на остатъчна топлина дълго времеза осигуряване на топлоотвеждане от активната зона на реактора след спирането му. Тази задача изисква наличието в конструкцията на реакторната инсталация на охладителни системи с надеждно захранване, а също така изисква дългосрочно (за 3-4 години) съхранение на отработено ядрено гориво в хранилища със специален температурен режим - съхранение басейни, които обикновено се намират в непосредствена близост до реактора.

Вижте също

• Списък на ядрените реактори, проектирани и построени в Съветския съюз

литература

• В. Е. Левин Ядрена физика и ядрени реактори. 4-то изд. - М .: Атомиздат, 1979.
• Шуколюков А. Ю. „Уран. Природен ядрен реактор“. „Химия и живот” No 6, 1980, с. 20-24

Бележки (редактиране)

1. ZEEP - Първият ядрен реактор в Канада, Канадски музей на науката и технологиите.
2. Грешилов А.А., Егупов Н.Д., Матушченко А.М.Ядреен щит. - М .: Логос, 2008 .-- 438 с. -

За да разберете принципа на действие и структурата на ядрения реактор, трябва да завършите малка екскурзияв миналото. Ядреният реактор е вековна въплътена, макар и не напълно, мечта на човечеството за неизчерпаем източник на енергия. Неговият древен „прародител” е огън от сухи клони, който някога е осветявал и стоплял сводовете на пещерата, където нашите далечни предци са намирали спасение от студа. По-късно хората усвояват въглеводороди – въглища, шисти, нефт и природен газ.

Последва бурна, но краткотрайна ера на пара, последвана от още по-фантастична ера на електричество. Градовете бяха изпълнени със светлина, а работилниците бяха изпълнени с грохота на невиждани досега машини, задвижвани от електрически двигатели. Тогава изглеждаше, че напредъкът е достигнал връхната си точка.

Всичко се промени в края на XIXвек, когато френският химик Антоан Анри Бекерел случайно открива, че урановите соли са радиоактивни. Две години по-късно неговите сънародници Пиер Кюри и съпругата му Мария Склодовска-Кюри получават от тях радий и полоний, като нивото на радиоактивността им е милиони пъти по-високо от тези на тория и урана.

Щафетата е поета от Ърнест Ръдърфорд, който изучава подробно природата на радиоактивните лъчи. Така започва ерата на атома, който ражда своето любимо дете – атомния реактор.

Първият ядрен реактор

"Първороденото" е от САЩ. През декември 1942 г. реакторът дава първия ток, който получава името на своя създател - един от най-великите физицивек Е. Ферми. Три години по-късно ядреното съоръжение ZEEP оживя в Канада. "Бронз" отива за първия съветски реактор F-1, пуснат в края на 1946 г. И. В. Курчатов стана ръководител на вътрешния ядрен проект. Днес в света работят успешно над 400 ядрени блока.

Видове ядрени реактори

Основната им цел е да поддържат контролирана ядрена реакция, която произвежда електричество. Някои реактори произвеждат изотопи. Накратко, това са устройства, в дълбините на които едни вещества се превръщат в други с отделянето Голям бройТермална енергия. Това е един вид "пещ", където вместо традиционните видове гориво се "изгарят" уранови изотопи - U-235, U-238 и плутоний (Pu).

За разлика например от автомобил, предназначен за няколко вида бензин, всеки вид радиоактивно гориво съответства на собствения си тип реактор. Те са две - на бавни (с U-235) и бързи (с U-238 и Pu) неутрони. Повечето атомни електроцентрали имат реактори с бавни неутрони. Освен в атомни електроцентрали, инсталации "работят" в изследователски центрове, на атомни подводници и т.н.

Как работи реакторът

Всички реактори имат приблизително една и съща схема. Неговото „сърце“ е активна зона. Може да се сравни грубо с камината на обикновена печка. Само вместо дърва за огрев има ядрено гориво под формата на горивни елементи с модератор - TVELs. Активната зона се намира вътре в един вид капсула - неутронен рефлектор. Горивните пръти се "измити" от охлаждаща течност - вода. Тъй като "сърцето" има много високо ниво на радиоактивност, то е заобиколено от надеждна радиационна защита.

Операторите контролират работата на централата с помощта на две критични системи – управление на верижна реакция и система за дистанционно управление. Ако възникне необичайна ситуация, незабавно се задейства аварийна защита.

Как работи реакторът

Атомният "пламък" е невидим, тъй като процесите протичат на ниво ядрено делене. В хода на верижна реакция тежките ядра се разпадат на по-малки фрагменти, които при възбуждане се превръщат в източници на неутрони и други субатомни частици. Но процесът не свършва дотук. Неутроните продължават да се "разделят", което води до освобождаване на много енергия, тоест това, което се случва, заради което се строят атомни електроцентрали.

Основната задача на персонала е да поддържа верижната реакция с помощта на контролни пръти на постоянно, регулируемо ниво. Това е основната й разлика от атомната бомба, където процесът на ядрен разпад е неконтролируем и протича бързо, под формата на мощна експлозия.

Какво се случи в атомната електроцентрала в Чернобил

Една от основните причини за катастрофата в атомната електроцентрала в Чернобил през април 1986 г. беше грубо нарушение на правилата за безопасност при рутинна поддръжка на 4-ти енергоблок. Тогава 203 графитни пръта бяха извадени от ядрото по едно и също време вместо 15 разрешени от наредбите. В резултат на това започналата неконтролирана верижна реакция завърши с термична експлозия и пълно унищожаване на силовия агрегат.

Реактори от ново поколение

През последното десетилетие Русия се превърна в един от лидерите в световната ядрена енергетика. В момента държавната корпорация "Росатом" изгражда атомни електроцентрали в 12 държави, където се изграждат 34 енергоблока. Такова голямо търсене е доказателство за високото ниво на съвременната руска ядрена технология. Следващи по ред са реактори от новото 4-то поколение.

"Брест"

Един от тях е Брест, който се разработва в рамките на проекта Breakthrough. Сега операционна системаоперациите с отворен цикъл се извършват с нискообогатен уран, след което остава да се обезвреди голямо количество отработено гориво, което изисква огромни разходи. "Брест" е реактор на бързи неутрони, уникален затворен цикъл.

При него отработеното гориво, след подходяща обработка в реактор на бързи неутрони, отново се превръща в пълноценно гориво, което може да бъде заредено обратно в същата инсталация.

"Брест" се отличава с високо ниво на сигурност. Той никога няма да "избухне" дори при най-сериозна авария, той е много икономичен и екологичен, тъй като използва повторно своя "обновен" уран. Той също така не може да се използва за производство на оръжеен плутоний, което открива най-широки перспективи за неговия износ.

ВВЕР-1200

ВВЕР-1200 е иновативен реактор 3+ поколение с мощност 1150 MW. Благодарение на уникалните си технически възможности, той има почти абсолютна експлоатационна безопасност. Реакторът е изобилно оборудван със системи за пасивна безопасност, които ще работят дори при липса на захранване в автоматичен режим.

Една от тях е пасивна система за отвеждане на топлината, която се активира автоматично при пълно изключване на реактора. В този случай са предвидени аварийни хидравлични резервоари. При необичаен спад на налягането в първи контур в реактора се подава голямо количество вода, съдържаща бор, което гаси ядрената реакция и абсорбира неутроните.

Друго ноу-хау се намира на дъното на херметичността - капанът за стопилка. Ако все пак в резултат на аварията ядрото "изтече", "капанът" няма да позволи на херметичността да се срути и да предотврати навлизането на радиоактивни продукти в почвата.

Ядрената енергия е модерен и бързо развиващ се метод за производство на електроенергия. Знаете ли как са уредени атомните електроцентрали? Какъв е принципът на работа на атомната електроцентрала? Какви видове ядрени реактори има днес? Ще се опитаме да разгледаме подробно схемата на работа на атомна електроцентрала, да се задълбочим в структурата на ядрения реактор и да разберем колко безопасен е атомният метод за производство на електроенергия.

Всяка станция е такава затворена зонадалеч от ж.к. На територията му има няколко сгради. Най-важната структура е сградата на реактора, до нея е турбинното помещение, от което се управлява реакторът, и сградата за сигурност.

Веригата е невъзможна без ядрен реактор. Атомният (ядрен) реактор е устройство на АЕЦ, което е предназначено да организира верижна реакция на неутронно делене със задължително освобождаване на енергия по време на този процес. Но какъв е принципът на работа на атомната електроцентрала?

Цялата реакторна инсталация е поставена в сградата на реактора, голяма бетонна кула, която крие реактора и в случай на авария ще съдържа всички продукти от ядрена реакция. Тази голяма кула се нарича задържане, задържане или ограничаване.

Херметичната зона в новите реактори е с 2 дебели бетонни стени - обвивки.
Външната обвивка с дебелина 80 см предпазва херметичността от външни влияния.

Вътрешната обвивка с дебелина 1 метър 20 см има в устройството си специални стоманени въжета, които увеличават здравината на бетона почти три пъти и предотвратяват разпадането на конструкцията. От вътрешната страна е облицована с тънък лист от специална стомана, която е предназначена да служи допълнителна защитаи в случай на авария, не изпускайте съдържанието на реактора извън херметичната зона.

Такова устройство на атомната електроцентрала може да издържи на самолетна катастрофа с тегло до 200 тона, 8-точково земетресение, торнадо и цунами.

За първи път херметически затворен корпус е построен в американската атомна електроцентрала в Кънектикът Янки през 1968 г.

Общата височина на защитната зона е 50-60 метра.

От какво се състои ядрен реактор?

За да разберете принципа на работа на ядрения реактор, а оттам и принципа на работа на атомната електроцентрала, трябва да разберете компонентите на реактора.

• Активна зона. Това е зоната, където са разположени ядреното гориво (освобождаване на топлина) и модератор. Горивните атоми (най-често уранът е горивото) претърпяват верижна реакция на делене. Ретардерът е проектиран да контролира процеса на делене и ви позволява да извършите необходимата реакция по скорост и сила.
• Рефлектор на неутрони. Рефлекторът обгражда активната зона. Състои се от същия материал като забавителя. Всъщност това е кутия, чиято основна цел е да предотврати напускането на неутроните от ядрото и навлизането им в околната среда.
• Топлоносител. Охлаждащата течност трябва да абсорбира топлината, която се отделя по време на деленето на горивните атоми, и да я прехвърля на други вещества. Охлаждащата течност до голяма степен определя как е подредена атомната електроцентрала. Най-популярният топлоносител днес е водата.
  Система за управление на реактора. Сензори и механизми, които задвижват реактор на атомна електроцентрала.

Гориво за атомни електроцентрали

С какво работи атомната електроцентрала? Горивото за атомни електроцентрали са химични елементи с радиоактивни свойства. Във всички атомни електроцентрали уранът е такъв елемент.

Подреждането на станциите предполага, че атомните електроцентрали работят на сложно комбинирано гориво, а не на чисто химичен елемент... А за да се извлече ураново гориво от естествен уран, който се зарежда в ядрен реактор, трябва да се извършат много манипулации.

Обогатен уран

Уранът се състои от два изотопа, тоест съдържа ядра с различни грамажи... Те са наречени по броя на протоните и неутроните изотоп-235 и изотоп-238. Изследователите от 20-ти век започват да извличат 235-ти уран от рудата, т.к беше по-лесно да се разложи и трансформира. Оказа се, че в природата има само 0,7% такъв уран (останалите проценти отиват за 238-ия изотоп).

Какво да направите в този случай? Решиха да обогатят уран. Обогатяването на уран е процес, при който в него остават много необходими 235x изотопи и малко ненужни 238x. Задачата на обогатителите на уран е да направят почти 100% уран-235 от 0,7%.

Уранът може да бъде обогатен с помощта на две технологии – газова дифузия или газова центрофуга. За тяхното използване уранът, извлечен от рудата, се превръща в газообразно състояние. Обогатен е под формата на газ.

Уран на прах

Обогатеният уран газ се превръща в в твърдо състояние- уранов диоксид. Такъв чист, твърд уран 235 изглежда като големи бели кристали, които по-късно се натрошават в уранов прах.

Уранови таблетки

Урановите таблетки са твърди метални шайби с дължина няколко сантиметра. За да се формоват такива таблетки от уранов прах, той се смесва с вещество - пластификатор, което подобрява качеството на пресоване на таблетки.

Пресовите шайби се пекат при температура от 1200 градуса по Целзий повече от един ден, за да придадат на таблетките специална здравина и устойчивост на високи температури. Как работи атомната електроцентрала зависи пряко от това колко добре е компресирано и изпечено урановото гориво.

Таблетките се пекат в молибденови кутии, т.к само този метал е способен да не се топи при "адски" температури над хиляда и половина градуса. След това урановото гориво за атомната електроцентрала се счита за готово.

Какво представляват TVEL и TVS?

Ядрото на реактора изглежда като огромен диск или тръба с дупки в стените (в зависимост от вида на реактора), 5 пъти повече човешкото тяло... Тези дупки съдържат ураново гориво, атомите на което осъществяват желаната реакция.

Невъзможно е просто да хвърлите гориво в реактора, добре, ако не искате да получите експлозия на цялата станция и авария с последствия за няколко близки държави. Следователно урановото гориво се поставя в горивни пръти и след това се събира в горивни касети. Какво означават тези акроними?

• TVEL е горивен елемент (да не се бърка със същото име на руската компания, която ги произвежда). По същество това е тънка и дълга циркониева тръба, изработена от циркониеви сплави, в която са поставени уранови пелети. Именно в горивните пръти урановите атоми започват да взаимодействат един с друг, отделяйки топлина по време на реакцията.

Цирконият е избран като материал за производството на горивни пръти поради неговите огнеупорни и антикорозионни свойства.

Видът на горивните пръти зависи от вида и структурата на реактора. По правило структурата и предназначението на горивните пръти не се променят, дължината и ширината на тръбата могат да бъдат различни.

Машината зарежда повече от 200 уранови пелети в една циркониева тръба. Общо около 10 милиона уранови пелети работят едновременно в реактора.
FA - горивен агрегат. Работниците на АЕЦ наричат ​​пачки горивни касети.

Всъщност това са няколко горивни пръта, закрепени заедно. Горивните касети са готово ядрено гориво, на което работи атомната електроцентрала. Именно горивните касети се зареждат в ядрен реактор. Един реактор побира около 150 - 400 горивни касети.
В зависимост от реактора, в който ще работят горивните касети, те се предлагат в различни форми. Понякога гредите се сгъват в кубична, понякога в цилиндрична, понякога в шестоъгълна форма.

Един горивен блок за 4 години работа генерира същата енергия, както при изгаряне на 670 автомобила с въглища, 730 резервоара с природен газили 900 резервоара, натоварени с масло.
Днес горивните касети се произвеждат главно в заводи в Русия, Франция, САЩ и Япония.

За доставка на гориво за атомни електроцентрали в други страни, горивните касети се запечатват в дълги и широки метални тръби, въздухът се изпомпва от тръбите и се доставя до товарните самолети със специални машини.

Ядреното гориво за атомни електроцентрали тежи непосилно много, т.к уранът е един от най-тежките метали на планетата. Специфичното му тегло е 2,5 пъти по-голямо от това на стоманата.

Атомна електроцентрала: как работи

Какъв е принципът на работа на атомната електроцентрала? Принципът на работа на атомната електроцентрала се основава на верижна реакция на делене на атоми на радиоактивно вещество - уран. Тази реакция протича в активната зона на ядрен реактор.

ВАЖНО Е ДА ЗНАЕТЕ:

Ако не навлизате в тънкостите на ядрената физика, принципът на работа на атомната електроцентрала изглежда така:
След стартиране на ядрен реактор, абсорбиращите пръти се отстраняват от горивните пръти, които не позволяват на урана да реагира.

След като пръчките бъдат отстранени, урановите неутрони започват да взаимодействат един с друг.

Когато неутроните се сблъскат, се получава мини експлозия на атомно ниво, освобождава се енергия и се раждат нови неутрони, започва да се случва верижна реакция. Този процес генерира топлина.

Топлината се прехвърля към охлаждащата течност. В зависимост от вида на охлаждащата течност, тя се превръща в пара или газ, които въртят турбината.

Турбината задвижва електрически генератор. Той всъщност генерира електрически ток.

Ако не спазвате процеса, урановите неутрони могат да се сблъскат един с друг, докато не взривят реактора и взривят цялата атомна електроцентрала на парчета. Компютърните сензори контролират процеса. Те откриват повишаване на температурата или промяна на налягането в реактора и могат автоматично да спрат реакциите.

Каква е разликата между принципа на работа на атомна електроцентрала и топлоелектрически централи (топлоцентрали)?

Разлики в работата има само в първите етапи. В атомна електроцентрала охлаждащата течност получава топлина от деленето на атоми на ураново гориво, в топлоелектрическата централа охлаждащата течност получава топлина от изгарянето на изкопаемо гориво (въглища, газ или нефт). След като атомите на уран или газ с въглища отделят топлина, схемите на работа на атомните електроцентрали и топлоцентралите са еднакви.

Видове ядрени реактори

Как работи една атомна електроцентрала зависи от това как работи нейният ядрен реактор. Днес има два основни типа реактори, които се класифицират според спектъра на невроните:
Реактор с бавен неутрон, нарича се още топлинен.

За функционирането му се използва 235-ти уран, който преминава през етапите на обогатяване, създаване на уранови пелети и др. Днес реакторите с бавни неутрони са в преобладаващото мнозинство.
Реактор с бързи неутрони.

Бъдещето принадлежи на тези реактори, тъй като те работят върху уран-238, който е една стотинка дузина в природата и този елемент не трябва да се обогатява. Недостатъкът на такива реактори е само в много високите разходи за проектиране, изграждане и стартиране. Днес бързи реактори работят само в Русия.

Охлаждащата течност в бързите реактори е живак, газ, натрий или олово.

Реакторите с бавни неутрони, използвани от всички атомни електроцентрали в света, също са няколко вида.

Организацията на МААЕ (Международната агенция за атомна енергия) създаде своя собствена класификация, която се използва най-често в световната атомна енергия. Тъй като принципът на работа на атомната електроцентрала зависи до голяма степен от избора на охлаждаща течност и модератор, МААЕ основава класификацията си на тези разлики.

От химическа гледна точка деутериевият оксид е идеален модератор и охлаждаща течност, т.к неговите атоми най-ефективно взаимодействат с урановите неутрони в сравнение с други вещества. Просто казано, тежката вода изпълнява своята задача с минимални загуби и максимални резултати. Производството му обаче струва пари, докато обичайната "лека" и позната за нас вода е много по-лесна за използване.

Няколко факта за ядрените реактори...

Интересно е, че един реактор на АЕЦ е строен за поне 3 години!
За изграждането на реактор е необходимо оборудване, което работи на електрически ток от 210 килоампера, което е милион пъти по-голямо от тока, който може да убие човек.

Една обвивка (структурен елемент) на ядрен реактор тежи 150 тона. В един реактор има 6 такива елемента.

Воден реактор под налягане

Вече разбрахме как работи една атомна електроцентрала като цяло, за да сложим всичко по рафтовете, нека видим как работи най-популярният ядрен реактор с вода под налягане.
В целия свят днес се използват реактори с вода под налягане от поколение 3+. Те се считат за най-надеждните и безопасни.

Всички реактори с вода под налягане в света за всички години на тяхната експлоатация общо са успели да спечелят повече от 1000 години безпроблемна работа и никога не са давали сериозни отклонения.

Структурата на атомна електроцентрала, базирана на реактори с вода под налягане, предполага, че между горивните пръти циркулира дестилирана вода, загрята до 320 градуса. За да се предотврати преминаването му в парообразно състояние, той се държи под налягане от 160 атмосфери. Схемата на АЕЦ го нарича вода от първи контур.

Нагрятата вода влиза в парогенератора и отдава топлината си на водата от вторичния кръг, след което отново се "връща" в реактора. Външно изглежда, че тръбите на водата от първи кръг са в контакт с други тръби - водата от вторичния кръг, те предават топлина един на друг, но водата не е в контакт. Тръбите са в контакт.

По този начин се изключва възможността радиация да попадне във водата на вторичната верига, която допълнително ще участва в процеса на генериране на електроенергия.

Безопасност на експлоатация на АЕЦ

След като научихме принципа на работа на атомна електроцентрала, трябва да разберем как е подредена безопасността. Устройството на атомна електроцентрала днес изисква повишено внимание към правилата за безопасност.
Цената за безопасност на атомната електроцентрала е приблизително 40% от общата цена на самата централа.

В схемата на АЕЦ са поставени 4 физически бариери, които предотвратяват изпускането на радиоактивни вещества. Какво трябва да правят тези бариери? В точния момент, за да може да се спре ядрената реакция, да се осигури постоянно отвеждане на топлината от активната зона и самия реактор, да се предотврати изпускането на радионуклеиди извън херметичността (зона под налягане).

• Първата бариера е здравината на урановите пелети.Важно е те да не се разрушават от високи температури в ядрен реактор. Голяма част от това как работи атомна електро-централа, зависи как са били "изпечени" урановите таблетки в началния етап на производство. Ако урановите горивни пелети не са изпечени правилно, реакциите на урановите атоми в реактора ще бъдат непредвидими.
• Втората бариера е херметичността на горивните пръти.Циркониевите тръби трябва да бъдат плътно запечатани, ако херметичността е нарушена, тогава в най-добрия случай реакторът ще бъде повреден и работата ще спре, в най-лошия - всичко ще се взриви.
• Третата бариера е здрав стоманен реакторен съда, (същото голяма кула- херметична зона), която "задържа" в себе си всички радиоактивни процеси. Корпусът ще бъде повреден - радиация ще бъде изхвърлена в атмосферата.
• Четвъртата бариера са прътите за аварийна защита.Над ядрото на магнити са окачени пръчки с модератори, които могат да абсорбират всички неутрони за 2 секунди и да спрат верижната реакция.

Ако въпреки дизайна на атомна електроцентрала с множество степени на защита не е възможно да се охлади активната зона на реактора в точното време и температурата на горивото се повиши до 2600 градуса, тогава последната надежда на системата за безопасност влиза в игра - т. нар. стопилка.

Факт е, че при такава температура дъното на корпуса на реактора ще се стопи, а всички остатъци от ядрено гориво и разтопени структури ще се оттичат в специално „стъкло“, окачено над активната зона на реактора.

Уловителят за стопилка е охладен и огнеупорен. Той е изпълнен с така наречения "жертвен материал", който постепенно спира верижната реакция на делене.

Така схемата на АЕЦ предполага няколко степени на защита, които на практика напълно изключват всякаква възможност за авария.

изпрати

Какво е ядрен реактор?

Ядреният реактор, известен преди като "ядрен котел", е устройство, използвано за иницииране и контролиране на продължителна ядрена верижна реакция. Ядрените реактори се използват в атомните електроцентрали за производство на електроенергия и за корабни двигатели. Топлината от ядреното делене се прехвърля към работен флуид (вода или газ), който преминава през парни турбини. Водата или газът задвижват лопатките на кораба или въртят електрически генератори. Парата, генерирана от ядрена реакция, по принцип може да се използва за топлинната промишленост или за централно отопление. Някои реактори се използват за производство на изотопи за медицински и промишлени цели или за производство на оръжейен плутоний. Някои от тях са само за изследователски цели. Днес има около 450 ядрени енергийни реактора, които се използват за производство на електроенергия в около 30 страни по света.

Принципът на работа на ядрен реактор

Точно както конвенционалните електроцентрали генерират електричество чрез използване на топлинна енергия, освободена от изгарянето на изкопаеми горива, ядрените реактори преобразуват енергията, освободена от контролирано делене, в топлинна енергия за по-нататъшно преобразуване в механични или електрически форми.

Процесът на делене на атомно ядро

Когато значителен брой разпадащи се атомни ядра (като уран-235 или плутоний-239) абсорбират неутрон, може да настъпи ядрен разпад. Тежкото ядро ​​се разделя на две или повече леки ядра (продукти на делене), освобождавайки кинетична енергия, гама лъчи и свободни неутрони. Някои от тези неутрони могат впоследствие да бъдат абсорбирани от други делящи се атоми и да причинят по-нататъшно делене, което отделя още повече неутрони и т.н. Този процес е известен като ядрена верижна реакция.

За да контролират такава ядрена верижна реакция, неутронните абсорбери и модератори могат да променят частта от неутроните, които преминават в делене на повече ядра. Ядрените реактори се управляват ръчно или автоматично, за да могат да спрат реакцията на разпад, когато бъдат идентифицирани опасни ситуации.

Често използвани регулатори на неутронния поток са обикновена ("лека") вода (74,8% от реакторите в света), твърд графит (20% от реакторите) и "тежка" вода (5% от реакторите). В някои експериментални типове реактори се предлага да се използват берилий и въглеводороди.

Отделяне на топлина в ядрен реактор

Работната зона на реактора генерира топлина по няколко начина:

• Кинетичната енергия на продуктите на делене се преобразува в топлинна енергия, когато ядрата се сблъскат със съседни атоми.
• Реакторът абсорбира част от гама-лъчението, генерирано по време на деленето, и преобразува енергията си в топлина.
• Топлината се генерира от радиоактивния разпад на продуктите на делене и тези материали, които са били изложени по време на абсорбцията на неутрони. Този източник на топлина ще остане непроменен за известно време, дори след като реакторът бъде спрян.

По време на ядрени реакции килограм уран-235 (U-235) отделя около три милиона пъти повече енергия от конвенционален килограм изгорени въглища (7,2 × 1013 джаула на килограм уран-235 срещу 2,4 × 107 джаула на килограм въглища),

Система за охлаждане на ядрен реактор

Охлаждащата течност в ядрения реактор - обикновено вода, но понякога газ, течен метал (като течен натрий) или разтопена сол - циркулира около активната зона на реактора, за да абсорбира генерираната топлина. Топлината се отстранява от реактора и след това се използва за генериране на пара. Повечето реактори използват охладителна система, която е физически изолирана от водата, която кипи и генерира пара, използвана за турбини като реактор с вода под налягане. Въпреки това, в някои реактори водата от парна турбина кипи директно в активната зона на реактора; например в реактор с вода под налягане.

Мониторинг на неутронния поток в реактора

Изходната мощност на реактора се контролира чрез контролиране на броя на неутроните, способни да причинят повече делене.

Контролните пръти, които са направени от "неутронна отрова", се използват за абсорбиране на неутрони. Колкото повече неутрони се абсорбират от контролния прът, толкова по-малко неутрони могат да причинят по-нататъшно делене. По този начин, потапянето на абсорбционните пръти дълбоко в реактора намалява неговата изходна мощност и, обратно, премахването на контролния прът ще я увеличи.

На първо ниво на контрол във всички ядрени реактори е важен процесът на забавена неутронна емисия на редица обогатени с неутрони изотопи на делене физически процес... Тези забавени неутрони съставляват около 0,65% от общия брой неутрони, произведени по време на деленето, а останалите (така наречените „бързи неутрони“) се образуват непосредствено по време на деленето. Продуктите на делене, които образуват забавени неутрони, имат период на полуразпад, вариращ от милисекунди до минути и следователно отнема значително време, за да се определи точно кога реакторът е достигнал критична точка. Поддържането на реактора в режим на верижна реактивност, където забавените неутрони са необходими за достигане на критична маса, се постига чрез механични устройства или човешки контрол за контролиране на верижната реакция в „реално време“; в противен случай времето между достигането на критичност и топенето на активната зона на ядрен реактор в резултат на експоненциален скок в нормална верижна ядрена реакция би било твърде кратко, за да се намеси. Тази последна стъпка, при която забавените неутрони вече не са необходими за поддържане на критичност, е известна като бърза критичност. Има скала за описание на критичността в числова форма, в която началната критичност се обозначава с термина "нула долара", бързата точка на преобръщане като "един долар", други точки в процеса се интерполират в "центове".

В някои реактори охлаждащата течност действа и като забавител на неутрони. Модераторът увеличава мощността на реактора, като кара бързите неутрони, които се отделят по време на деленето, да губят енергия и да се превърнат в топлинни неутрони. Термичните неутрони са по-склонни от бързите неутрони да причинят делене. Ако охлаждащата течност е и неутронен модератор, тогава температурните промени могат да повлияят на плътността на охлаждащата течност / модератора и следователно на промяната в мощността на реактора. Колкото по-висока е температурата на охлаждащата течност, толкова по-малко плътна ще бъде и следователно по-малко ефективен модератор.

В други видове реактори охлаждащата течност действа като "неутронна отрова", като абсорбира неутроните по същия начин като контролните пръти. В тези реактори изходната мощност може да се увеличи чрез нагряване на охлаждащата течност, което я прави по-малко плътна. Ядрените реактори обикновено имат автоматични и ръчни системи за спиране на реактора за аварийно изключване. Тези системи поставят големи количества "неутронна отрова" (често бор под формата на борна киселина) в реактора, за да спрат процеса на делене, ако бъдат открити или заподозрени опасни условия.

Повечето видове реактори са чувствителни към процес, известен като "ксенонова яма" или "йодна яма". Широко разпространеният продукт на делене, ксенон-135, играе ролята на абсорбатор на неутрони, който се стреми да изключи реактора. Натрупването на ксенон-135 може да се контролира чрез поддържане на ниво на мощност, достатъчно високо, за да го унищожи чрез абсорбиране на неутрони толкова бързо, колкото се произвежда. Разделянето също води до образуването на йод-135, който от своя страна се разпада (с период на полуразпад от 6,57 часа), за да образува ксенон-135. Когато реакторът бъде изключен, йод-135 продължава да се разпада, за да образува ксенон-135, което прави рестартирането на реактора по-трудно в рамките на ден или два, тъй като ксенон-135 се разпада, за да образува цезий-135, който не е абсорбатор на неутрони като ксенон 135, с период на полуразпад от 9,2 часа. Това временно състояние е "йодната яма". Ако реакторът има достатъчно допълнителна мощност, тогава той може да бъде рестартиран. Колкото повече ксенон-135 се превръща в ксенон-136, който е по-малко абсорбатор на неутрони и в рамките на няколко часа реакторът преживява така наречения „стадий на изгаряне на ксенон“. Освен това в реактора трябва да се вмъкнат контролни пръти, за да се компенсира абсорбцията на неутрони, за да заменят изгубения ксенон-135. Неспазването на тази процедура беше основната причина за аварията в атомната електроцентрала в Чернобил.

Реакторите, използвани в корабни ядрени инсталации (особено атомни подводници), често не могат да бъдат пуснати в непрекъснато производство на електроенергия по същия начин като наземните енергийни реактори. Освен това такива електроцентрали трябва да имат дълъг период на работа без смяна на горивото. Поради тази причина много проекти използват силно обогатен уран, но съдържат горивен абсорбатор на неутрони в горивните пръти. Това прави възможно проектирането на реактор с излишък от делящ се материал, който е относително безопасен в началото на изгарянето на горивния цикъл на реактора поради наличието на абсорбиращ неутрони материал, който впоследствие се заменя с конвенционални дълготрайни неутронни абсорбатори (по-издръжливи от ксенон-135), които постепенно се натрупват през целия живот на реактора.гориво.

Как се произвежда електричеството?

Енергията, генерирана по време на процеса на делене, генерира топлина, част от която може да се преобразува в използваема енергия. Често срещан метод за използване на тази топлинна енергия е да се използва за кипене на вода и генериране на пара под налягане, което от своя страна върти задвижването. въздушна турбина, който върти алтернатора и генерира електричество.

Историята на появата на първите реактори

Неутроните са открити през 1932 г. Схемата на верижна реакция, провокирана от ядрени реакции в резултат на излагане на неутрони, е извършена за първи път от унгарския учен Лео Силард през 1933 г. Той кандидатства за патент за идеята за неговия прост реактор през следващата година в Адмиралтейството в Лондон. Идеята на Силард обаче не включва теорията за ядреното делене като източник на неутрони, тъй като този процес все още не е открит. Идеите на Szilard за ядрени реактори, използващи неутронно-медиирана ядрена верижна реакция в леки елементи, се оказаха неосъществими.

Импулсът за създаването на нов тип реактор, използващ уран, е откритието на Лизе Майтнер, Фриц Щрасман и Ото Хан през 1938 г., които "бомбардират" урана с неутрони (използвайки реакцията на алфа разпада на берилия, "неутронно оръжие"), за да образуват барий, който според тях произлиза от разпада на урановите ядра. Последващи проучвания в началото на 1939 г. (Szilard и Fermi) показват, че някои неутрони също са били произведени по време на разпадането на атома и това прави възможна ядрената верижна реакция, която Силард е предвидил преди шест години.

На 2 август 1939 г. Алберт Айнщайн подписва писмо, написано от Силард до президента Франклин Д. Рузвелт, в което се заявява, че откриването на деленето на уран може да доведе до създаването на „изключително мощни бомбинов тип. "Това даде тласък на изучаването на реакторите и радиоактивния разпад. Силард и Айнщайн се познават добре и работят заедно в продължение на много години, но Айнщайн никога не е мислил за такава възможност за ядрена енергия, докато Силард не го информира в началото на стремежа си да напише писмо на Айнщайн-Силард, за да предупреди правителството на САЩ,

Малко след това, през 1939 г., нацистка Германия нахлува в Полша, с което започва Втората световна война в Европа. Официално САЩ все още не са били във война, но през октомври, когато е доставено писмото на Айнщайн-Зилард, Рузвелт отбеляза, че целта на изследването е да се увери, че „нацистите няма да ни взривят“. Американският ядрен проект започна, макар и с известно закъснение, тъй като скептицизмът остава (по-специално от Ферми), а също и поради малкия брой правителствени служители, които първоначално ръководеха проекта.

На следващата година правителството на САЩ получи меморандума на Фриш-Пайерлс от Обединеното кралство, в който се посочва, че количеството уран, необходимо за извършване на верижна реакция, е значително по-малко, отколкото се смяташе досега. Меморандумът е създаден с участието на Мод Комити, която е работила по проекта за атомна бомба в Обединеното кралство, по-късно с кодово име "Tube Alloys" и по-късно включена в проекта Манхатън.

В крайна сметка, първият изкуствен ядрен реактор, наречен Chicago Woodpile 1, е построен в Чикагския университет от екип, ръководен от Енрико Ферми в края на 1942 г. По това време атомната програма на САЩ вече е била ускорена с влизането на страната. във войната. Chicago Woodpile достига точката на счупване на 2 декември 1942 г. в 15:25. Рамката на реактора беше дървена, държаща заедно куп графитни блокове (оттук и името) с вложени „брикети“ или „псевдосфери“ от естествен уранов оксид.

Започвайки през 1943 г., малко след създаването на Chicago Woodpile, американската армия разработва серия от ядрени реактори за проекта Манхатън. Основната цел на създаването на най-големите реактори (разположени в комплекса Ханфорд в щата Вашингтон) беше масовото производство на плутоний за ядрени оръжия. Ферми и Силард подават патентна заявка за реакторите на 19 декември 1944 г. Издаването му е отложено с 10 години поради военновременна тайна.

„Първият в света“ – Този надпис е направен на мястото на реактора EBR-I, който сега е музей близо до град Арко, Айдахо. Първоначално наречен "Chicago Woodpile 4", този реактор е построен под ръководството на Уолтър Зин за Националната лаборатория в Арегон. Този експериментален бърз реактор е бил притежание на Комисията по атомна енергия на Съединените щати. Реакторът произведе 0,8 kW мощност при тестване на 20 декември 1951 г. и 100 kW мощност (електрическа) на следващия ден с проектна мощност от 200 kW (електрическа).

Освен военното използване на ядрени реактори, имаше политически причинида продължи изследванията на атомната енергия за мирни цели. Президентът на САЩ Дуайт Д. Айзенхауер произнесе известната си реч за атомите за мир пред Общото събрание на ООН на 8 декември 1953 г. Този дипломатически ход доведе до разпространението на реакторната технология както в Съединените щати, така и по света.

Първата атомна електроцентрала, построена за граждански цели, е АЕЦ "АМ-1" в Обнинск, пусната на 27 юни 1954 г. в Съветския съюз. Той произвежда около 5 MW електроенергия.

След Втората световна война американската армия търси други приложения за технологията на ядрените реактори. Изследванията, проведени в армията и военновъздушните сили, не бяха осъществени; Независимо от това, ВМС на Съединените щати успяха да пуснат на вода атомната подводница USS Nautilus (SSN-571) на 17 януари 1955 г.

Първата търговска ядрена електроцентрала (Calder Hall в Селафийлд, Англия) е открита през 1956 г. с първоначален капацитет от 50 MW (по-късно 200 MW).

Първият преносим ядрен реактор "Alco PM-2A" се използва за генериране на електроенергия (2 MW) за американската военна база "Camp Century" от 1960 г.

Основни компоненти на атомна електроцентрала

Основните компоненти на повечето видове атомни електроцентрали са:

Елементи на ядрен реактор

• Ядрено гориво (ядро на ядрен реактор; неутронен модератор)
• Първоначалният източник на неутрони
• Неутронен абсорбатор
• Неутронно оръжие (осигурява постоянен източник на неутрони за повторно иницииране на реакцията след изключване)
• Охладителна система (често модераторът на неутрони и охладителят са едни и същи, обикновено пречистена вода)
• Контролни пръти
• Съд за ядрен реактор (NRC)

Помпа за подаване на вода за бойлер

• Парогенератори (не в реактори с вряща вода)
• Въздушна турбина
• Генератор на електричество
• кондензатор
• Охладителна кула (не винаги се изисква)
• Система за третиране на радиоактивни отпадъци (част от станцията за погребване на радиоактивни отпадъци)
• Място за пренос на ядрено гориво
• Басейн за отработено гориво

Система за радиационна безопасност

• Система за защита на ректора (SZR)
• Аварийни дизелови генератори
• Система за аварийно охлаждане на активната зона на реактора (ECCS)
• Система за авариен контрол на течности (аварийно впръскване на бор, само в реактори с вряща вода)
• Сервизна водоснабдителна система за отговорни потребители (СОТВОП)

Защитна обвивка

• Дистанционно
• Инсталация за работа в извънредни ситуации
• Комплекс за ядрена подготовка (като правило има имитация на контролния панел)

Класификации на ядрените реактори

Видове ядрени реактори

Ядрените реактори се класифицират по няколко начина; обобщениетези методи за класификация са представени по-долу.

Модераторна класификация на ядрените реактори

Използвани термични реактори:

• Графитни реактори
  
• Водни реактори под налягане
• Реактори с тежка вода(използва се в Канада, Индия, Аржентина, Китай, Пакистан, Румъния и Южна Корея).
• Леководни реактори(LWR). Леководните реактори (най-често срещаният тип термични реактори) използват обикновена вода за управление и охлаждане на реакторите. Ако температурата на водата се повиши, тогава нейната плътност намалява, забавяйки неутронния поток достатъчно, за да предизвика по-нататъшни верижни реакции. Това е отрицателно Обратна връзкастабилизира скоростта на ядрената реакция. Графитните и тежките водни реактори са склонни да се нагряват по-интензивно от реакторите с лека вода. Поради допълнителното нагряване такива реактори могат да използват естествен уран/сурово гориво.
• Реактори с модериране на леки елементи.
• Реактори с модериране на разтопена сол(MSR) се контролират от наличието на леки елементи като литий или берилий, които се намират в солите на охлаждащата течност/горивната матрица LiF и BEF2.
• Реактори с течно метално охлаждане, където охлаждащата течност е смес от олово и бисмут, може да използва BeO оксид в неутронен абсорбер.
• Реактори с органичен модератор(OMR) използва дифенил и терфенил като модератор и охлаждащи компоненти.

Класификация на ядрените реактори по тип охлаждаща течност

• Реактор с водно охлаждане... В Съединените щати има 104 работещи реактора. 69 от тях са водни реактори с умерена вода (PWR) и 35 са реактори с кипяща вода (BWR). Ядрените реактори с вода под налягане (PWR) съставляват преобладаващото мнозинство от всички западни атомни електроцентрали. Основната характеристика на типа RVD е наличието на вентилатор, специален съд с високо налягане. Повечето търговски реактори с високо налягане и военноморски реактори използват компресори. При нормална работа вентилаторът се пълни частично с вода и над него се поддържа парен мехур, който се създава при нагряване на водата с потопяеми нагреватели. В нормален режим нагнетателят е свързан към корпуса на реактора с високо налягане (HPR) и компенсаторът на налягането осигурява наличието на кухина в случай на промяна в обема на водата в реактора. Тази схема също така осигурява контрол на налягането в реактора чрез увеличаване или намаляване на налягането на парата в компенсатора с помощта на нагреватели.

• Тежководни реактори с високо наляганеТе принадлежат към различни водни реактори под налягане (RWR), съчетаващи принципите на използване на налягане, изолиран термичен цикъл, предполагащ използването на тежка вода като охлаждаща течност и модератор, което е икономически изгодно.
• Реактор с вряща вода(BWR). Моделите на реактори с вряща вода се характеризират с наличието на вряща вода около горивните пръти на дъното на основния реакторен съд. Реакторът с вряща вода използва обогатен 235U като гориво под формата на уранов диоксид. Горивото се сглобява в пръти, поставени в стоманен съд, който от своя страна е потопен във вода. Процесът на ядрено делене води до кипене и образуване на пара. Тази пара преминава през тръбопроводи в турбини. Турбините се задвижват от пара и този процес генерира електричество. По време на нормална работа налягането се контролира от количеството водна пара, която тече от съда под налягане на реактора към турбината.
• Реактор тип басейн
• Реактор с течен метал... Тъй като водата е модератор на неутрони, тя не може да се използва като охлаждаща течност в реактор за бързи неутрони. Течните метални охлаждащи течности включват натрий, NaK, олово, оловно-бисмут евтектика и, за ранните реактори, живак.
• Натриев охладен бърз реактор.
• Реактор за бързи неутрони с оловно охлаждане.
• Реактори с газово охлажданеохлажда се чрез циркулиращ инертен газ, замислен от хелий във високотемпературни структури. при което, въглероден двуокисе бил използван преди в британски и френски атомни електроцентрали. Използван е и азот. Използването на топлина зависи от вида на реактора. Някои реактори са толкова горещи, че газът може директно да задвижва газова турбина. По-старите конструкции на реактори обикновено включват преминаване на газ през топлообменник за генериране на пара за парна турбина.
• Реактори с разтопена сол(MSR) се охлаждат чрез циркулираща стопена сол (обикновено евтектични смеси от флуоридни соли като FLiBe). В типичен MSR, топлопренасящият флуид също се използва като матрица, в която се разтваря делящият се материал.

Поколения ядрени реактори

• Реактор от първо поколение(ранни прототипи, изследователски реактори, нетърговски енергийни реактори)
• Реактор от второ поколение(най-модерните атомни електроцентрали 1965-1996)
• Реактор от трето поколение(еволюционни подобрения на съществуващите проекти от 1996 г. до момента)
• Реактор от четвърто поколение(технологиите все още са в процес на разработка, неизвестна дата на започване на експлоатация, вероятно 2030 г.)

През 2003 г. Френската комисия за атомна енергия (CEA) въведе обозначението „Gen II“ за първи път по време на Седмицата на нуклеониката.

Първото споменаване на "Gen III" е направено през 2000 г. във връзка със старта на Международния форум на поколение IV (GIF).

„Gen IV“ е кръстен през 2000 г. от Министерството на енергетиката на Съединените щати (DOE) за разработването на нови видове електроцентрали.

Класификация на ядрените реактори по вид гориво

• Реактор на твърдо гориво
• Реактор с течно гориво
• Хомогенен реактор с водно охлаждане
• Реактор с разтопена сол
• Газови реактори (теоретично)

Класификация на ядрените реактори по предназначение

• Производство на електроенергия
• Атомни електроцентрали, включително малки клъстерни реактори
• Самоходни устройства (виж атомни електроцентрали)
• Ядрени офшорни инсталации
• Предлагат се различни видове ракетни двигатели
• Други употреби на топлина
• Обезсоляване
• Производство на топлина за битово и промишлено отопление
• Производство на водород за използване във водородната енергия
• Производствени реактори за преобразуване на елементи
• Реактори за размножаване, способни да произвеждат повече делящ се материал, отколкото консумират във верижна реакция (чрез превръщане на изотопите U-238 в Pu-239 или Th-232 в U-233). По този начин, след завършване на един цикъл, реакторът за размножаване на уран може да бъде зареден с естествен или дори обеднен уран. От своя страна реакторът за размножаване на торий може да бъде зареден с торий. Необходима е обаче първоначална доставка на делящ се материал.
• Създаване на различни радиоактивни изотопи, като америций за използване в детектори за дим и кобалт-60, молибден-99 и други, използвани като индикатори и за лечение.
• Производство на материали за ядрени оръжия като оръжеен плутоний
• Създаване на източник на неутронно лъчение (например импулсен реактор "Лейди Годива") и позитронно лъчение (например анализ на неутронно активиране и датиране с калиево-аргонов метод)
• Изследователски реактор: Обикновено реакторите се използват за научно изследванеи обучение, изпитване на материали или производство на радиоизотопи за медицината и промишлеността. Те са много по-малки от енергийните реактори или корабните реактори. Много от тези реактори са в кампуса. Има около 280 от тези реактори, работещи в 56 държави. Някои работят с гориво с високо обогатен уран. Полагат се международни усилия за замяна на горива с ниско обогатяване.

Съвременни ядрени реактори

Водни реактори под налягане (PWR)

Тези реактори използват съд под налягане, който съдържа ядрено гориво, контролни пръти, модератор и охлаждаща течност. Охлаждането на реакторите и задържането на неутроните става с течна вода под високо налягане. Горещата радиоактивна вода, която напуска съда под налягане, преминава през веригата на парогенератора, която от своя страна загрява вторичната (нерадиоактивна) верига. Тези реактори съставляват по-голямата част от съвременните реактори. Това е устройство за нагревателна структура на неутронен реактор, най-новите от които са ВВЕР-1200, Усъвършенстваният воден реактор под налягане и Европейският воден реактор под налягане. Реакторите на ВМС на САЩ са от този тип.

Реактори с вряща вода (BWR)

Реакторите с вряща вода са като реактори с вода под налягане без парогенератор. Реакторите с вряща вода също използват вода като охлаждаща течност и неутронен модератор като водни реактори под налягане, но при по-ниско налягане, което позволява на водата да кипи вътре в котела, създавайки пара, която задвижва турбините. За разлика от реактора с вода под налягане, няма първичен или вторичен кръг. Топлинният капацитет на тези реактори може да бъде по-висок и те могат да бъдат по-прости конструктивно, и още по-стабилна и сигурна. Това е термично реакторно устройство, най-новите от които са усъвършенстваният реактор с вряща вода и икономичният опростен ядрен реактор с вряща вода.

Реактор с тежка вода под налягане (PHWR)

Канадска разработка (известна като CANDU), това са реактори с охлаждаща течност под налягане с умерена тежка вода. Вместо да се използва един съд под налягане, както в реакторите с вода под налягане, горивото се съхранява в стотици канали под високо налягане. Тези реактори работят с естествен уран и са реактори за термични неутрони. Тежководните реактори могат да се зареждат с гориво, докато работят на пълна мощност, което ги прави много ефективни при използване на уран (това позволява прецизен контрол на потока в активната зона). Тежководните реактори CANDU са построени в Канада, Аржентина, Китай, Индия, Пакистан, Румъния и Южна Корея. Индия също така експлоатира редица тежководни реактори, често наричани "производни на CANDU", построени след като канадското правителство прекрати отношенията си в ядрено полес Индия след ядрения тест на Усмихнатия Буда през 1974 г.

Канален реактор с висока мощност (RBMK)

Съветска разработка, предназначена за производство на плутоний, както и електричество. RBMK използват вода като охлаждаща течност и графит като модератор на неутрони. RBMK са сходни в някои отношения с CANDU, тъй като те се презареждат по време на работа и използват тръби под налягане вместо съд под налягане (както в реакторите с вода под налягане). Въпреки това, за разлика от CANDU, те са много нестабилни и обемисти, което прави капачката на реактора скъпа. Редица критични пропуски в безопасността също са идентифицирани в проектите на RBMK, въпреки че някои от тези недостатъци са коригирани след катастрофата в Чернобил. Основната им характеристика е използването на лека вода и необогатен уран. Към 2010 г. 11 реактора остават отворени, главно поради подобрена безопасност и подкрепа от международни организацииотносно безопасността като Министерството на енергетиката на САЩ. Въпреки тези подобрения, реакторите RBMK все още се считат за едни от най-опасните конструкции на реактори за използване. Реакторите RBMK са били използвани само в бившия Съветски съюз.

Реактор с газово охлаждане (GCR) и усъвършенстван реактор с газово охлаждане (AGR)

Те обикновено използват графитен неутронен забавител и CO2 охлаждаща течност. Поради високите си работни температури, те могат да бъдат по-ефективни за генериране на топлина от реакторите с вода под налягане. Съществуват редица реактори от този дизайн в експлоатация, главно в Обединеното кралство, където е разработена концепцията. Старите сгради (т.е. станции Magnox) са затворени или ще бъдат затворени в близко бъдеще. Въпреки това подобрените реактори с газово охлаждане имат очакван експлоатационен живот от още 10 до 20 години. Реакторите от този тип са термични реактори. Цената за извеждане от експлоатация на такива реактори може да бъде висока поради големия обем на активната зона.

Реактор за бързо размножаване (LMFBR)

Конструкцията на този реактор е с течно метално охлаждане, без модератор и произвежда повече гориво, отколкото консумира. За тях се казва, че "умножават" горивото, защото произвеждат делящо се гориво, като улавят неутрони. Такива реактори могат да функционират по същия начин като реакторите с вода под налягане по отношение на ефективността, те трябва да бъдат компенсирани за високо кръвно наляганетъй като се използва течният метал, който не създава излишък от налягане дори при много високи температури. От този тип бяха BN-350 и BN-600 в СССР и Superphenix във Франция, както и Fermi I в САЩ. Реакторът Монджу в Япония, повреден от изтичане на натрий през 1995 г., възобнови работата си през май 2010 г. Всички тези реактори използват/използват течен натрий. Тези реактори са бързи реактори и не принадлежат към термични реактори. Тези реактори са два вида:

Оловото охладено

Използването на олово като течен метал осигурява отлична защита срещу радиоактивно излъчване и позволява работа при много високи температури. В допълнение, оловото е (предимно) прозрачно за неутрони, така че по-малко неутрони се губят в охлаждащата течност и охлаждащата течност не става радиоактивна. За разлика от натрия, оловото обикновено е инертно, така че има по-малък риск от експлозия или инцидент, но такива големи количества олово могат да причинят токсичност и проблеми с изхвърлянето. В реактори от този тип често могат да се използват оловно-бисмутни евтектични смеси. В този случай бисмутът ще има малко смущения в радиацията, тъй като не е напълно прозрачен за неутроните и може да се трансформира в друг изотоп по-лесно от оловото. Руската подводница от клас Алфа използва охладен с олово-бисмут бърз реактор за размножаване като основна система за производство на енергия.

Охладен с натрий

Повечето реактори за размножаване на течни метали (LMFBR) са от този тип. Натрият е относително лесен за получаване и лесен за работа, а също така предотвратява корозията на различните части на реактора, потопени в него. Въпреки това, натрият реагира бурно, когато е в контакт с вода, така че трябва да се внимава, въпреки че подобни експлозии няма да бъдат много по-мощни от, например, течове на прегрята течност от SCWR или RWD реактори. EBR-I е първият реактор от този тип, където активната зона се състои от стопилка.

Сферичен реактор (PBR)

Те използват гориво, пресовано в керамични топки, в които газът циркулира през топките. Резултатът е ефективни, непретенциозни, много безопасни реактори с евтино, унифицирано гориво. Прототипът беше реакторът AVR.

Реактори с разтопена сол

В тях горивото се разтваря във флуорни соли или флуоридите се използват като топлоносител. Техните разнообразни системи за безопасност, висока ефективност и висока енергийна плътност са подходящи за превозни средства. Трябва да се отбележи, че те нямат части, подложени на високо налягане или запалими компоненти в сърцевината. Прототипът беше реакторът MSRE, който също използва ториев горивен цикъл. Като реактор-размножител, той преработва отработено гориво, извличайки както уран, така и трансуранови елементи, оставяйки само 0,1% от трансурановите отпадъци в сравнение с конвенционалните реактори с лека вода с уран, работещи в момента. Отделен въпрос са радиоактивните продукти на делене, които не се подлагат на повторна обработка и трябва да се изхвърлят в конвенционалните реактори.

Воден хомогенен реактор (AHR)

Тези реактори използват гориво под формата на разтворими соли, които се разтварят във вода и се смесват с охлаждаща течност и забавител на неутрони.

Иновативни ядрени системи и проекти

Усъвършенствани реактори

Повече от дузина усъвършенствани дизайни на реактори са на различни етапи на разработка. Някои от тях са еволюирали от проектите на реактори RWD, BWR и PHWR, някои се различават по-съществено. Първите включват усъвършенстван реактор за кипяща вода (ABWR) (два от които в момента са в експлоатация, а други в процес на изграждане), както и планирания икономичен лек реактор за вряща вода с пасивна система за безопасност (ESBWR) и инсталации AP1000 (референтна програма за ядрена енергия 2010 г.).

Интегрален ядрен реактор с бързи неутрони(IFR) е построена, тествана и тествана през 80-те години на миналия век и след това изведена от експлоатация след оставката на администрацията на Клинтън през 90-те години поради политиките за неразпространение на ядрено оръжие. Преработката на отработено ядрено гориво е в основата на неговия дизайн и следователно произвежда само част от отпадъците от работещи реактори.

Модулен високотемпературен реактор с газово охлажданереактор (HTGCR), е проектиран по такъв начин, че високите температури намаляват изходната мощност поради доплеровото разширяване на напречното сечение на неутронния лъч. Реакторът използва керамичен тип гориво, така че неговите безопасни работни температури надвишават температурния диапазон на намаляване на номиналните стойности. Повечето структури се охлаждат с инертен хелий. Хелият не може да доведе до експлозия поради разширение на парите, не е абсорбатор на неутрони, което би довело до радиоактивност, и не разтваря замърсители, които могат да бъдат радиоактивни. Типичните конструкции се състоят от повече слоеве на пасивна защита (до 7), отколкото в леководните реактори (обикновено 3). Уникална характеристика, която може да осигури безопасност е, че горивните топки всъщност образуват ядро ​​и се сменят една по една с течение на времето. Характеристиките на дизайна на горивните клетки ги правят скъпи за рециклиране.

Малък, затворен, мобилен, автономен реактор (SSTAR)първоначално е тестван и разработен в САЩ. Реакторът е замислен като реактор с бързи неутрони, със система за пасивна защита, която може да бъде изключена дистанционно при съмнение за неизправност.

Чисто и екологично усъвършенстван реактор (CAESAR)е концепцията за ядрен реактор, който използва пара като модератор на неутрони - дизайн, който все още се разработва.

Намаленият водно-модериран реактор е базиран на усъвършенствания реактор за кипяща вода (ABWR), който е в експлоатация. Това не е напълно бърз реактор, но използва главно епитермални неутрони, които имат междинни скорости между термични и бързи.

Саморегулиращ се ядрен енергиен модул с забавител на водородни неутрони (HPM)е структурен тип реактор, произведен от Националната лаборатория в Лос Аламос, който използва уранов хидрид като гориво.

Подкритични ядрени реакториса проектирани да бъдат по-безопасни и по-стабилни, но са трудни от инженерно и икономическо отношение. Един пример е "Energy Booster".

Реактори на базата на торий... Торий-232 може да бъде превърнат в U-233 в реактори, проектирани специално за тази цел. По този начин торий, който е четири пъти по-голямо количество от урана, може да се използва за производство на ядрено гориво на базата на U-233. Смята се, че U-233 има благоприятни ядрени свойства в сравнение с традиционно използвания U-235, по-специално по-добра неутронна ефективност и намаляване на количеството дълготрайни трансуранови отпадъци.

Подобрен реактор за тежка вода (AHWR)- предложения реактор с тежка вода, който ще представлява следващото поколение разработка от типа PHWR. В процес на разработка в Центъра за ядрени изследвания Bhabha (BARC), Индия.

КАМИНИ- уникален реактор, използващ изотопа уран-233 като гориво. Построен в Индия в Изследователския център BARC и Центъра за ядрени изследвания на Индира Ганди (IGCAR).

Индия също така планира да построи бързи реактори, използващи горивния цикъл торий-уран-233. FBTR (Fast Breeder Reactor) (Калпаккам, Индия) използва плутоний като гориво и течен натрий като охлаждаща течност по време на работа.

Какво представляват реакторите от четвърто поколение?

Четвъртото поколение реактори е колекция от различни теоретични проекти, които в момента се разглеждат. Малко вероятно е тези проекти да бъдат изпълнени до 2030 г. Съвременните работещи реактори обикновено се считат за системи от второ или трето поколение. Системите от първо поколение не се използват от известно време. Разработването на това четвърто поколение реактори беше официално стартирано на Международния форум на IV поколение (GIF) с осем технологични цели. Основните цели бяха подобряване на ядрената безопасност, повишаване на сигурността от разпространение, минимизиране на отпадъците и използване на природни ресурси, както и намаляване на разходите за изграждане и пускане в експлоатация на такива централи.

• Бърз реактор с газово охлаждане
• Оловно охлаждан бърз реактор
• Реактор с течна сол
• Натриев охладен бърз реактор
• Водноохлаждан свръхкритичен ядрен реактор
• Свръхтемпературен ядрен реактор

Какво представляват реактори от пето поколение?

Петото поколение реактори са проекти, чието изпълнение е възможно от теоретична гледна точка, но които не са обект на активно разглеждане и изследване в момента. Въпреки че такива реактори могат да бъдат построени в текущия или краткосрочен план, те не предизвикват малък интерес по причини за икономическа жизнеспособност, практичност или безопасност.

• Течнофазен реактор... Затворен контур с течност в активната зона на ядрен реактор, където делящият се материал е под формата на разтопен уран или разтвор на уран, охладен с работен газ, инжектиран в проходни отвори в основата на задържащия съд.
• Газофазен реактор в активната зона... Вариант със затворен контур за ракета с ядрен двигател, където делящият се материал е газообразен уран хексафлуорид, разположен в кварцов съд. Работен газ (като водород) ще тече около този съд и ще абсорбира ултравиолетовото лъчение от ядрената реакция. Този дизайн може да се използва като ракетен двигател, както е споменато в научно-фантастичния роман на Хари Харисън от 1976 г. Skyfall. На теория използването на уранов хексафлуорид като ядрено гориво (а не като междинно съединение, както се прави в момента) би довело до по-ниски разходи за производство на електроенергия и също така значително би намалило размера на реакторите. На практика реактор, работещ при такава висока плътност на мощността, би произвел неконтролируем поток от неутрони, отслабвайки якостните свойства на повечето от материалите на реактора. По този начин потокът би бил подобен на потока от частици, отделяни в термоядрени инсталации. От своя страна това би изисквало използването на материали, подобни на тези, използвани в рамките на Международния проект за внедряване на съоръжение за облъчване на материали в реакция на синтез.
• Газофазен електромагнитен реактор... Същото като газофазен реактор, но с фотоволтаични клетки, преобразуващи ултравиолетовата светлина директно в електричество.
• Реактор на делене
• Хибриден ядрен синтез... Използват се неутроните, излъчвани по време на синтеза и разпадането на оригинала или "вещество в зоната на размножаване". Например, трансмутация на U-238, Th-232 или отработено гориво/радиоактивни отпадъци от друг реактор в относително доброкачествени изотопи.

Газофазен реактор в активната зона. Вариант на затворен цикъл за ракета с ядрен двигател, където делящият се материал е газообразен уран хексафлуорид, разположен в кварцов съд. Работен газ (като водород) ще тече около този съд и ще абсорбира ултравиолетовото лъчение от ядрената реакция. Този дизайн може да се използва като ракетен двигател, както е споменато в научно-фантастичния роман на Хари Харисън от 1976 г. Skyfall. На теория използването на уранов хексафлуорид като ядрено гориво (а не като междинно съединение, както се прави в момента) би довело до по-ниски разходи за производство на електроенергия и също така значително би намалило размера на реакторите. На практика реактор, работещ при такава висока плътност на мощността, би произвел неконтролируем поток от неутрони, отслабвайки якостните свойства на повечето от материалите на реактора. По този начин потокът би бил подобен на потока от частици, отделяни в термоядрени инсталации. От своя страна това би изисквало използването на материали, подобни на тези, използвани в рамките на Международния проект за внедряване на съоръжение за облъчване на материали в реакция на синтез.

Газофазен електромагнитен реактор. Същото като газофазен реактор, но с фотоволтаични клетки, преобразуващи ултравиолетовата светлина директно в електричество.

Реактор на делене

Хибриден ядрен синтез. Използват се неутроните, излъчвани по време на синтеза и разпадането на оригинала или "вещество в зоната на размножаване". Например, трансмутация на U-238, Th-232 или отработено гориво/радиоактивни отпадъци от друг реактор в относително доброкачествени изотопи.

Реактори за термоядрен синтез

Контролираният синтез може да се използва в термоядрени електроцентрали за генериране на електроенергия без усложненията, свързани с боравене с актиниди. Въпреки това остават сериозни научни и технологични пречки. Изградени са няколко термоядрен реактора, но едва наскоро беше възможно да се гарантира, че реакторите отделят повече енергия, отколкото консумират. Въпреки факта, че изследванията започнаха през 50-те години на миналия век, се предполага, че търговски термоядрен реактор няма да функционира до 2050 г. В момента под проекта ITERсе полагат усилия за използване на термоядрената енергия.

Ядрено горивен цикъл

Термичните реактори обикновено зависят от степента на пречистване и обогатяване на урана. Някои ядрени реактори могат да работят със смес от плутоний и уран (виж МОКС гориво). Процесът, чрез който уранова рудадобит, преработен, обогатен, използван, евентуално преработен и обезвреден, е известен като ядрено-горивен цикъл.

До 1% от урана в природата е лесно делящият се изотоп U-235. По този начин дизайнът на повечето реактори включва използването на обогатено гориво. Обогатяването включва увеличаване на дела на U-235 и като правило се извършва с помощта на дифузия на газ или в газова центрофуга. Обогатеният продукт допълнително се превръща в прах от уранов диоксид, който се компресира и изпича в гранули. Тези гранули се поставят в епруветки, които след това се запечатват. Тези тръби се наричат ​​горивни пръти. Всеки ядрен реактор използва много от тези горивни пръти.

Повечето търговски реактори BWR и PWR използват уран, обогатен до 4% U-235, приблизително. Освен това някои промишлени реактори с висока неутронна икономия изобщо не изискват обогатено гориво (тоест, те могат да използват естествен уран). Според Международна агенциявърху атомната енергия в света има поне 100 изследователски реактора, използващи силно обогатено гориво (оръжейно качество / 90% обогатен уран). Рискът от кражба на този вид гориво (вероятно за използване в производството на ядрени оръжия) доведе до кампания, призоваваща за преминаване към реактори с ниско обогатен уран (който представлява по-ниска заплаха от разпространение).

В процеса на ядрена трансформация се използват делящи се U-235 и неделящи се U-238, способни на ядрено делене. U-235 се разделя от термични (т.е. бавно движещи се) неутрони. Термичният неутрон е неутрон, който се движи с приблизително същата скорост като атомите около него. Тъй като честотата на вибрациите на атомите е пропорционална на тяхната абсолютна температура, тогава топлинният неутрон има по-голяма способност да разделя U-235, когато се движи със същата вибрационна скорост. От друга страна, U-238 е по-вероятно да улови неутрон, ако неутронът се движи много бързо. Атомът U-239 се разпада възможно най-бързо с образуването на плутоний-239, който сам по себе си е гориво. Pu-239 е пълноценно гориво и трябва да се има предвид дори при използване на гориво с високо обогатен уран. Процесите на разпад на плутония ще преобладават над процесите на делене на U-235 в някои реактори. Особено след като оригиналният зареден U-235 е изчерпан. Плутоний се разделя както в бързи, така и в термични реактори, което го прави идеален както за ядрени реактори, така и за ядрени бомби.

Повечето от съществуващите реактори са термични реактори, които обикновено използват вода като модератор на неутрони (модератор означава, че забавя неутрона до неговата топлинна скорост), а също и като охлаждаща течност. Въпреки това, в реактор с бързи неутрони се използва малко по-различен тип охлаждаща течност, която няма да забави твърде много неутронния поток. Това позволява да преобладават бързите неутрони, които могат ефективно да се използват за непрекъснато попълване на запаса от гориво. Просто чрез поставяне на евтин, необогатен уран в ядрото, спонтанно неделящият се U-238 ще се превърне в Pu-239, "размножавайки" горивото.

В горивен цикъл на базата на торий, торий-232 абсорбира неутрони както в бързи, така и в термични реактори. Бета-разпадът на тория води до образуването на протактиний-233 и след това уран-233, който от своя страна се използва като гориво. Следователно, подобно на уран-238, торий-232 е плодороден материал.

Поддръжка на ядрени реактори

Количеството енергия в резервоар за ядрено гориво често се изразява с термина "цял ден", който е броят на 24-часовите периоди (дни) на работа на реактор с пълна мощност за генериране на топлинна енергия. Дните на работа на пълна мощност в работния цикъл на реактора (между интервалите, необходими за презареждане) са свързани с количеството разлагащ се уран-235 (U-235), съдържащ се в горивните касети в началото на цикъла. Колкото по-висок е процентът на U-235 в активната зона в началото на цикъла, толкова повече дни работа на пълна мощност ще позволи на реактора да работи.

В края на работния цикъл горивото в някои агрегати се „обработва“, разтоварва и заменя под формата на нови (пресни) горивни касети. Също така, такава реакция на натрупване на продукти на делене в ядреното гориво определя експлоатационния живот на ядреното гориво в реактора. Дори много преди да настъпи окончателният процес на делене на горивото, реакторът ще има време да натрупа дългоживеещи поглъщащи неутрони странични продукти от разпада, предотвратявайки протичането на верижната реакция. Частта от активната зона на реактора, която се заменя по време на зареждане с гориво, обикновено е една четвърт за реактор с вряща вода и една трета за реактор с вода под налягане. Оползотворяването и съхранението на това отработено гориво е една от най-трудните задачи при организиране на експлоатацията на индустриална ядрена електроцентрала. Такива ядрени отпадъци са силно радиоактивни и токсични в продължение на хиляди години.

Не е необходимо всички реактори да бъдат изведени от експлоатация за зареждане с гориво; например, ядрени реактори, пълни със сферични горивни елементи, реактори RBMK (реактори тип канал с висока мощност), реактори с разтопена сол, реактори Magnox, AGR и CANDU позволяват преместването на горивните клетки, докато централата работи. В реактор CANDU е възможно да се поставят отделни горивни клетки в активната зона по такъв начин, че да се регулира съдържанието на U-235 в горивната клетка.

Количеството енергия, възстановено от ядрено гориво, се нарича неговото изгаряне, което се изразява чрез топлинна енергия, генерирана от първоначалната единица тегло на горивото. Изгарянето обикновено се изразява под формата на топлинни мегават дни на тон изходен тежък метал.

Безопасност на ядрената енергия

Ядрената безопасност са действия, насочени към предотвратяване на ядрени и радиационни аварии или локализиране на последствията от тях. Ядрената енергия подобри безопасността и производителността на реакторите и също така предложи нови, по-безопасни проекти на реактори (които обикновено не са тествани). Няма обаче гаранция, че такива реактори ще бъдат проектирани, построени и ще могат да работят надеждно. Възникват грешки, когато проектантите на реактори в атомната електроцентрала Фукушима в Япония не са очаквали земетресението цунами да изключи резервната система, която трябваше да стабилизира реактора след земетресението, въпреки многобройните предупреждения от NRG (Националната изследователска група) и японците администрация по ядрена безопасност. Според UBS AG ядрените аварии във Фукушима I поставят под въпрос дали дори напреднали икономики като Япония могат да осигурят ядрена безопасност. Възможни са и катастрофални сценарии, вкл Терористичен акт... Интердисциплинарен екип от Масачузетския технологичен институт (Масачузетският технологичен институт) изчисли, че предвид очаквания ръст на ядрената енергия, има поне четири сериозни ядрени аварии, които трябва да се очакват между 2005-2055 г.

Ядрени и радиационни аварии

Някои сериозни ядрени и радиационни аварии, които са се случили. Авариите в ядрените електроцентрали включват инцидент SL-1 (1961 г.), авария на Три Майл Айлънд (1979 г.), Чернобилска катастрофа(1986), както и ядрената катастрофа във Фукушима Даичи (2011). Авариите с ядрена енергия включват реакторни аварии в К-19 (1961), К-27 (1968) и К-431 (1985).

Ядрени реактори са изстрелвани в орбита около Земята поне 34 пъти. Поредица от инциденти с участието на съветския безпилотен спътник RORSAT, задвижван от ядрена инсталация, доведоха до проникване на отработено ядрено гориво в земната атмосфера от орбита.

Естествени ядрени реактори

Въпреки че често се смята, че реакторите на делене са продукт на съвременните технологии, първите ядрени реактори съществуват в дивата природа. Естествен ядрен реактор може да се образува, когато определени условиясимулиране на условията в проектирания реактор. Към днешна дата са открити до петнадесет естествени ядрени реактора в три отделни рудни находища в урановата мина Окло в Габон, Западна Африка. Добре познатите "мъртви" реактори на Okllo са открити за първи път през 1972 г. от френския физик Франсис Перин. Самоподдържащата се реакция на делене се е състояла в тези реактори преди около 1,5 милиарда години и е била поддържана в продължение на няколкостотин хиляди години, генерирайки средно 100 kW мощност през този период. Концепцията за естествен ядрен реактор е обяснена от гледна точка на теорията през 1956 г. от Пол Курода от Университета на Арканзас.

Такива реактори вече не могат да се образуват на Земята: радиоактивният разпад през този огромен период от време е намалил дела на U-235 в естествения уран под нивото, необходимо за поддържане на верижна реакция.

Естествените ядрени реактори се образуваха, когато богато на уран минерално находище започна да се запълва с подпочвени води, които действаха като забавител на неутрони и предизвикаха значителна верижна реакция. Неутронният модератор под формата на вода се изпарява, ускорява реакцията и след това се кондензира обратно, което води до забавяне на ядрената реакция и предотвратява топенето. Реакцията на делене продължава стотици хиляди години.

Такива естествени реактори са били задълбочено проучени от учени, които се интересуват от изхвърлянето на радиоактивни отпадъци в геоложки условия. Те предлагат казус за това как радиоактивните изотопи ще мигрират през земната кора. Това е ключов момент за критиците на геоложкото депониране, които се опасяват, че изотопите в отпадъците могат да попаднат във водоснабдяването или да мигрират в околната среда.

Екологични проблеми на ядрената енергетика

Ядреният реактор изпуска малки количества тритий, Sr-90 във въздуха и подземните води. Водата, замърсена с тритий, е безцветна и без мирис. Големите дози Sr-90 повишават риска от рак на костите и левкемия при животни и вероятно при хора.

За обикновения човек съвременните високотехнологични устройства са толкова мистериозни и загадъчни, че е време да им се поклоним, както древните са се покланяли на светкавиците. Часовете по физика в гимназията, пълни с математика, не решават проблема. Но дори можете да разкажете интересно за ядрен реактор, чийто принцип на действие е ясен дори за тийнейджър.

Как работи ядрен реактор?

Принципът на работа на това високотехнологично устройство е както следва:

1. Когато неутронът се абсорбира, ядреното гориво (най-често е така уран-235или плутоний-239) настъпва деленето на атомното ядро;
2. Освобождават се кинетична енергия, гама лъчение и свободни неутрони;
3. Кинетичната енергия се превръща в топлина (когато ядрата се сблъскват с околните атоми), гама-лъчението се абсорбира от самия реактор и също се превръща в топлина;
4. Част от генерираните неутрони се абсорбират от атомите на горивото, което предизвиква верижна реакция. За управлението му се използват неутронни абсорбатори и забавители;
5. С помощта на топлоносител (вода, газ или течен натрий) топлината се отстранява от мястото на реакцията;
6. Парата под налягане от нагрятата вода се използва за задвижване на парни турбини;
7. С помощта на генератор механичната енергия на въртене на турбините се превръща в променлив електрически ток.

Класификационни подходи

Може да има много причини за типологията на реакторите:

• По вида на ядрената реакция... Деление (всички търговски инсталации) или синтез (термоядрена енергетика, е широко разпространено само в някои изследователски институти);
• Чрез охлаждаща течност... В по-голямата част от случаите за тази цел се използва вода (вряща или тежка). Понякога се използват алтернативни разтвори: течен метал (натрий, оловно-бисмутова сплав, живак), газ (хелий, въглероден диоксид или азот), разтопена сол (флуоридни соли);
• По поколение.Първият е ранните прототипи, които нямаха никакъв търговски смисъл. Втората е по-голямата част от използваните в момента атомни електроцентрали, построени преди 1996 г. Третото поколение се различава от предишното само с малки подобрения. Работата по четвъртото поколение все още продължава;
• По агрегатно състояниегориво (газът все още съществува само на хартия);
• По цел на употреба(за производство на електричество, стартиране на двигател, производство на водород, обезсоляване, трансмутация на елементи, получаване на невронно излъчване, теоретични и изследователски цели).

Устройство за атомен реактор

Основните компоненти на реакторите в повечето електроцентрали са:

1. Ядрено гориво - вещество, което е необходимо за генериране на топлина за силови турбини (обикновено нискообогатен уран);
2. Активната зона на ядрен реактор – тук протича ядрената реакция;
3. Неутронен забавител - намалява скоростта на бързите неутрони, превръщайки ги в топлинни неутрони;
4. Стартов източник на неутрони – използва се за надеждно и стабилно стартиране на ядрена реакция;
5. Неутронен абсорбер - наличен в някои електроцентрали за намаляване на високата реактивност на прясното гориво;
6. Неутронна гаубица – използва се за повторно иницииране на реакцията след изключване;
7. Охлаждаща течност (пречистена вода);
8. Контролни пръти - за регулиране на скоростта на делене на уранови или плутониеви ядра;
9. Водна помпа - изпомпва вода към парния котел;
10. Парна турбина - преобразува топлинната енергия на парата в ротационна механична енергия;
11. Охладителна кула - устройство за отвеждане на излишната топлина в атмосферата;
12. Система за приемане и съхранение на радиоактивни отпадъци;
13. Системи за безопасност (аварийни дизелови генератори, устройства за аварийно охлаждане на активната зона).

Как работят най-новите модели

Най-новото 4-то поколение реактори ще бъде достъпно за търговска експлоатация не по-рано от 2030 г... В момента принципът и структурата на тяхната работа са на етап разработка. Според текущите данни тези модификации ще се различават от съществуващи моделитакъв предимства:

• Система за бързо охлаждане на газ. Предполага се, че като охлаждащ агент ще се използва хелий. Според проектната документация по този начин е възможно да се охлаждат реактори с температура 850 ° C. За да работите при такива високи температури, ще ви трябват и специфични суровини: композитни керамични материали и актинидни съединения;
• Като първична охлаждаща течност е възможно да се използва олово или оловно-бисмутова сплав. Тези материали имат ниска скорост на абсорбция на неутрони и относително ниска точка на топене;
• Също така, смес от разтопени соли може да се използва като основен топлоносител. По този начин ще бъде възможно да се работи при по-високи температури от съвременните колеги с водно охлаждане.

Естествени аналози в природата

Ядреният реактор се възприема в обществено съзнаниеизключително като продукт на високите технологии. Всъщност обаче първото е устройството има естествен произход ... Намерено е в района на Окло в централната африканска държава Габон:

• Реакторът се е образувал поради заливането на уранови скали от подпочвените води. Те действаха като модератори на неутрони;
• Топлинната енергия, отделена при разпадането на урана, превръща водата в пара и верижната реакция спира;
• След като температурата на охлаждащата течност падне, всичко се повтаря отново;
• Ако течността не беше изпарила и не беше спряла хода на реакцията, човечеството щеше да се изправи пред ново природно бедствие;
• Самоподдържащото се делене на ядра започва в този реактор преди около милиард и половина години. През това време бяха разпределени около 0,1 милиона вата изходна мощност;
• Такова чудо на света на Земята е единственото известно. Появата на нови е невъзможна: делът на уран-235 в естествените суровини е много по-нисък от нивото, необходимо за поддържане на верижна реакция.

Колко ядрени реактора има в Южна Корея?

Бедна на природни ресурси, но индустриализирана и пренаселена, Република Корея има остра нужда от енергия. На фона на отказването на Германия от мирен атом, тази страна има големи надежди за ограничаване на ядрените технологии:

• Планира се до 2035 г. делът на произведената електроенергия в атомните електроцентрали да достигне 60%, а общото производство - повече от 40 гигавата;
• Страната няма атомни оръжия, но изследванията в областта на ядрената физика продължават. Корейски учени са разработили проекти за съвременни реактори: модулни, водородни, с течен метал и др .;
• Успехът на местните изследователи позволява технологията да се продава в чужбина. Очаква се страната да изнесе 80 от тези единици през следващите 15-20 години;
• Но от днес по-голямата част от атомната електроцентрала е построена със съдействието на американски или френски учени;
• Броят на работещите централи е сравнително малък (само четири), но всяка от тях има значителен брой реактори - общо 40 и тази цифра ще нараства.

Когато е бомбардирано с неутрони, ядреното гориво влиза във верижна реакция, която произвежда огромно количество топлина. Водата в системата поема тази топлина и се превръща в пара, която превръща турбините, които генерират електричество. Ето една проста диаграма на работата на ядрен реактор, най-мощният източник на енергия на Земята.

Видео: как работят ядрените реактори

В това видео ядреният физик Владимир Чайкин ще ви разкаже как се произвежда електричество в ядрените реактори, тяхната подробна структура: