Dispositivo y principio de funcionamiento.

Mecanismo de liberación de energía

La transformación de una sustancia va acompañada de la liberación de energía libre sólo si la sustancia tiene una reserva de energías. Esto último significa que las micropartículas de la sustancia están en un estado con una energía de reposo mayor que en otro estado posible, la transición a la que existe. La transición espontánea siempre es impedida por una barrera de energía, para superar la cual la micropartícula debe recibir cierta cantidad de energía del exterior: la energía de excitación. La reacción exoenergética consiste en que en la transformación que sigue a la excitación se libera más energía de la necesaria para excitar el proceso. Hay dos formas de superar la barrera de la energía: ya sea debido a la energía cinética de las partículas que chocan, o debido a la energía de enlace de la partícula que se adhiere.

Si tenemos en cuenta las escalas macroscópicas de la liberación de energía, entonces la energía cinética necesaria para la excitación de las reacciones debe tener todas, o al menos algunas de las partículas de la sustancia. Esto solo se puede lograr aumentando la temperatura del medio a un valor en el que la energía del movimiento térmico se acerque al valor del umbral de energía que limita el curso del proceso. En el caso de las transformaciones moleculares, esto es reacciones químicas, dicho aumento suele ser de cientos de kelvin, mientras que en el caso de las reacciones nucleares es de al menos 10 7 debido a la altura muy alta de las barreras de Coulomb de los núcleos en colisión. La excitación térmica de las reacciones nucleares se ha llevado a cabo en la práctica sólo en la síntesis de los núcleos más ligeros, en los que las barreras de Coulomb son mínimas (fusión termonuclear).

La excitación por parte de las partículas que se unen no requiere una gran energía cinética y, por lo tanto, no depende de la temperatura del medio, ya que se produce debido a los enlaces no utilizados inherentes a las partículas de las fuerzas de atracción. Pero por otro lado, las partículas mismas son necesarias para excitar las reacciones. Y si, de nuevo, no tenemos en cuenta un acto de reacción separado, sino la producción de energía a escala macroscópica, entonces esto solo es posible cuando se produce una reacción en cadena. Este último surge cuando las partículas que excitan la reacción reaparecen como productos de una reacción exoenergética.

Diseño

Todo reactor nuclear consta de las siguientes partes:

• Núcleo con combustible nuclear y moderador;
• Reflector de neutrones que rodea el núcleo;
• Sistema de regulación de reacción en cadena, incluida la protección de emergencia;
• Protección de radiación;
• Sistema de control remoto.

Principios físicos de funcionamiento

Ver también artículos principales:

El estado actual de un reactor nuclear se puede caracterizar por el factor de multiplicación de neutrones efectivo k o reactividad ρ , que están relacionados por la siguiente relación:

Estos valores se caracterizan por los siguientes valores:

• k> 1 - la reacción en cadena aumenta en el tiempo, el reactor está en supercrítico estado, su reactividad ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - subcrítico, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - el número de fisiones nucleares es constante, el reactor está en un establo crítico condición.

Condición de criticidad del reactor nuclear:

, dónde

La conversión del factor de multiplicación a la unidad se logra equilibrando la multiplicación de neutrones con sus pérdidas. En realidad, hay dos razones para las pérdidas: captura sin fisión y fuga de neutrones fuera del medio de reproducción.

obviamente k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе esta composicion 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 para reactores térmicos se puede determinar mediante la llamada "fórmula de 4 factores":

, dónde

• η es el rendimiento de neutrones por dos absorciones.

Los volúmenes de los reactores de potencia modernos pueden alcanzar cientos de m³ y están determinados principalmente no por las condiciones de criticidad, sino por las posibilidades de eliminación de calor.

Volumen crítico reactor nuclear - el volumen del núcleo del reactor en un estado crítico. Masa critica es la masa del material fisible del reactor, que se encuentra en estado crítico.

Los reactores alimentados por soluciones acuosas de sales de isótopos fisionables puros con un reflector de neutrones de agua tienen la masa crítica más baja. Para 235 U esta masa es de 0,8 kg, para 239 Pu es de 0,5 kg. Sin embargo, es ampliamente conocido que la masa crítica del reactor LOPO (el primer reactor de uranio enriquecido del mundo), que tenía un reflector de óxido de berilio, era de 0,565 kg, a pesar de que el grado de enriquecimiento en el isótopo 235 era solo ligeramente más del 14%. Teóricamente, la masa crítica más pequeña tiene, por lo que este valor es solo de 10 g.

Para reducir la fuga de neutrones, se le da al núcleo una forma esférica o casi esférica, como un cilindro o cubo corto, ya que estas figuras tienen la relación más pequeña entre el área superficial y el volumen.

A pesar de que el valor (e - 1) suele ser pequeño, el papel de la multiplicación de neutrones rápidos es bastante grande, ya que para reactores nucleares grandes (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Para iniciar una reacción en cadena, normalmente se producen suficientes neutrones durante la fisión espontánea de los núcleos de uranio. También es posible utilizar una fuente externa de neutrones para arrancar el reactor, por ejemplo, una mezcla de y, u otras sustancias.

pozo de yodo

Artículo principal: pozo de yodo

Pozo de yodo - el estado de un reactor nuclear después de que ha sido apagado, caracterizado por la acumulación del isótopo de xenón de vida corta. Este proceso conduce a la aparición temporal de una importante reactividad negativa que, a su vez, imposibilita llevar el reactor a su capacidad de diseño durante un período determinado (alrededor de 1-2 días).

Clasificación

Con cita

Según la naturaleza del uso de los reactores nucleares se dividen en:

• Reactores de potencia destinados a producir energía eléctrica y térmica utilizada en el sector energético, así como para la desalinización de agua de mar (los reactores de desalinización también se clasifican como industriales). Dichos reactores se utilizaron principalmente en centrales nucleares. La potencia térmica de los reactores de potencia modernos alcanza los 5 GW. En un grupo separado, asigne:
  • Reactores de transporte diseñado para suministrar energía a los motores de los vehículos. Los grupos de aplicación más amplios son los reactores de transporte marino utilizados en submarinos y varios buques de superficie, así como los reactores utilizados en tecnología espacial.
• reactores experimentales, diseñado para estudiar varias cantidades físicas, cuyo valor es necesario para el diseño y operación de reactores nucleares; la potencia de dichos reactores no supera unos pocos kW.
• reactores de investigación, en el que los flujos de rayos gamma y de neutrones creados en el núcleo se utilizan para la investigación en el campo de la física nuclear, la física del estado sólido, la química de la radiación, la biología, para probar materiales destinados a operar en flujos de neutrones intensos (incluidas las partes de los reactores nucleares), para la producción de isótopos. La potencia de los reactores de investigación no supera los 100 MW. La energía liberada no suele utilizarse.
• Reactores industriales (armas, isótopos) utilizado para producir isótopos utilizados en varios campos. Más ampliamente utilizado para la producción de materiales aptos para armas nucleares, como 239 Pu. También industriales incluyen reactores utilizados para la desalinización de agua de mar.

A menudo, los reactores se utilizan para resolver dos o más tareas diferentes, en cuyo caso se denominan de múltiples fines. Por ejemplo, algunos reactores de potencia, especialmente al amanecer energía nuclear, estaban destinados principalmente a experimentos. Los reactores de neutrones rápidos pueden generar energía y producir isótopos al mismo tiempo. Los reactores industriales, además de su función principal, suelen generar energía eléctrica y térmica.

Según el espectro de neutrones

• Reactor de neutrones térmicos (lentos) ("reactor térmico")
• Reactor de neutrones rápidos ("reactor rápido")

Por colocación de combustible

• Reactores heterogéneos, donde el combustible se coloca en el núcleo de forma discreta en forma de bloques, entre los cuales hay un moderador;
• Reactores homogéneos, donde el combustible y el moderador son una mezcla homogénea (sistema homogéneo).

En un reactor heterogéneo, el combustible y el moderador pueden estar separados, en particular, en un reactor de cavidad, el moderador-reflector rodea la cavidad con combustible que no contiene moderador. Desde el punto de vista físico-nuclear, el criterio de homogeneidad/heterogeneidad no es el diseño, sino la colocación de bloques de combustible a una distancia superior a la longitud de moderación de neutrones en un moderador dado. Así, los denominados reactores de “red cerrada” se calculan como homogéneos, aunque en ellos el combustible suele estar separado del moderador.

Los bloques de combustible nuclear en un reactor heterogéneo se denominan conjuntos combustibles (FA), que se colocan en el núcleo en los nodos de una red regular, formando células.

Por tipo de combustible

• isótopos de uranio 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• isótopo de plutonio 239 (239 Pu), también isótopos 239-242 Pu como una mezcla con 238 U (combustible MOX)
• isótopo de torio 232 (232 Th) (mediante conversión a 233 U)

Según el grado de enriquecimiento:

• uranio natural
• uranio poco enriquecido
• uranio altamente enriquecido

Por composición química:

• metal u
• UC (carburo de uranio), etc.

Por tipo de refrigerante

• Gas, (ver Reactor de gas de grafito)
• D 2 O (agua pesada, véase reactor nuclear de agua pesada, CANDU)

Por tipo de moderador

• C (grafito, véase Reactor de grafito-gas, Reactor de grafito-agua)
• H 2 O (agua, véase Reactor de agua ligera, Reactor de agua a presión, VVER)
• D 2 O (agua pesada, véase reactor nuclear de agua pesada, CANDU)
• Hidruros metálicos
• Sin moderador (ver reactor de neutrones rápidos)

Por diseño

método de generación de vapor

• Reactor con generador de vapor externo (Ver PWR, VVER)

clasificación del OIEA

• PWR (reactores de agua a presión) - reactor de agua a presión (reactor de agua a presión);
• BWR (reactor de agua en ebullición) - reactor de agua en ebullición;
• FBR (reactor reproductor rápido) - reactor reproductor rápido;
• GCR (reactor refrigerado por gas) - reactor refrigerado por gas;
• LWGR (reactor de grafito de agua ligera) - reactor de grafito-agua
• PHWR (reactor de agua pesada presurizada) - reactor de agua pesada

Los más comunes en el mundo son los reactores de agua a presión (alrededor del 62%) y agua hirviendo (20%).

materiales de reactores

Los materiales con los que se construyen los reactores operan a alta temperatura en el campo de los neutrones, los cuantos γ y los fragmentos de fisión. Por tanto, no todos los materiales empleados en otras ramas de la tecnología son adecuados para la construcción de reactores. Al elegir los materiales del reactor, se tienen en cuenta su resistencia a la radiación, inercia química, sección transversal de absorción y otras propiedades.

La inestabilidad a la radiación de los materiales tiene menos efecto cuando altas temperaturas. La movilidad de los átomos se vuelve tan grande que la probabilidad de que los átomos arrancados de la red cristalina regresen a su lugar o la recombinación de hidrógeno y oxígeno en una molécula de agua aumenta notablemente. Así, la radiólisis del agua es insignificante en los reactores de potencia sin ebullición (por ejemplo, VVER), mientras que en los potentes reactores de investigación se libera una cantidad importante de mezcla explosiva. Los reactores tienen sistemas especiales para quemarlo.

Los materiales del reactor entran en contacto entre sí (un revestimiento del elemento combustible con refrigerante y combustible nuclear, cartuchos de combustible con refrigerante y moderador, etc.). Naturalmente, los materiales de contacto deben ser químicamente inertes (compatibles). Un ejemplo de incompatibilidad es el uranio y el agua caliente que entran en una reacción química.

Para la mayoría de los materiales, las propiedades de resistencia se deterioran drásticamente con el aumento de la temperatura. En los reactores de potencia, los materiales estructurales funcionan a altas temperaturas. Esto limita la elección de materiales estructurales, especialmente para aquellas partes de un reactor de potencia que deben soportar altas presiones.

Quemado y reproducción de combustible nuclear

Durante la operación de un reactor nuclear, debido a la acumulación de fragmentos de fisión en el combustible, cambia su composición isotópica y química, y se forman elementos transuránicos, principalmente isótopos. La influencia de los fragmentos de fisión en la reactividad de un reactor nuclear se denomina envenenamiento(para fragmentos radiactivos) y escoria(para isótopos estables).

La razón principal del envenenamiento del reactor es que tiene la mayor sección eficaz de absorción de neutrones (2,6 x 10 6 barn). Vida media de 135 Xe T 1/2 = 9,2 horas; el rendimiento de la división es del 6-7%. La parte principal de 135 Xe se forma como resultado de la descomposición ( T 1/2 = 6,8 horas). En caso de envenenamiento, Kef cambia en un 1-3%. La gran sección transversal de absorción de 135 Xe y la presencia del isótopo intermedio 135 I conducen a dos fenómenos importantes:

1. A un aumento de la concentración de 135 Xe y, en consecuencia, a una disminución de la reactividad del reactor tras su parada o reducción de potencia (“pozo de yodo”), lo que imposibilita paradas de corta duración y fluctuaciones en la potencia de salida. Este efecto se palia introduciendo un margen de reactividad en los organismos reguladores. La profundidad y la duración del pozo de yodo dependen del flujo de neutrones Ф: a Ф = 5 10 18 neutrón/(cm² seg), la duración del pozo de yodo es ˜ 30 h, y la profundidad es 2 veces mayor que la constante cambio de estado en Keff causado por envenenamiento con 135 Xe.
2. Debido al envenenamiento, pueden ocurrir fluctuaciones espacio-temporales del flujo de neutrones Ф y, en consecuencia, de la potencia del reactor. Estas fluctuaciones ocurren a Ф > 10 18 neutrones/(cm² seg) y reactores de gran tamaño. Períodos de oscilación ˜ 10 h.

La fisión nuclear da lugar a un gran número de fragmentos estables, que difieren en sus secciones transversales de absorción en comparación con la sección transversal de absorción de un isótopo fisionable. La concentración de fragmentos con una gran sección eficaz de absorción alcanza la saturación durante los primeros días de funcionamiento del reactor. Estos son principalmente TVELs de diferentes "edades".

En el caso de un reemplazo completo de combustible, el reactor tiene un exceso de reactividad que debe ser compensado, mientras que en el segundo caso, la compensación se requiere solo en el primer arranque del reactor. El repostaje continuo permite aumentar la profundidad de quemado, ya que la reactividad del reactor está determinada por las concentraciones medias de isótopos fisionables.

La masa del combustible cargado excede la masa del descargado debido al "peso" de la energía liberada. Después de la parada del reactor, primero debido principalmente a la fisión por neutrones retardados y luego, después de 1 a 2 minutos, debido a la radiación β y γ de los fragmentos de fisión y los elementos transuránicos, se sigue liberando energía en el combustible. Si el reactor funcionó lo suficiente antes del apagado, luego de 2 minutos después del apagado, la liberación de energía es de aproximadamente el 3 %, después de 1 hora, el 1 %, después de un día, el 0,4 %, después de un año, el 0,05 % de la potencia inicial.

La relación entre el número de isótopos fisionables de Pu formados en un reactor nuclear y la cantidad de 235 U quemados se llama tasa de conversión K K. El valor de K K aumenta al disminuir el enriquecimiento y el quemado. Para un reactor de agua pesada que funcione con uranio natural, con un quemado de 10 GW día/t K K = 0,55, y para pequeños quemados (en este caso, K K se denomina coeficiente de plutonio inicial) KK = 0,8. Si un reactor nuclear se quema y produce los mismos isótopos (reactor reproductor), la relación entre la tasa de reproducción y la tasa de quemado se denomina tasa de reproducción K V. En reactores térmicos K V< 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 gramo está creciendo y a caídas.

Control de reactores nucleares

El control de un reactor nuclear solo es posible debido al hecho de que, durante la fisión, algunos de los neutrones salen volando de los fragmentos con un retraso, que puede oscilar entre varios milisegundos y varios minutos.

Para el control del reactor se utilizan varillas absorbentes, introducidas en el núcleo, fabricadas con materiales que absorben fuertemente los neutrones (principalmente, y algunos otros) y/o una solución de ácido bórico, añadida al refrigerante en una determinada concentración (regulación por boro) . El movimiento de las varillas está controlado por mecanismos especiales, accionamientos, que funcionan con señales del operador o equipo para el control automático del flujo de neutrones.

En caso de varias emergencias en cada reactor, se proporciona una terminación de emergencia de la reacción en cadena, que se lleva a cabo dejando caer todas las varillas absorbentes en el núcleo, un sistema de protección de emergencia.

calor residual

Una cuestión importante directamente relacionada con la seguridad nuclear es el calor de desintegración. Esta es una característica específica del combustible nuclear, que consiste en que, después de la terminación de la reacción en cadena de fisión y la inercia térmica, que es común para cualquier fuente de energía, continúa la generación de calor en el reactor. por mucho tiempo, lo que crea una serie de problemas técnicamente difíciles.

El calor de desintegración es una consecuencia de la desintegración β y γ de los productos de fisión, que se han acumulado en el combustible durante el funcionamiento del reactor. Los núcleos de los productos de fisión, como resultado de la descomposición, pasan a un estado más estable o completamente estable con la liberación de energía significativa.

Aunque la tasa de liberación de calor residual cae rápidamente a valores que son pequeños en comparación con los valores estacionarios, en los reactores de potencia de alta potencia es significativo en términos absolutos. Por esta razón, la generación de calor residual requiere largo tiempo Asegurar la eliminación de calor del núcleo del reactor después de que se apague. Esta tarea requiere la presencia de sistemas de enfriamiento con suministro de energía confiable en el diseño de la instalación del reactor, y también requiere almacenamiento a largo plazo (dentro de 3 a 4 años) de combustible nuclear gastado en instalaciones de almacenamiento con un régimen de temperatura especial: piscinas de combustible gastado. , que suelen estar situados en las inmediaciones del reactor.

ver también

• Lista de reactores nucleares diseñados y construidos en la Unión Soviética

Literatura

• Levin V. E. Física nuclear y reactores nucleares. 4ª ed. - M.: Atomización, 1979.
• Shukolyukov A. Yu. “Uranio. reactor nuclear natural. "Química y Vida" No. 6, 1980, p. 20-24

notas

1. "ZEEP: el primer reactor nuclear de Canadá", Museo de Ciencia y Tecnología de Canadá.
2. Greshilov A. A., Egupov N. D., Matushchenko A. M. Escudo nuclear. - M.: Logotipos, 2008. - 438 p. -

Para comprender el principio de operación y diseño de un reactor nuclear, debe hacer pequeña digresión en el pasado. Un reactor nuclear es un sueño encarnado, aunque no completamente, de siglos de antigüedad de la humanidad sobre una fuente inagotable de energía. Su antiguo "progenitor" es un fuego hecho de ramas secas, que una vez iluminó y calentó las bóvedas de la cueva, donde nuestros antepasados ​​​​lejanos encontraron la salvación del frío. Más tarde, la gente dominó los hidrocarburos: carbón, esquisto, petróleo y gas natural.

Comenzó una era de vapor turbulenta pero de corta duración, que fue reemplazada por una era de electricidad aún más fantástica. Las ciudades se llenaron de luz, y los talleres del zumbido de máquinas hasta entonces desconocidas impulsadas por motores eléctricos. Entonces pareció que el progreso había llegado a su clímax.

Todo ha cambiado en finales del siglo XIX siglo, cuando el químico francés Antoine Henri Becquerel descubrió accidentalmente que las sales de uranio son radiactivas. Después de 2 años, sus compatriotas Pierre Curie y su esposa Maria Sklodowska-Curie obtuvieron de ellos radio y polonio, y su nivel de radiactividad era millones de veces superior al del torio y el uranio.

El relevo lo recogió Ernest Rutherford, quien estudió en detalle la naturaleza de los rayos radiactivos. Así comenzó la era del átomo, que dio a luz a su amado hijo: el reactor nuclear.

primer reactor nuclear

El "primogénito" es de los EE.UU. En diciembre de 1942, dio la primera corriente al reactor, que recibió el nombre de su creador - uno de los mas grandes fisicos siglo E. Fermi. Tres años más tarde, la planta nuclear ZEEP cobró vida en Canadá. "Bronce" fue para el primer reactor soviético F-1, lanzado a fines de 1946. I. V. Kurchatov se convirtió en el jefe del proyecto nuclear doméstico. Hoy en día, más de 400 unidades de energía nuclear están funcionando con éxito en el mundo.

Tipos de reactores nucleares

Su propósito principal es apoyar una reacción nuclear controlada que produzca electricidad. Algunos reactores producen isótopos. En definitiva, son dispositivos en cuyo fondo unas sustancias se transforman en otras con la liberación un número grande energía térmica. Este es un tipo de "horno", donde en lugar de los combustibles tradicionales, se "queman" isótopos de uranio: U-235, U-238 y plutonio (Pu).

A diferencia, por ejemplo, de un coche diseñado para varios tipos de gasolina, cada tipo de combustible radiactivo tiene su propio tipo de reactor. Hay dos de ellos: en neutrones lentos (con U-235) y rápidos (con U-238 y Pu). La mayoría de las centrales nucleares están equipadas con reactores de neutrones lentos. Además de las centrales nucleares, las instalaciones "funcionan" en centros de investigación, en submarinos nucleares y.

como es el reactor

Todos los reactores tienen aproximadamente el mismo esquema. Su "corazón" es la zona activa. Se puede comparar aproximadamente con el horno de una estufa convencional. Solo que en lugar de leña hay combustible nuclear en forma de elementos combustibles con un moderador: TVEL. La zona activa se encuentra dentro de una especie de cápsula, un reflector de neutrones. Las barras de combustible son "lavadas" por el refrigerante: agua. Dado que el "corazón" tiene un nivel muy alto de radiactividad, está rodeado por una protección radiológica confiable.

Los operadores controlan la operación de la planta con la ayuda de dos sistemas críticos, el control de reacción en cadena y el sistema de control remoto. Si surge una situación de emergencia, la protección de emergencia se activa instantáneamente.

Cómo funciona el reactor

La "llama" atómica es invisible, ya que los procesos ocurren al nivel de la fisión nuclear. En el curso de una reacción en cadena, los núcleos pesados ​​se rompen en fragmentos más pequeños que, al estar en estado excitado, se convierten en fuentes de neutrones y otras partículas subatómicas. Pero el proceso no termina ahí. Los neutrones continúan "aplastándose", como resultado de lo cual se libera mucha energía, es decir, lo que sucede por lo que se construyen las centrales nucleares.

La tarea principal del personal es mantener una reacción en cadena con la ayuda de barras de control a un nivel constante y ajustable. Esta es su principal diferencia con la bomba atómica, donde el proceso de descomposición nuclear es incontrolable y avanza rápidamente, en forma de una poderosa explosión.

Lo que pasó en la central nuclear de Chernobyl

Una de las principales causas de la catástrofe en la planta de energía nuclear de Chernobyl en abril de 1986 fue una grave violación de las reglas de seguridad operativa en el proceso de mantenimiento de rutina en la cuarta unidad de energía. Luego se extrajeron 203 barras de grafito del núcleo al mismo tiempo en lugar de las 15 permitidas por la normativa. Como resultado, la reacción en cadena descontrolada que comenzó terminó en una explosión térmica y la destrucción completa de la unidad de potencia.

Reactores de nueva generación

Durante la última década, Rusia se ha convertido en uno de los líderes mundiales en energía nuclear. En este momento, la corporación estatal Rosatom está construyendo plantas de energía nuclear en 12 países, donde se están construyendo 34 unidades de energía. Una demanda tan alta es evidencia del alto nivel de la tecnología nuclear rusa moderna. Los siguientes en la línea son los nuevos reactores de cuarta generación.

"Brest"

Uno de ellos es Brest, que se está desarrollando como parte del proyecto Breakthrough. Ahora sistemas operativos Los sistemas de ciclo abierto funcionan con uranio poco enriquecido, lo que deja atrás una gran cantidad de combustible gastado que se desecha a un costo enorme. "Brest": un reactor de neutrones rápidos es único en un ciclo cerrado.

En él, el combustible gastado, después de un procesamiento adecuado en un reactor de neutrones rápidos, vuelve a convertirse en un combustible completo que puede volver a cargarse en la misma instalación.

Brest se distingue por un alto nivel de seguridad. Nunca "explotará" ni siquiera en el accidente más grave, es muy económico y respetuoso con el medio ambiente, ya que reutiliza su uranio "renovado". Tampoco se puede utilizar para producir plutonio apto para armas, lo que abre las perspectivas más amplias para su exportación.

VVER-1200

VVER-1200 es un innovador reactor de generación 3+ con una capacidad de 1150 MW. Gracias a sus capacidades técnicas únicas, tiene una seguridad operativa casi absoluta. El reactor está equipado con abundantes sistemas de seguridad pasiva, que funcionarán incluso en ausencia de suministro eléctrico en modo automático.

Uno de ellos es un sistema pasivo de eliminación de calor, que se activa automáticamente cuando el reactor está completamente desenergizado. En este caso, se proporcionan tanques hidráulicos de emergencia. Con una caída de presión anormal en el circuito primario, se suministra al reactor una gran cantidad de agua que contiene boro, que extingue la reacción nuclear y absorbe los neutrones.

Otro know-how se encuentra en la parte inferior de la contención: la "trampa" de la masa fundida. Si, no obstante, como consecuencia de un accidente, el núcleo "pierde", la "trampa" no permitirá el colapso de la contención y evitará la entrada de productos radiactivos en el suelo.

La energía nuclear es una forma moderna y en rápido desarrollo de generar electricidad. ¿Sabes cómo se organizan las centrales nucleares? ¿Cuál es el principio de funcionamiento de una central nuclear? ¿Qué tipos de reactores nucleares existen hoy en día? Intentaremos considerar en detalle el esquema de operación de una planta de energía nuclear, profundizar en el diseño de un reactor nuclear y descubrir qué tan seguro es el método atómico para generar electricidad.

Cualquier estación es área cerrada lejos de zona residencial. Hay varios edificios en su territorio. El edificio más importante es el edificio del reactor, junto a él está la sala de turbinas desde donde se controla el reactor, y el edificio de seguridad.

El esquema es imposible sin un reactor nuclear. Un reactor atómico (nuclear) es un dispositivo de una planta de energía nuclear, que está diseñado para organizar una reacción en cadena de fisión de neutrones con la liberación obligatoria de energía en este proceso. Pero, ¿cuál es el principio de funcionamiento de una central nuclear?

Toda la planta del reactor está situada en el edificio del reactor, una gran torre de hormigón que oculta el reactor y que, en caso de accidente, contendrá todos los productos de una reacción nuclear. Esta gran torre recibe el nombre de contención, cascarón hermético o contención.

La zona de contención en los nuevos reactores tiene 2 paredes gruesas de hormigón - cáscaras.
Una capa exterior de 80 cm de espesor protege el área de contención de las influencias externas.

La capa interior con un espesor de 1 metro 20 cm tiene cables de acero especiales en su dispositivo, que aumentan la resistencia del hormigón casi tres veces y no permitirán que la estructura se desmorone. Interiormente está revestido con una fina lámina de acero especial, que está diseñada para servir protección adicional contención y, en caso de accidente, no liberar el contenido del reactor fuera del área de contención.

Tal dispositivo de una planta de energía nuclear puede resistir la caída de un avión que pesa hasta 200 toneladas, un terremoto de magnitud 8, un tornado y un tsunami.

El primer recinto presurizado se construyó en la planta de energía nuclear estadounidense Connecticut Yankee en 1968.

La altura total del área de contención es de 50-60 metros.

¿De qué está hecho un reactor nuclear?

Para comprender el principio de funcionamiento de un reactor nuclear y, por lo tanto, el principio de funcionamiento de una planta de energía nuclear, debe comprender los componentes del reactor.

• zona activa. Esta es el área donde se colocan el combustible nuclear (liberador de calor) y el moderador. Los átomos de combustible (la mayoría de las veces el uranio es el combustible) realizan una reacción en cadena de fisión. El moderador está diseñado para controlar el proceso de fisión y le permite llevar a cabo la reacción requerida en términos de velocidad y fuerza.
• Reflector de neutrones. El reflector rodea la zona activa. Consta del mismo material que el moderador. De hecho, esta es una caja, cuyo objetivo principal es evitar que los neutrones abandonen el núcleo y entren en el medio ambiente.
• Refrigerante. El refrigerante debe absorber el calor que se liberó durante la fisión de los átomos de combustible y transferirlo a otras sustancias. El refrigerante determina en gran medida cómo se diseña una planta de energía nuclear. El refrigerante más popular hoy en día es el agua.
  Sistema de control de reactores. Sensores y mecanismos que ponen en marcha el reactor de la central nuclear.

Combustible para centrales nucleares

¿Qué hace una central nuclear? El combustible para las centrales nucleares son elementos químicos con propiedades radiactivas. En todas las plantas de energía nuclear, el uranio es uno de esos elementos.

El diseño de las centrales implica que las centrales nucleares funcionan con combustible compuesto complejo y no con combustible puro. elemento químico. Y para extraer combustible de uranio del uranio natural, que se carga en un reactor nuclear, es necesario realizar muchas manipulaciones.

Uranio enriquecido

El uranio consta de dos isótopos, es decir, contiene núcleos con peso diferente. Fueron nombrados por el número de protones y neutrones isótopo -235 e isótopo-238. Los investigadores del siglo XX comenzaron a extraer uranio 235 del mineral, porque. era más fácil de descomponer y transformar. Resultó que solo hay un 0,7% de dicho uranio en la naturaleza (los porcentajes restantes fueron al isótopo 238).

¿Qué hacer en este caso? Decidieron enriquecer uranio. El enriquecimiento de uranio es un proceso en el que quedan muchos isótopos 235x necesarios y pocos isótopos 238x innecesarios. La tarea de los enriquecedores de uranio es producir casi el 100 % de uranio-235 a partir del 0,7 %.

El uranio se puede enriquecer utilizando dos tecnologías: difusión de gas o centrifugación de gas. Para su uso, el uranio extraído del mineral se convierte en estado gaseoso. En forma de gas, se enriquece.

polvo de uranio

El gas de uranio enriquecido se convierte en de Estado sólido- dióxido de uranio. Este uranio sólido puro 235 parece grandes cristales blancos que luego se trituran en polvo de uranio.

tabletas de uranio

Los gránulos de uranio son arandelas de metal sólido, de un par de centímetros de largo. Para moldear tales tabletas a partir de polvo de uranio, se mezcla con una sustancia, un plastificante, mejora la calidad del prensado de tabletas.

Las arandelas prensadas se hornean a una temperatura de 1200 grados centígrados durante más de un día para dar a las tabletas una fuerza especial y resistencia a las altas temperaturas. La forma en que funciona directamente una planta de energía nuclear depende de qué tan bien se comprima y hornee el combustible de uranio.

Las tabletas se hornean en cajas de molibdeno, porque. solo este metal puede no derretirse a temperaturas "infernales" de más de mil quinientos grados. Después de eso, el combustible de uranio para las centrales nucleares se considera listo.

¿Qué es TVEL y TVS?

El núcleo del reactor parece un enorme disco o tubería con agujeros en las paredes (según el tipo de reactor), 5 veces más cuerpo humano. Estos agujeros contienen combustible de uranio, cuyos átomos llevan a cabo la reacción deseada.

Es imposible simplemente arrojar combustible a un reactor, bueno, si no quieres que explote toda la estación y un accidente con consecuencias para un par de estados cercanos. Por lo tanto, el combustible de uranio se coloca en barras de combustible y luego se recolecta en conjuntos de combustible. ¿Qué significan estas abreviaturas?

• TVEL - elemento combustible (que no debe confundirse con el mismo nombre de la empresa rusa que los produce). De hecho, se trata de un tubo de circonio delgado y largo hecho de aleaciones de circonio, en el que se colocan gránulos de uranio. Es en las barras de combustible donde los átomos de uranio comienzan a interactuar entre sí, liberando calor durante la reacción.

El circonio fue elegido como material para la producción de barras de combustible debido a sus propiedades refractarias y anticorrosivas.

El tipo de elementos combustibles depende del tipo y estructura del reactor. Como regla general, la estructura y el propósito de las barras de combustible no cambian; la longitud y el ancho del tubo pueden ser diferentes.

La máquina carga más de 200 gránulos de uranio en un tubo de circonio. En total, alrededor de 10 millones de gránulos de uranio trabajan simultáneamente en el reactor.
FA - conjunto de combustible. Los trabajadores de la central nuclear llaman haces de elementos combustibles.

De hecho, se trata de varios TVEL unidos entre sí. Los conjuntos de combustible son combustible nuclear listo para usar, con lo que funciona una planta de energía nuclear. Se trata de elementos combustibles que se cargan en un reactor nuclear. Se colocan entre 150 y 400 elementos combustibles en un reactor.
Dependiendo del reactor en el que operará el conjunto de combustible, vienen en diferentes formas. A veces, los paquetes se doblan en forma cúbica, a veces en forma cilíndrica, a veces en forma hexagonal.

Un elemento combustible durante 4 años de funcionamiento genera la misma cantidad de energía que cuando se queman 670 vagones de carbón, 730 tanques con gas natural o 900 tanques cargados de aceite.
Hoy en día, los elementos combustibles se fabrican principalmente en fábricas de Rusia, Francia, EE. UU. y Japón.

Para entregar combustible para plantas de energía nuclear a otros países, los conjuntos de combustible se sellan en tuberías de metal largas y anchas, el aire se bombea fuera de las tuberías y se entrega a bordo de aviones de carga mediante máquinas especiales.

El combustible nuclear para las plantas de energía nuclear pesa prohibitivamente mucho, tk. El uranio es uno de los metales más pesados ​​del planeta. Su gravedad específica es 2,5 veces mayor que la del acero.

Central nuclear: principio de funcionamiento

¿Cuál es el principio de funcionamiento de una central nuclear? El principio de funcionamiento de las centrales nucleares se basa en una reacción en cadena de fisión de átomos de una sustancia radiactiva: el uranio. Esta reacción tiene lugar en el núcleo de un reactor nuclear.

ES IMPORTANTE SABER:

Si no entra en las complejidades de la física nuclear, el principio de funcionamiento de una planta de energía nuclear se ve así:
Una vez que se pone en marcha el reactor nuclear, se retiran las barras absorbentes de las barras de combustible, lo que evita que el uranio reaccione.

Tan pronto como se retiran las varillas, los neutrones de uranio comienzan a interactuar entre sí.

Cuando los neutrones chocan se produce una mini-explosión a nivel atómico, se libera energía y nacen nuevos neutrones, comienza a producirse una reacción en cadena. Este proceso libera calor.

El calor se transfiere al refrigerante. Según el tipo de refrigerante, se convierte en vapor o gas, que hace girar la turbina.

La turbina impulsa un generador eléctrico. Es él quien, de hecho, genera electricidad.

Si no sigue el proceso, los neutrones de uranio pueden chocar entre sí hasta que el reactor explote y toda la planta de energía nuclear explote en pedazos. Los sensores informáticos controlan el proceso. Detectan un aumento de temperatura o un cambio de presión en el reactor y pueden detener automáticamente las reacciones.

¿Cuál es la diferencia entre el principio de funcionamiento de las centrales nucleares y las centrales térmicas (centrales térmicas)?

Las diferencias en el trabajo son solo en las primeras etapas. En las centrales nucleares, el refrigerante recibe calor de la fisión de átomos de combustible de uranio, en las centrales térmicas, el refrigerante recibe calor de la combustión de combustible orgánico (carbón, gas o petróleo). Después de que los átomos de uranio o el gas con carbón hayan liberado calor, los esquemas de operación de las centrales nucleares y las centrales térmicas son los mismos.

Tipos de reactores nucleares

El funcionamiento de una central nuclear depende del funcionamiento de su reactor nuclear. Hoy en día existen dos tipos principales de reactores, que se clasifican según el espectro de neuronas:
Un reactor de neutrones lentos, también llamado reactor térmico.

Para su funcionamiento se utiliza uranio 235, que pasa por las etapas de enriquecimiento, creación de tabletas de uranio, etc. Hoy en día, los reactores de neutrones lentos son la gran mayoría.
Reactor de neutrones rápidos.

Estos reactores son el futuro, porque trabajan con uranio-238, que es de diez centavos por docena en la naturaleza y no es necesario enriquecer este elemento. La desventaja de tales reactores es solo en costos muy altos para el diseño, construcción y lanzamiento. Hoy en día, los reactores de neutrones rápidos funcionan solo en Rusia.

El refrigerante en los reactores de neutrones rápidos es mercurio, gas, sodio o plomo.

Los reactores de neutrones lentos, que se utilizan hoy en día en todas las plantas de energía nuclear del mundo, también vienen en varios tipos.

La organización OIEA (Agencia Internacional de Energía Atómica) ha creado su propia clasificación, que se utiliza con mayor frecuencia en la industria nuclear mundial. Dado que el principio de funcionamiento de una central nuclear depende en gran medida de la elección del refrigerante y moderador, el OIEA ha basado su clasificación en estas diferencias.

Desde un punto de vista químico, el óxido de deuterio es un moderador y refrigerante ideal, porque sus átomos interactúan más efectivamente con los neutrones de uranio en comparación con otras sustancias. En pocas palabras, el agua pesada realiza su tarea con pérdidas mínimas y resultados máximos. Sin embargo, su producción cuesta dinero, mientras que es mucho más fácil usar el agua "ligera" y familiar habitual para nosotros.

Algunos datos sobre los reactores nucleares...

¡Es interesante que un reactor de una planta de energía nuclear se construya durante al menos 3 años!
Para construir un reactor, se necesita un equipo que funcione con una corriente eléctrica de 210 kiloamperios, que es un millón de veces la corriente que puede matar a una persona.

Una coraza (elemento estructural) de un reactor nuclear pesa 150 toneladas. Hay 6 de estos elementos en un reactor.

Reactor de agua a presión

Ya hemos descubierto cómo funciona la planta de energía nuclear en general, para "arreglarlo", veamos cómo funciona el reactor nuclear presurizado más popular.
Actualmente, en todo el mundo se utilizan reactores de agua a presión de generación 3+. Se consideran los más confiables y seguros.

Todos los reactores de agua a presión del mundo durante todos los años de su funcionamiento en total ya han logrado ganar más de 1000 años de funcionamiento sin problemas y nunca han dado desviaciones graves.

La estructura de las centrales nucleares basadas en reactores de agua a presión implica que entre las barras de combustible circula agua destilada, calentada a 320 grados. Para evitar que entre en estado de vapor, se mantiene bajo una presión de 160 atmósferas. El esquema NPP lo llama agua primaria.

El agua calentada ingresa al generador de vapor y cede su calor al agua del circuito secundario, luego de lo cual “regresa” nuevamente al reactor. Exteriormente, parece que las tuberías del circuito de agua primario están en contacto con otras tuberías: el agua del segundo circuito se transfiere calor entre sí, pero las aguas no se ponen en contacto. Los tubos están en contacto.

Por lo tanto, se excluye la posibilidad de que la radiación ingrese al agua del circuito secundario, que participará más en el proceso de generación de electricidad.

Seguridad de las centrales nucleares

Habiendo aprendido el principio de funcionamiento de las centrales nucleares, debemos comprender cómo se organiza la seguridad. Actualmente, el diseño de las centrales nucleares requiere una mayor atención a las normas de seguridad.
El coste de la seguridad de las centrales nucleares es aproximadamente el 40% del coste total de la propia central.

El esquema de la central nuclear incluye 4 barreras físicas que evitan la liberación de sustancias radiactivas. ¿Qué se supone que deben hacer estas barreras? En el momento adecuado, ser capaz de detener la reacción nuclear, garantizar la eliminación constante de calor del núcleo y del propio reactor, y evitar la liberación de radionúclidos de la contención (zona de contención).

• La primera barrera es la fuerza de los gránulos de uranio. Es importante que no colapsen bajo la influencia de altas temperaturas en un reactor nuclear. Gran parte de la forma en que funciona estación de energía nuclear, depende de cómo se "hornearon" las pastillas de uranio en la etapa inicial de fabricación. Si las pastillas de combustible de uranio se hornean incorrectamente, las reacciones de los átomos de uranio en el reactor serán impredecibles.
• La segunda barrera es la estanqueidad de las barras de combustible. Los tubos de circonio deben estar herméticamente sellados, si se rompe la estanqueidad, en el mejor de los casos, el reactor se dañará y se detendrá el trabajo, en el peor de los casos, todo volará por los aires.
• La tercera barrera es una vasija de reactor de acero fuerte. un, (el mismo Gran torre- zona de contención) que "contiene" en sí misma todos los procesos radiactivos. El casco está dañado: la radiación se liberará a la atmósfera.
• La cuarta barrera son las barras de protección de emergencia. Por encima de la zona activa, las varillas con moderadores están suspendidas en imanes, que pueden absorber todos los neutrones en 2 segundos y detener la reacción en cadena.

Si, a pesar de la construcción de una central nuclear con muchos grados de protección, no es posible enfriar el núcleo del reactor en el momento adecuado y la temperatura del combustible sube a 2600 grados, entonces entra en juego la última esperanza del sistema de seguridad. - la llamada trampa de fusión.

El hecho es que a tal temperatura, el fondo de la vasija del reactor se derretirá y todos los restos de combustible nuclear y estructuras fundidas fluirán hacia un "vidrio" especial suspendido sobre el núcleo del reactor.

La trampa de fusión es refrigerada y refractaria. Está lleno del llamado "material de sacrificio", que detiene gradualmente la reacción en cadena de la fisión.

Así, el esquema de la central nuclear implica varios grados de protección, que excluyen casi por completo cualquier posibilidad de accidente.

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¿Qué es un reactor nuclear?

Un reactor nuclear, anteriormente conocido como "caldera nuclear", es un dispositivo utilizado para iniciar y controlar una reacción nuclear en cadena sostenida. Los reactores nucleares se utilizan en plantas de energía nuclear para generar electricidad y para motores de barcos. El calor de la fisión nuclear se transfiere al fluido de trabajo (agua o gas) que pasa a través de las turbinas de vapor. El agua o el gas impulsan las palas del barco o hacen girar los generadores eléctricos. El vapor resultante de una reacción nuclear puede, en principio, utilizarse para la industria térmica o para la calefacción urbana. Algunos reactores se utilizan para producir isótopos para aplicaciones médicas e industriales o para producir plutonio apto para armas. Algunos de ellos son solo para fines de investigación. Hoy en día, hay unos 450 reactores de energía nuclear que se utilizan para generar electricidad en unos 30 países de todo el mundo.

El principio de funcionamiento de un reactor nuclear.

Así como las centrales eléctricas convencionales generan electricidad utilizando la energía térmica liberada por la quema de combustibles fósiles, los reactores nucleares convierten la energía liberada por la fisión nuclear controlada en energía térmica para su posterior conversión en formas mecánicas o eléctricas.

Proceso de fisión nuclear

Cuando un número significativo de núcleos atómicos en descomposición (como el uranio-235 o el plutonio-239) absorben un neutrón, puede ocurrir el proceso de descomposición nuclear. Un núcleo pesado se desintegra en dos o más núcleos ligeros (productos de fisión), liberando energía cinética, rayos gamma y neutrones libres. Algunos de estos neutrones pueden ser absorbidos más tarde por otros átomos fisionables y causar más fisión, lo que libera aún más neutrones, y así sucesivamente. Este proceso se conoce como reacción nuclear en cadena.

Para controlar una reacción en cadena nuclear de este tipo, los absorbedores y moderadores de neutrones pueden cambiar la proporción de neutrones que se fisionan en más núcleos. Los reactores nucleares se controlan manual o automáticamente para poder detener la reacción de descomposición cuando se detectan situaciones peligrosas.

Los reguladores de flujo de neutrones comúnmente utilizados son agua ordinaria ("ligera") (74,8% de los reactores en el mundo), grafito sólido (20% de los reactores) y agua "pesada" (5% de los reactores). En algunos tipos experimentales de reactores, se propone utilizar berilio e hidrocarburos.

Generación de calor en un reactor nuclear

La zona de trabajo del reactor genera calor de varias maneras:

• La energía cinética de los productos de fisión se convierte en energía térmica cuando los núcleos chocan con los átomos vecinos.
• El reactor absorbe parte de la radiación gamma producida durante la fisión y convierte su energía en calor.
• El calor se genera a partir de la desintegración radiactiva de los productos de fisión y de aquellos materiales que han sido afectados por la absorción de neutrones. Esta fuente de calor permanecerá sin cambios durante algún tiempo, incluso después de que se apague el reactor.

Durante las reacciones nucleares, un kilogramo de uranio-235 (U-235) libera unas tres millones de veces más energía que un kilogramo de carbón quemado convencionalmente (7,2 × 1013 julios por kilogramo de uranio-235 frente a 2,4 × 107 julios por kilogramo de carbón) ,

Sistema de enfriamiento del reactor nuclear

El refrigerante de un reactor nuclear, generalmente agua, pero a veces gas, metal líquido (como el sodio líquido) o sal fundida, circula alrededor del núcleo del reactor para absorber el calor liberado. El calor se extrae del reactor y luego se utiliza para generar vapor. La mayoría de los reactores utilizan un sistema de refrigeración que está físicamente aislado del agua que hierve y genera el vapor que se utiliza para las turbinas, muy parecido a un reactor de agua a presión. Sin embargo, en algunos reactores, el agua para las turbinas de vapor se hierve directamente en el núcleo del reactor; por ejemplo, en un reactor de agua a presión.

Control de flujo de neutrones en el reactor.

La potencia de salida del reactor se controla controlando el número de neutrones capaces de causar más fisiones.

Las barras de control que están hechas de "veneno de neutrones" se utilizan para absorber neutrones. Cuantos más neutrones absorba la barra de control, menos neutrones pueden causar más fisión. Por lo tanto, sumergir profundamente las barras de absorción en el reactor reduce su potencia de salida y, por el contrario, quitar la barra de control la aumentará.

En el primer nivel de control de todos los reactores nucleares, es importante el proceso de emisión retardada de neutrones de una serie de isótopos de fisión enriquecidos con neutrones. proceso fisico. Estos neutrones retardados constituyen aproximadamente el 0,65% del número total de neutrones producidos durante la fisión, mientras que el resto (los llamados "neutrones rápidos") se forman inmediatamente durante la fisión. Los productos de fisión que forman los neutrones retardados tienen vidas medias que van desde milisegundos hasta varios minutos y, por lo tanto, se necesita una cantidad de tiempo considerable para determinar exactamente cuándo el reactor alcanza su punto crítico. El mantenimiento del reactor en un modo de reactividad en cadena, donde se necesitan neutrones retardados para alcanzar una masa crítica, se logra utilizando dispositivos mecánicos o control humano para controlar la reacción en cadena en "tiempo real"; de lo contrario, el tiempo entre alcanzar la criticidad y derretir el núcleo de un reactor nuclear como resultado del aumento de potencia exponencial en una reacción nuclear en cadena normal sería demasiado corto para intervenir. Esta última etapa, en la que ya no se requieren neutrones retardados para mantener la criticidad, se conoce como criticidad rápida. Existe una escala para describir la criticidad en forma numérica, en la que la criticidad inicial se indica con el término "cero dólares", el punto crítico rápido como "un dólar", los demás puntos del proceso se interpolan en "centavos".

En algunos reactores, el refrigerante también actúa como moderador de neutrones. El moderador aumenta la potencia del reactor haciendo que los neutrones rápidos que se liberan durante la fisión pierdan energía y se conviertan en neutrones térmicos. Los neutrones térmicos son más propensos que los neutrones rápidos a causar fisión. Si el refrigerante también es un moderador de neutrones, los cambios de temperatura pueden afectar la densidad del refrigerante/moderador y, por lo tanto, el cambio en la potencia de salida del reactor. Cuanto mayor sea la temperatura del refrigerante, menos denso será y, por lo tanto, el moderador menos efectivo.

En otros tipos de reactores, el refrigerante actúa como un "veneno de neutrones", absorbiendo los neutrones de la misma forma que las barras de control. En estos reactores, la potencia de salida se puede aumentar calentando el refrigerante, haciéndolo menos denso. Los reactores nucleares suelen tener sistemas automáticos y manuales para apagar el reactor en caso de parada de emergencia. Estos sistemas colocan grandes cantidades de "veneno de neutrones" (a menudo boro en forma de ácido bórico) en el reactor para detener el proceso de fisión si se detectan o sospechan condiciones peligrosas.

La mayoría de los tipos de reactores son sensibles a un proceso conocido como "pozo de xenón" o "pozo de yodo". Un producto de fisión común, el xenón-135, actúa como un absorbente de neutrones que busca apagar el reactor. La acumulación de xenón-135 se puede controlar manteniendo un nivel de potencia lo suficientemente alto como para destruirlo mediante la absorción de neutrones tan rápido como se produce. La fisión también da como resultado la formación de yodo-135, que a su vez se descompone (con una vida media de 6,57 horas) para formar xenón-135. Cuando se apaga el reactor, el yodo-135 continúa decayendo para formar xenón-135, lo que dificulta el reinicio del reactor en uno o dos días, ya que el xenón-135 se descompone para formar cesio-135, que no es un absorbente de neutrones como el xenón. -135. 135, con una vida media de 9,2 horas. Este estado temporal es el "pozo de yodo". Si el reactor tiene suficiente potencia adicional, entonces se puede reiniciar. Cuanto más xenón-135 se convertirá en xenón-136, que es menor que el absorbente de neutrones, y en unas pocas horas el reactor experimenta la llamada "etapa de quemado de xenón". Además, se deben insertar barras de control en el reactor para compensar la absorción de neutrones para reemplazar el xenón-135 perdido. El incumplimiento de este procedimiento fue una razón clave del accidente en la planta de energía nuclear de Chernobyl.

Los reactores utilizados en plantas nucleares marinas (especialmente en submarinos nucleares) a menudo no pueden arrancar en un modo de potencia continua de la misma manera que los reactores de potencia terrestres. Además, dichas centrales eléctricas deben tener un largo período de funcionamiento sin cambiar el combustible. Por esta razón, muchos diseños usan uranio altamente enriquecido pero contienen un absorbedor de neutrones quemable en las barras de combustible. Esto permite diseñar un reactor con un exceso de material fisionable, que es relativamente seguro al inicio del ciclo de combustión del combustible del reactor debido a la presencia de material absorbente de neutrones, que posteriormente es reemplazado por absorbentes de neutrones convencionales de larga vida. (más duradero que el xenón-135), que se acumula gradualmente durante la vida útil del reactor.

¿Cómo se produce la electricidad?

La energía generada durante la fisión genera calor, parte del cual puede convertirse en energía útil. Un método común de aprovechar esta energía térmica es usarla para hervir agua y producir vapor presurizado, lo que a su vez hace que la transmisión gire. turbina de vapor, que hace girar el alternador y genera electricidad.

La historia de la aparición de los primeros reactores.

Los neutrones se descubrieron en 1932. El esquema de una reacción en cadena provocada por reacciones nucleares como resultado de la exposición a neutrones fue realizado por primera vez por el científico húngaro Leo Sillard en 1933. Solicitó una patente para su idea de reactor simple durante el próximo año en el Almirantazgo de Londres. Sin embargo, la idea de Szilard no incluía la teoría de la fisión nuclear como fuente de neutrones, ya que este proceso aún no había sido descubierto. Las ideas de Szilard para los reactores nucleares que utilizan una reacción en cadena nuclear mediada por neutrones en elementos ligeros resultaron inviables.

El ímpetu para la creación de un nuevo tipo de reactor que usa uranio fue el descubrimiento de Lise Meitner, Fritz Strassmann y Otto Hahn en 1938, quienes "bombardearon" el uranio con neutrones (usando la reacción de desintegración alfa del berilio, el "cañón de neutrones"). para formar bario, que, como creían, se originó a partir de la descomposición de los núcleos de uranio. Estudios posteriores a principios de 1939 (Szilard y Fermi) demostraron que también se producían algunos neutrones durante la fisión del átomo y esto hacía posible llevar a cabo una reacción nuclear en cadena, como había previsto Szilard seis años antes.

El 2 de agosto de 1939, Albert Einstein firmó una carta escrita por Szilard al presidente Franklin D. Roosevelt afirmando que el descubrimiento de la fisión de uranio podría conducir a la creación de "extremadamente bombas poderosas nuevo tipo ". Esto dio ímpetu al estudio de los reactores y la desintegración radiactiva. Szilard y Einstein se conocían bien y trabajaron juntos durante muchos años, pero Einstein nunca pensó en tal posibilidad para la energía nuclear hasta que Szilard se lo dijo, de hecho comenzó su búsqueda y escribir una carta a Einstein-Szilard para advertir al gobierno de EE.UU.

Poco después, en 1939, la Alemania nazi invadió Polonia, dando inicio a la Segunda Guerra Mundial en Europa. Oficialmente, EE. UU. aún no estaba en guerra, pero en octubre, cuando se entregó la carta de Einstein-Szilard, Roosevelt señaló que el propósito del estudio era asegurarse de que "los nazis no nos volaran por los aires". El proyecto nuclear de EE. UU. comenzó, aunque con cierto retraso, ya que se mantuvo el escepticismo (particularmente de Fermi) y también debido al pequeño número de funcionarios gubernamentales que inicialmente supervisaron el proyecto.

Al año siguiente, el gobierno de EE. UU. recibió un memorando de Frisch-Peierls de Gran Bretaña en el que se afirmaba que la cantidad de uranio necesaria para llevar a cabo una reacción en cadena era mucho menor de lo que se pensaba anteriormente. El memorando fue creado con la participación de Maud Commity, quien trabajó en el proyecto de la bomba atómica en el Reino Unido, más tarde conocido con el nombre en clave "Tube Alloys" (Aleaciones tubulares) y luego incluido en el Proyecto Manhattan.

Finalmente, el primer reactor nuclear hecho por el hombre, llamado Chicago Woodpile 1, fue construido en la Universidad de Chicago por un equipo dirigido por Enrico Fermi a fines de 1942. En ese momento, el programa nuclear de EE. UU. ya se había acelerado con la entrada del país en la guerra. "Chicago Woodpile" alcanzó un punto crítico el 2 de diciembre de 1942 a las 15 horas y 25 minutos. El marco del reactor era de madera y mantenía unidos una pila de bloques de grafito (de ahí el nombre) con "briquetas" anidadas o "pseudoesferas" de óxido de uranio natural.

A partir de 1943, poco después de la creación de Chicago Woodpile, el ejército estadounidense desarrolló toda una serie de reactores nucleares para el Proyecto Manhattan. El propósito principal de los reactores más grandes (ubicados en el complejo Hanford en el estado de Washington) era la producción masiva de plutonio para armas nucleares. Fermi y Szilard presentaron una solicitud de patente para los reactores el 19 de diciembre de 1944. Su emisión se retrasó 10 años debido al secreto de la guerra.

"World's First": esta inscripción se hizo en el sitio del reactor EBR-I, que ahora es un museo cerca de la ciudad de Arco, Idaho. Originalmente llamado "Chicago Woodpile-4", este reactor fue construido bajo la dirección de Walter Zinn para el Laboratorio Nacional de Aregonne. Este reactor reproductor rápido experimental estaba a disposición de la Comisión de Energía Atómica de los Estados Unidos. El reactor produjo 0,8 kW de potencia en prueba el 20 de diciembre de 1951 y 100 kW de potencia (eléctrica) al día siguiente, con una capacidad de diseño de 200 kW (potencia eléctrica).

Además del uso militar de los reactores nucleares, ha habido razones políticas continuar la investigación sobre la energía atómica con fines pacíficos. El presidente de EE. UU., Dwight Eisenhower, pronunció su famoso discurso "Átomos para la paz" ante la Asamblea General de la ONU el 8 de diciembre de 1953. Este movimiento diplomático condujo a la difusión de la tecnología de reactores tanto en EE. UU. como en todo el mundo.

La primera central nuclear construida con fines civiles fue la central nuclear AM-1 de Obninsk, inaugurada el 27 de junio de 1954 en la Unión Soviética. Produjo alrededor de 5 MW de energía eléctrica.

Después de la Segunda Guerra Mundial, el ejército estadounidense buscó otras aplicaciones para la tecnología de reactores nucleares. Los estudios realizados en el Ejército y Fuerza Aérea no se implementaron; Sin embargo, la Marina de los EE. UU. tuvo éxito con el lanzamiento del submarino nuclear USS Nautilus (SSN-571) el 17 de enero de 1955.

La primera central nuclear comercial (Calder Hall en Sellafield, Inglaterra) se inauguró en 1956 con una capacidad inicial de 50 MW (posteriormente 200 MW).

El primer reactor nuclear portátil "Alco PM-2A" se utiliza para generar electricidad (2 MW) para la base militar estadounidense "Camp Century" desde 1960.

Principales componentes de una central nuclear

Los principales componentes de la mayoría de los tipos de centrales nucleares son:

Elementos de un reactor nuclear

• Combustible nuclear (núcleo del reactor nuclear; moderador de neutrones)
• Fuente inicial de neutrones
• absorbente de neutrones
• Pistola de neutrones (proporciona una fuente constante de neutrones para reiniciar la reacción después de apagarse)
• Sistema de enfriamiento (a menudo, el moderador de neutrones y el refrigerante son lo mismo, generalmente agua purificada)
• barras de control
• Vasija de reactor nuclear (NRC)

Bomba de agua de caldera

• Generadores de vapor (no en reactores de agua en ebullición)
• Turbina de vapor
• Generador eléctrico
• Condensador
• Torre de refrigeración (no siempre necesaria)
• Sistema de tratamiento de desechos radiactivos (parte de la planta de eliminación de desechos radiactivos)
• Sitio de recarga de combustible nuclear
• Piscina de combustible gastado

Sistema de seguridad radiológica

• Sistema de protección rector (SZR)
• Generadores diésel de emergencia
• Sistema de enfriamiento de emergencia del núcleo del reactor (ECCS)
• Sistema de control de fluidos de emergencia (inyección de emergencia de boro, solo en reactores de agua en ebullición)
• Sistema de abastecimiento de agua de servicio para consumidores responsables (SOTVOP)

Escudo protector

• Control remoto
• Instalación para obra en situaciones de emergencia
• Complejo de entrenamiento nuclear (como regla, hay una simulación del panel de control)

Clasificaciones de los reactores nucleares

Tipos de reactores nucleares

Los reactores nucleares se clasifican de varias maneras; resumen estos métodos de clasificación se presentan a continuación.

Clasificación de los reactores nucleares por tipo de moderador

Reactores térmicos usados:

• Reactores de grafito
  
• Reactores de agua a presión
• reactores de agua pesada(utilizado en Canadá, India, Argentina, China, Pakistán, Rumania y Corea del Sur).
• Reactores de agua ligera(LVR). Los reactores de agua ligera (el tipo más común de reactor térmico) utilizan agua ordinaria para controlar y enfriar los reactores. Si la temperatura del agua aumenta, su densidad disminuye, lo que ralentiza el flujo de neutrones lo suficiente como para provocar más reacciones en cadena. es negativo Retroalimentación estabiliza la velocidad de la reacción nuclear. Los reactores de grafito y agua pesada tienden a calentarse más intensamente que los reactores de agua ligera. Debido al calor adicional, estos reactores pueden utilizar uranio natural/combustible no enriquecido.
• Reactores basados ​​en moderadores de elementos ligeros.
• Reactores moderados por sales fundidas(MSR) están controlados por la presencia de elementos ligeros como el litio o el berilio, que forman parte de las sales de la matriz refrigerante/combustible LiF y BEF2.
• Reactores con enfriadores de metal líquido, donde el refrigerante es una mezcla de plomo y bismuto, puede usar óxido de BeO en el absorbedor de neutrones.
• Reactores a base de moderador orgánico(OMR) utilizan difenilo y terfenilo como componentes moderadores y refrigerantes.

Clasificación de los reactores nucleares por tipo de refrigerante

• Reactor refrigerado por agua. Hay 104 reactores operativos en los Estados Unidos. De estos, 69 son reactores de agua a presión (PWR) y 35 son reactores de agua en ebullición (BWR). Los reactores nucleares de agua a presión (PWR) constituyen la gran mayoría de todas las centrales nucleares occidentales. La característica principal del tipo RVD es la presencia de un sobrealimentador, un recipiente especial de alta presión. La mayoría de los reactores comerciales de alta presión y las plantas de reactores navales utilizan sobrealimentadores. Durante el funcionamiento normal, el soplador se llena parcialmente con agua y se mantiene una burbuja de vapor sobre él, que se crea al calentar el agua con calentadores de inmersión. En el modo normal, el sobrealimentador está conectado a la vasija de presión del reactor (HRV) y el compensador de presión proporciona una cavidad en caso de un cambio en el volumen de agua en el reactor. Dicho esquema también proporciona control de la presión en el reactor aumentando o disminuyendo la presión del vapor en el compensador usando calentadores.

• Reactores de agua pesada de alta presión pertenecen a una variedad de reactores de agua a presión (PWR), que combinan los principios de usar presión, un ciclo térmico aislado, asumiendo el uso de agua pesada como refrigerante y moderador, lo cual es económicamente beneficioso.
• reactor de agua hirviendo(BWR). Los modelos de reactores de agua en ebullición se caracterizan por la presencia de agua en ebullición alrededor de las barras de combustible en el fondo de la vasija del reactor principal. El reactor de agua en ebullición utiliza como combustible 235U enriquecido, en forma de dióxido de uranio. El combustible se dispone en varillas colocadas en un recipiente de acero que, a su vez, se sumerge en agua. El proceso de fisión nuclear hace que el agua hierva y se forme vapor. Este vapor pasa a través de tuberías en las turbinas. Las turbinas funcionan con vapor, y este proceso genera electricidad. Durante el funcionamiento normal, la presión se controla mediante la cantidad de vapor que fluye desde el recipiente de presión del reactor hacia la turbina.
• Reactor tipo piscina
• Reactor con refrigerante de metal líquido. Dado que el agua es un moderador de neutrones, no se puede utilizar como refrigerante en un reactor de neutrones rápidos. Los refrigerantes de metal líquido incluyen sodio, NaK, plomo, eutéctico de plomo-bismuto y, para reactores de primera generación, mercurio.
• Reactor de neutrones rápidos con refrigerante de sodio.
• Reactor de neutrones rápidos con refrigerante de plomo.
• Reactores refrigerados por gas se enfrían mediante la circulación de gas inerte, concebido con helio en estructuras de alta temperatura. Donde, dióxido de carbono se utilizó anteriormente en las centrales nucleares británicas y francesas. También se ha utilizado nitrógeno. El uso de calor depende del tipo de reactor. Algunos reactores están tan calientes que el gas puede impulsar directamente una turbina de gas. Los diseños de reactores más antiguos generalmente implicaban pasar gas a través de un intercambiador de calor para generar vapor para una turbina de vapor.
• Reactores de sales fundidas(MSR) se enfrían mediante la circulación de sales fundidas (generalmente mezclas eutécticas de sales de fluoruro como FLiBe). En un MSR típico, el refrigerante también se utiliza como matriz en la que se disuelve el material fisionable.

Generaciones de reactores nucleares

• Reactor de primera generación(primeros prototipos, reactores de investigación, reactores de potencia no comerciales)
• Reactor de segunda generación(la mayoría de las centrales nucleares modernas 1965-1996)
• Reactor de tercera generación(mejoras evolutivas a los diseños existentes 1996-presente)
• reactor de cuarta generacion(tecnologías aún en desarrollo, fecha de inicio desconocida, posiblemente 2030)

En 2003, el Comisariado francés de Energía Atómica (CEA) introdujo la designación "Gen II" por primera vez durante su Semana de Nucleónica.

La primera mención de "Gen III" en 2000 se hizo en relación con el inicio del Foro Internacional Generación IV (GIF).

"Gen IV" fue mencionado en 2000 por el Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE) para el desarrollo de nuevos tipos de centrales eléctricas.

Clasificación de los reactores nucleares por tipo de combustible

• Reactor de combustible sólido
• reactor de combustible líquido
• Reactor homogéneo refrigerado por agua
• Reactor de sales fundidas
• Reactores de gas (teóricamente)

Clasificación de los reactores nucleares por finalidad

• Generación eléctrica
• Centrales nucleares, incluidos los pequeños reactores de racimo
• Dispositivos autopropulsados ​​(ver plantas de energía nuclear)
• Instalaciones nucleares en alta mar
• Varios tipos propuestos de motores de cohetes.
• Otros usos del calor
• Desalinización
• Generación de calor para calefacción doméstica e industrial
• Producción de hidrógeno para su uso en energía de hidrógeno.
• Reactores de producción para conversión de elementos.
• Reactores reproductores capaces de producir más material fisible del que consumen durante la reacción en cadena (convirtiendo los isótopos originales U-238 en Pu-239 o Th-232 en U-233). Por lo tanto, después de haber realizado un ciclo, el reactor reproductor de uranio puede recargarse repetidamente con uranio natural o incluso empobrecido. A su vez, el reactor reproductor de torio se puede rellenar con torio. Sin embargo, se necesita un suministro inicial de material fisionable.
• Creación de varios isótopos radiactivos, como americio para uso en detectores de humo y cobalto-60, molibdeno-99 y otros, usados ​​como trazadores y para tratamiento.
• Producción de materiales para armas nucleares, como plutonio apto para armas
• Creación de una fuente de radiación de neutrones (por ejemplo, el reactor pulsado Lady Godiva) y radiación de positrones (por ejemplo, análisis de activación de neutrones y datación de potasio-argón)
• Reactor de investigación: Generalmente, los reactores se utilizan para investigación científica y formación, ensayo de materiales o producción de radioisótopos para la medicina y la industria. Son mucho más pequeños que los reactores de potencia o los reactores de barco. Muchos de estos reactores están ubicados en campus universitarios. Hay unos 280 reactores de este tipo en funcionamiento en 56 países. Algunos operan con combustible de uranio altamente enriquecido. Se están realizando esfuerzos internacionales para reemplazar los combustibles poco enriquecidos.

reactores nucleares modernos

Reactores de agua a presión (PWR)

Estos reactores utilizan un recipiente a presión para contener el combustible nuclear, las barras de control, el moderador y el refrigerante. Los reactores se enfrían y los neutrones se moderan con agua líquida a alta presión. El agua radiactiva caliente que sale del recipiente a presión pasa por el circuito del generador de vapor, que a su vez calienta el circuito secundario (no radiactivo). Estos reactores constituyen la mayoría de los reactores modernos. Este es el dispositivo de diseño de calentamiento del reactor de neutrones, el último de los cuales es el VVER-1200, el reactor de agua a presión avanzado y el reactor de agua a presión europeo. Los reactores de la Marina de los EE. UU. son de este tipo.

Reactores de agua en ebullición (BWR)

Los reactores de agua en ebullición son similares a los reactores de agua a presión sin generador de vapor. Los reactores de agua en ebullición también usan agua como refrigerante y moderador de neutrones como los reactores de agua a presión, pero a una presión más baja, lo que permite que el agua hierva dentro de la caldera, creando vapor que hace girar las turbinas. A diferencia de un reactor de agua a presión, no hay circuito primario y secundario. La capacidad de calentamiento de estos reactores puede ser mayor y pueden ser más fáciles de operar. constructivamente, y aún más estable y seguro. Este es un dispositivo de reactor de neutrones térmicos, el último de los cuales es el reactor de agua en ebullición avanzado y el reactor nuclear de agua en ebullición simplificado y económico.

Reactor moderado de agua pesada presurizada (PHWR)

Un diseño canadiense (conocido como CANDU), estos son reactores moderados por agua pesada presurizada. En lugar de utilizar un solo recipiente a presión, como en los reactores de agua a presión, el combustible se encuentra en cientos de canales de alta presión. Estos reactores funcionan con uranio natural y son reactores térmicos de neutrones. Los reactores de agua pesada se pueden recargar mientras funcionan a plena potencia, lo que los hace muy eficientes cuando se utiliza uranio (esto permite un control preciso del flujo del núcleo). Se han construido reactores CANDU de agua pesada en Canadá, Argentina, China, India, Pakistán, Rumania y Corea del Sur. India también opera una serie de reactores de agua pesada, a menudo denominados "derivados de CANDU", construidos después de que el Gobierno de Canadá terminara las relaciones en esfera nuclear con India después de la prueba nuclear del Buda Sonriente en 1974.

Reactor de canal de alta potencia (RBMK)

Desarrollo soviético, diseñado para producir plutonio, así como electricidad. Los RBMK utilizan agua como refrigerante y grafito como moderador de neutrones. Los RBMK son similares en algunos aspectos a los CANDU, ya que se pueden recargar mientras están en funcionamiento y usan tubos de presión en lugar de un recipiente a presión (como lo hacen en los reactores de agua a presión). Sin embargo, a diferencia de CANDU, son muy inestables y voluminosos, lo que encarece la tapa del reactor. También se han identificado varias deficiencias de seguridad críticas en los diseños de RBMK, aunque algunas de estas deficiencias se corrigieron después del desastre de Chernobyl. Su característica principal es el uso de agua ligera y uranio no enriquecido. A partir de 2010, 11 reactores permanecen abiertos, principalmente debido a la mejora de la seguridad y el apoyo de organizaciones internacionales para la seguridad, como el Departamento de Energía de EE.UU. A pesar de estas mejoras, los reactores RBMK todavía se consideran uno de los diseños de reactores más peligrosos para usar. Los reactores RBMK solo se utilizaron en la antigua Unión Soviética.

Reactor enfriado por gas (GCR) y reactor enfriado por gas avanzado (AGR)

Por lo general, utilizan un moderador de neutrones de grafito y un enfriador de CO2. Debido a las altas temperaturas de operación, pueden tener una mayor eficiencia para la generación de calor que los reactores de agua a presión. Hay varios reactores operativos de este diseño, principalmente en el Reino Unido, donde se desarrolló el concepto. Los desarrollos más antiguos (es decir, las estaciones Magnox) están cerrados o se cerrarán en un futuro próximo. Sin embargo, los reactores refrigerados por gas mejorados tienen una vida útil estimada de otros 10 a 20 años. Los reactores de este tipo son reactores de neutrones térmicos. Los costos monetarios de desmantelar tales reactores pueden ser altos debido al gran volumen del núcleo.

Reactor reproductor rápido (LMFBR)

El diseño de este reactor es refrigerado por metal líquido, sin moderador y produce más combustible del que consume. Se dice que "reproducen" combustible, ya que producen combustible fisionable en el curso de la captura de neutrones. Dichos reactores pueden funcionar de la misma manera que los reactores de agua a presión en términos de eficiencia, necesitan compensar Alta presión sanguínea, ya que se utiliza metal líquido, que no crea un exceso de presión incluso a temperaturas muy altas. El BN-350 y BN-600 en la URSS y el Superphoenix en Francia fueron reactores de este tipo, al igual que Fermi I en los Estados Unidos. El reactor de Monju en Japón, dañado por una fuga de sodio en 1995, reanudó sus operaciones en mayo de 2010. Todos estos reactores usan/usaron sodio líquido. Estos reactores son reactores de neutrones rápidos y no pertenecen a los reactores de neutrones térmicos. Estos reactores son de dos tipos:

enfriado por plomo

El uso de plomo como metal líquido proporciona una excelente protección contra la radiación y permite el funcionamiento a temperaturas muy altas. Además, el plomo es (en su mayoría) transparente a los neutrones, por lo que se pierden menos neutrones en el refrigerante y el refrigerante no se vuelve radiactivo. A diferencia del sodio, el plomo generalmente es inerte, por lo que hay menos riesgo de explosión o accidente, pero cantidades tan grandes de plomo pueden causar problemas de toxicidad y eliminación de desechos. A menudo se pueden utilizar mezclas eutécticas de plomo-bismuto en reactores de este tipo. En este caso, el bismuto supondrá una pequeña interferencia a la radiación, ya que no es completamente transparente a los neutrones, y puede cambiar a otro isótopo más fácilmente que el plomo. El submarino ruso de clase Alpha utiliza un reactor de neutrones rápidos enfriado por plomo y bismuto como su principal sistema de generación de energía.

enfriado por sodio

La mayoría de los reactores de reproducción de metales líquidos (LMFBR) son de este tipo. El sodio es relativamente fácil de obtener y fácil de trabajar, y también ayuda a prevenir la corrosión de las diversas partes del reactor sumergidas en él. Sin embargo, el sodio reacciona violentamente al contacto con el agua, por lo que se debe tener cuidado, aunque tales explosiones no serán mucho más poderosas que, por ejemplo, las fugas de líquido sobrecalentado de SCWR o RWD. EBR-I es el primer reactor de este tipo, donde el núcleo consiste en una masa fundida.

Reactor de lecho de bolas (PBR)

Usan combustible prensado en bolas de cerámica en las que el gas circula a través de las bolas. Como resultado, son reactores eficientes, sin pretensiones, muy seguros, con combustible estandarizado y económico. El prototipo fue el reactor AVR.

Reactores de sales fundidas

En ellos, el combustible se disuelve en sales de fluoruro, o los fluoruros se usan como refrigerante. Sus diversificados sistemas de seguridad, alta eficiencia y alta densidad energética son aptos para vehículos. Cabe destacar que no tienen partes sujetas a altas presiones ni componentes combustibles en el núcleo. El prototipo fue el reactor MSRE, que también utilizó un ciclo de combustible de torio. Como reactor reproductor, reprocesa el combustible gastado, recuperando elementos tanto de uranio como de transuranio, dejando solo el 0,1 % de residuos de transuranio en comparación con los reactores convencionales de agua ligera de uranio de un solo paso actualmente en funcionamiento. Un tema aparte son los productos de fisión radiactivos, que no se reciclan y deben eliminarse en reactores convencionales.

Reactor Acuoso Homogéneo (AHR)

Estos reactores utilizan combustible en forma de sales solubles que se disuelven en agua y se mezclan con un refrigerante y un moderador de neutrones.

Sistemas y proyectos nucleares innovadores

reactores avanzados

Más de una docena de proyectos de reactores avanzados se encuentran en diversas etapas de desarrollo. Algunos de estos han evolucionado a partir de diseños RWD, BWR y PHWR, algunos difieren más significativamente. Los primeros incluyen el Reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR) (dos de los cuales están actualmente en funcionamiento y otros en construcción), así como el Reactor económico simplificado de agua en ebullición de seguridad pasiva (ESBWR) planificado y las instalaciones AP1000 (ver más abajo). 2010).

Reactor nuclear integral de neutrones rápidos(IFR) se construyó, probó y probó a lo largo de la década de 1980, luego se desmanteló después de la renuncia de la administración Clinton en la década de 1990 debido a las políticas de no proliferación nuclear. El reprocesamiento del combustible nuclear gastado está en el centro de su diseño y, por lo tanto, produce solo una fracción de los desechos de los reactores en funcionamiento.

Reactor modular refrigerado por gas de alta temperatura El reactor (HTGCR) está diseñado de tal manera que las altas temperaturas reducen la potencia de salida debido al ensanchamiento Doppler de la sección transversal del haz de neutrones. El reactor utiliza un tipo de combustible cerámico, por lo que sus temperaturas de operación seguras exceden el rango de temperatura de reducción. La mayoría de las estructuras se enfrían con helio inerte. El helio no puede provocar una explosión debido a la expansión del vapor, no absorbe los neutrones, lo que daría lugar a la radiactividad, y no disuelve los contaminantes que podrían ser radiactivos. Los diseños típicos consisten en más capas de protección pasiva (hasta 7) que en los reactores de agua ligera (típicamente 3). Una característica única que puede brindar seguridad es que las bolas de combustible en realidad forman el núcleo y se reemplazan una por una con el tiempo. Las características de diseño de las pilas de combustible hacen que su reciclaje sea caro.

Pequeño, cerrado, móvil, reactor autónomo (SSTAR) fue probado y desarrollado originalmente en los Estados Unidos. El reactor fue concebido como un reactor de neutrones rápidos, con un sistema de protección pasiva que podría apagarse de forma remota en caso de que se sospechara un mal funcionamiento.

Limpio y respetuoso con el medio ambiente. reactor avanzado (CÉSAR) es un concepto para un reactor nuclear que utiliza vapor como moderador de neutrones; este diseño aún está en desarrollo.

El reactor moderado de agua reducida se basa en el reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR) actualmente en funcionamiento. Este no es un reactor de neutrones rápidos completo, sino que utiliza principalmente neutrones epitermales, que tienen velocidades intermedias entre térmicas y rápidas.

Módulo de energía nuclear autorregulable con moderador de hidrógeno (HPM) es un tipo de diseño de reactor lanzado por el Laboratorio Nacional de Los Álamos que utiliza hidruro de uranio como combustible.

Reactores nucleares subcríticos diseñados para un funcionamiento más seguro y estable, pero son difíciles en términos económicos y de ingeniería. Un ejemplo es el "Amplificador de Energía".

Reactores a base de torio. Es posible convertir el torio-232 en U-233 en reactores diseñados específicamente para este fin. De esta forma, el torio, que es cuatro veces más común que el uranio, se puede utilizar para fabricar combustible nuclear a base de U-233. Se cree que el U-233 tiene propiedades nucleares favorables sobre el U-235 convencional, en particular, una mejor eficiencia de neutrones y una menor producción de desechos transuránicos de vida prolongada.

Reactor avanzado de agua pesada (AHWR)- el reactor de agua pesada propuesto, que representará el desarrollo de la próxima generación del tipo PHWR. En desarrollo en el Centro de Investigación Nuclear de Bhabha (BARC), India.

KAMINÍ- un reactor único que utiliza el isótopo uranio-233 como combustible. Construido en India en el Centro de Investigación BARC y el Centro de Investigación Nuclear Indira Gandhi (IGCAR).

India también planea construir reactores de neutrones rápidos utilizando el ciclo de combustible torio-uranio-233. FBTR (reactor de neutrones rápidos) (Kalpakkam, India) utiliza plutonio como combustible y sodio líquido como refrigerante durante la operación.

¿Qué son los reactores de cuarta generación?

La cuarta generación de reactores es un conjunto de diferentes proyectos teóricos que actualmente se están considerando. No es probable que estos proyectos se implementen para 2030. Los reactores modernos en funcionamiento generalmente se consideran sistemas de segunda o tercera generación. Los sistemas de primera generación no se han utilizado durante algún tiempo. El desarrollo de esta cuarta generación de reactores se lanzó oficialmente en el Foro Internacional Generación IV (GIF) basado en ocho objetivos tecnológicos. Los principales objetivos eran mejorar la seguridad nuclear, aumentar la seguridad frente a la proliferación, minimizar los residuos y utilizar los recursos naturales, así como reducir el coste de construcción y funcionamiento de dichas centrales.

• Reactor de neutrones rápidos refrigerado por gas
• Reactor de neutrones rápidos con enfriador de plomo
• Reactor de sal líquida
• Reactor de neutrones rápidos refrigerado por sodio
• Reactor nuclear refrigerado por agua supercrítica
• Reactor nuclear de ultra alta temperatura

¿Qué son los reactores de quinta generación?

La quinta generación de reactores son proyectos, cuya implementación es posible desde un punto de vista teórico, pero que actualmente no son objeto de consideración e investigación activas. Aunque tales reactores pueden construirse en el presente oa corto plazo, son de poco interés por razones de viabilidad económica, practicidad o seguridad.

• reactor de fase liquida. Un circuito cerrado con líquido en el núcleo de un reactor nuclear, donde el material fisionable está en forma de uranio fundido o una solución de uranio enfriada con la ayuda de un gas de trabajo inyectado a través de orificios en la base del recipiente de contención.
• Reactor con una fase gaseosa en el núcleo. Variante de circuito cerrado para cohete con motor nuclear, donde el material fisionable es hexafluoruro de uranio gaseoso ubicado en un recipiente de cuarzo. El gas de trabajo (como el hidrógeno) fluirá alrededor de este recipiente y absorberá la radiación ultravioleta resultante de la reacción nuclear. Tal diseño podría usarse como un motor de cohete, como se menciona en la novela de ciencia ficción Skyfall de Harry Harrison de 1976. Teóricamente, el uso de hexafluoruro de uranio como combustible nuclear (en lugar de como intermedio, como se hace actualmente) conduciría a menores costos de generación de energía, así como a una reducción significativa del tamaño de los reactores. En la práctica, un reactor que funcione a densidades de potencia tan altas produciría un flujo de neutrones descontrolado, lo que debilitaría las propiedades de resistencia de la mayoría de los materiales del reactor. Así, el flujo sería similar al flujo de partículas liberadas en instalaciones termonucleares. A su vez, esto requeriría el uso de materiales similares a los utilizados por el Proyecto Internacional para la Implementación de una Instalación de Irradiación de Fusión.
• Reactor electromagnético de fase gaseosa. Similar a un reactor de fase gaseosa pero con celdas fotovoltaicas que convierten la luz ultravioleta directamente en electricidad.
• Reactor basado en fragmentación
• Fusión nuclear híbrida. Se utilizan los neutrones emitidos durante la fusión y desintegración del original o "sustancia en la zona de reproducción". Por ejemplo, la transmutación de U-238, Th-232 o combustible gastado/residuos radiactivos de otro reactor en isótopos relativamente más benignos.

Reactor con una fase gaseosa en la zona activa. Una variante de circuito cerrado para un cohete de propulsión nuclear, donde el material fisible es hexafluoruro de uranio gaseoso ubicado en un recipiente de cuarzo. El gas de trabajo (como el hidrógeno) fluirá alrededor de este recipiente y absorberá la radiación ultravioleta resultante de la reacción nuclear. Tal diseño podría usarse como un motor de cohete, como se menciona en la novela de ciencia ficción Skyfall de Harry Harrison de 1976. Teóricamente, el uso de hexafluoruro de uranio como combustible nuclear (en lugar de como intermedio, como se hace actualmente) conduciría a menores costos de generación de energía, así como a una reducción significativa del tamaño de los reactores. En la práctica, un reactor que funcione a densidades de potencia tan altas produciría un flujo de neutrones descontrolado, lo que debilitaría las propiedades de resistencia de la mayoría de los materiales del reactor. Así, el flujo sería similar al flujo de partículas liberadas en instalaciones termonucleares. A su vez, esto requeriría el uso de materiales similares a los utilizados por el Proyecto Internacional para la Implementación de una Instalación de Irradiación de Fusión.

Reactor electromagnético de fase gaseosa. Similar a un reactor de fase gaseosa pero con celdas fotovoltaicas que convierten la luz ultravioleta directamente en electricidad.

Reactor basado en fragmentación

Fusión nuclear híbrida. Se utilizan los neutrones emitidos durante la fusión y desintegración del original o "sustancia en la zona de reproducción". Por ejemplo, la transmutación de U-238, Th-232 o combustible gastado/residuos radiactivos de otro reactor en isótopos relativamente más benignos.

Reactores de fusión

La fusión controlada se puede utilizar en plantas de energía de fusión para producir electricidad sin las complejidades de trabajar con actínidos. Sin embargo, quedan serios obstáculos científicos y tecnológicos. Se han construido varios reactores de fusión, pero solo recientemente los reactores han podido liberar más energía de la que consumen. A pesar de que la investigación comenzó en la década de 1950, se supone que un reactor de fusión comercial no estará operativo hasta 2050. Actualmente, dentro proyecto ITER se están haciendo esfuerzos para utilizar la energía de fusión.

ciclo del combustible nuclear

Los reactores térmicos generalmente dependen del grado de purificación y enriquecimiento del uranio. Algunos reactores nucleares pueden funcionar con una mezcla de plutonio y uranio (ver combustible MOX). El proceso en el que mineral de uranio extraído, procesado, enriquecido, utilizado, posiblemente reciclado y eliminado, conocido como el ciclo del combustible nuclear.

Hasta el 1% del uranio en la naturaleza es el isótopo fácilmente fisionable U-235. Por lo tanto, el diseño de la mayoría de los reactores implica el uso de combustible enriquecido. El enriquecimiento consiste en aumentar la proporción de U-235 y normalmente se realiza mediante difusión gaseosa o en una centrifugadora de gases. El producto enriquecido se convierte en polvo de dióxido de uranio, que se comprime y se quema en gránulos. Estos gránulos se colocan en tubos, que luego se sellan. Dichos tubos se denominan barras de combustible. Cada reactor nuclear utiliza muchas de estas barras de combustible.

La mayoría de los BWR y PWR comerciales utilizan uranio enriquecido al 4% en U-235, aproximadamente. Además, algunos reactores industriales con alta economía de neutrones no requieren combustible enriquecido en absoluto (es decir, pueden utilizar uranio natural). De acuerdo a agencia internacional sobre la energía nuclear en el mundo hay al menos 100 reactores de investigación que utilizan combustible altamente enriquecido (grado armamentístico / 90% de enriquecimiento de uranio). El riesgo de robo de este tipo de combustible (posible para su uso en la fabricación de armas nucleares) ha llevado a una campaña para pedir el cambio al uso de reactores con uranio poco enriquecido (que representa una menor amenaza de proliferación).

El U-235 fisionable y el U-238 no fisionable y fisionable se utilizan en el proceso de transformación nuclear. El U-235 se fisiona mediante neutrones térmicos (es decir, de movimiento lento). Un neutrón térmico es aquel que se mueve aproximadamente a la misma velocidad que los átomos que lo rodean. Dado que la frecuencia de vibración de los átomos es proporcional a su temperatura absoluta, entonces el neutrón térmico tiene una mayor capacidad para dividir el U-235 cuando se mueve a la misma velocidad de vibración. Por otro lado, es más probable que el U-238 capture un neutrón si el neutrón se mueve muy rápido. El átomo de U-239 se descompone lo más rápido posible para formar plutonio-239, que en sí mismo es un combustible. Pu-239 es un combustible completo y debe tenerse en cuenta incluso cuando se utiliza combustible de uranio altamente enriquecido. Los procesos de fisión de plutonio tendrán prioridad sobre los procesos de fisión de U-235 en algunos reactores. Especialmente después de que se agote el U-235 cargado originalmente. El plutonio se fisiona tanto en reactores rápidos como térmicos, lo que lo hace ideal tanto para reactores nucleares como para bombas nucleares.

La mayoría de los reactores existentes son reactores térmicos, que suelen utilizar agua como moderador de neutrones (moderador significa que reduce la velocidad de un neutrón a la velocidad térmica) y también como refrigerante. Sin embargo, en un reactor de neutrones rápidos, se utiliza un tipo de refrigerante ligeramente diferente, que no ralentizará demasiado el flujo de neutrones. Esto permite que predominen los neutrones rápidos, que pueden usarse de manera efectiva para reponer constantemente el suministro de combustible. Simplemente colocando uranio barato no enriquecido en el núcleo, el U-238 no fisionable se convertirá espontáneamente en Pu-239, "reproduciendo" el combustible.

En un ciclo de combustible basado en torio, el torio-232 absorbe un neutrón tanto en reactores rápidos como térmicos. La desintegración beta del torio produce protactinio-233 y luego uranio-233, que a su vez se utiliza como combustible. Por lo tanto, como el uranio-238, el torio-232 es un material fértil.

Mantenimiento de reactores nucleares

La cantidad de energía en un tanque de combustible nuclear a menudo se expresa en términos de "días a plena potencia", que es el número de períodos de 24 horas (días) en los que el reactor funciona a plena potencia para generar energía térmica. Los días de funcionamiento a plena potencia en un ciclo de funcionamiento del reactor (entre los intervalos necesarios para la recarga de combustible) están relacionados con la cantidad de uranio-235 (U-235) en descomposición contenida en los elementos combustibles al comienzo del ciclo. Cuanto mayor sea el porcentaje de U-235 en el núcleo al comienzo del ciclo, más días de operación a plena potencia permitirá que el reactor funcione.

Al final del ciclo operativo, el combustible de algunos conjuntos se "agota", se descarga y se reemplaza en forma de nuevos conjuntos de combustible (frescos). Además, tal reacción de acumulación de productos de descomposición en el combustible nuclear determina la vida útil del combustible nuclear en el reactor. Incluso mucho antes de que ocurra el proceso de fisión final, los subproductos de desintegración de absorción de neutrones de larga duración tienen tiempo de acumularse en el reactor, lo que evita que se produzca la reacción en cadena. La proporción del núcleo del reactor que se reemplaza durante la recarga de combustible es típicamente una cuarta parte para un reactor de agua en ebullición y una tercera parte para un reactor de agua a presión. La eliminación y el almacenamiento de este combustible gastado es una de las tareas más difíciles en la organización del funcionamiento de una central nuclear industrial. Dichos desechos nucleares son extremadamente radiactivos y su toxicidad ha sido un peligro durante miles de años.

No es necesario poner fuera de servicio todos los reactores para recargar combustible; por ejemplo, los reactores nucleares de lecho esférico, RBMK (reactor de canal de alta potencia), reactores de sales fundidas, reactores Magnox, AGR y CANDU permiten mover los elementos combustibles durante la operación de la planta. En el reactor CANDU, es posible colocar elementos combustibles individuales en el núcleo de tal manera que se ajuste el contenido de U-235 en el elemento combustible.

La cantidad de energía extraída del combustible nuclear se denomina quemado, que se expresa en términos de energía térmica generada por la unidad de peso inicial del combustible. El quemado generalmente se expresa como días de megavatios térmicos por tonelada del metal pesado original.

Seguridad de la energía nuclear

La seguridad nuclear son las acciones encaminadas a prevenir accidentes nucleares y radiológicos o localizar sus consecuencias. La industria de la energía nuclear ha mejorado la seguridad y el rendimiento de los reactores, y también ha ideado diseños de reactores nuevos y más seguros (que por lo general no han sido probados). Sin embargo, no hay garantía de que dichos reactores se diseñen, construyan y puedan operar de manera confiable. Los errores ocurren cuando los diseñadores del reactor en la planta de energía nuclear de Fukushima en Japón no esperaban que el tsunami generado por el terremoto apagaría el sistema de respaldo que se suponía que estabilizaría el reactor después del terremoto, a pesar de las numerosas advertencias del NRG (National Research Group) y la administración japonesa sobre seguridad nuclear. Según UBS AG, los accidentes nucleares de Fukushima I arrojan dudas sobre si incluso las economías avanzadas como Japón pueden garantizar la seguridad nuclear. Los escenarios catastróficos también son posibles, incluyendo acto de terrorismo. Un equipo interdisciplinar del MIT (Massachusetts Institute of Technology) ha calculado que, dado el crecimiento esperado de la energía nuclear, cabe esperar al menos cuatro accidentes nucleares graves en el periodo 2005-2055.

Accidentes nucleares y de radiación

Algunos de los accidentes nucleares y radiológicos graves que se han producido. Los accidentes de plantas de energía nuclear incluyen el incidente SL-1 (1961), el accidente de Three Mile Island (1979), desastre de Chernobyl(1986), así como el desastre nuclear de Fukushima Daiichi (2011). Los accidentes de propulsión nuclear incluyen los accidentes del reactor en K-19 (1961), K-27 (1968) y K-431 (1985).

Los reactores nucleares se han puesto en órbita alrededor de la Tierra al menos 34 veces. Una serie de incidentes relacionados con el satélite no tripulado de propulsión nuclear soviético RORSAT provocó la penetración de combustible nuclear gastado en la atmósfera terrestre desde la órbita.

reactores nucleares naturales

Aunque a menudo se cree que los reactores de fisión nuclear son producto de la tecnología moderna, los primeros reactores nucleares se encuentran en la naturaleza. Un reactor nuclear natural se puede formar cuando ciertas condiciones, simulando las condiciones en el reactor construido. Hasta el momento, se han descubierto hasta quince reactores nucleares naturales dentro de tres depósitos de mineral separados de la mina de uranio Oklo en Gabón (África Occidental). Los conocidos reactores Ocllo "muertos" fueron descubiertos por primera vez en 1972 por el físico francés Francis Perrin. Una reacción de fisión nuclear autosostenida tuvo lugar en estos reactores hace aproximadamente 1500 millones de años y se mantuvo durante varios cientos de miles de años, generando un promedio de 100 kW de potencia durante este período. El concepto de un reactor nuclear natural fue explicado en términos teóricos ya en 1956 por Paul Kuroda en la Universidad de Arkansas.

Tales reactores ya no pueden formarse en la Tierra: la desintegración radiactiva durante este enorme período de tiempo ha reducido la proporción de U-235 en el uranio natural por debajo del nivel requerido para mantener una reacción en cadena.

Los reactores nucleares naturales se formaron cuando los depósitos minerales ricos en uranio comenzaron a llenarse de agua subterránea, que actuó como moderador de neutrones y desencadenó una importante reacción en cadena. El moderador de neutrones en forma de agua se evaporó, lo que resultó en una aceleración de la reacción, y luego se condensó nuevamente, lo que provocó una desaceleración de la reacción nuclear y previno la fusión. La reacción de fisión persistió durante cientos de miles de años.

Tales reactores naturales han sido ampliamente estudiados por científicos interesados ​​en la eliminación de desechos radiactivos en un entorno geológico. Proponen un estudio de caso sobre cómo los isótopos radiactivos migrarían a través de la corteza terrestre. Este es un punto clave para los críticos de la eliminación geológica de los desechos, quienes temen que los isótopos contenidos en los desechos puedan terminar en los suministros de agua o migrar al medio ambiente.

Problemas ambientales de la energía nuclear

Un reactor nuclear libera pequeñas cantidades de tritio, Sr-90, al aire y al agua subterránea. El agua contaminada con tritio es incolora e inodora. Grandes dosis de Sr-90 aumentan el riesgo de cáncer de huesos y leucemia en animales, y presumiblemente en humanos.

Para una persona común, los dispositivos modernos de alta tecnología son tan misteriosos y misteriosos que es correcto adorarlos, como los antiguos adoraban a los rayos. Las lecciones escolares de física, repletas de cálculos matemáticos, no resuelven el problema. Pero es interesante contar incluso sobre un reactor nuclear, cuyo principio de funcionamiento es claro incluso para un adolescente.

¿Cómo funciona un reactor nuclear?

El principio de funcionamiento de este dispositivo de alta tecnología es el siguiente:

1. Cuando se absorbe un neutrón, el combustible nuclear (la mayoría de las veces este uranio-235 o plutonio-239) se produce la división del núcleo atómico;
2. Se libera energía cinética, radiación gamma y neutrones libres;
3. La energía cinética se convierte en energía térmica (cuando los núcleos chocan con los átomos circundantes), la radiación gamma es absorbida por el propio reactor y también se convierte en calor;
4. Algunos de los neutrones generados son absorbidos por los átomos de combustible, lo que provoca una reacción en cadena. Para controlarlo se utilizan absorbentes y moderadores de neutrones;
5. Con la ayuda de un refrigerante (agua, gas o sodio líquido), se elimina el calor del sitio de reacción;
6. El vapor presurizado del agua caliente se utiliza para impulsar turbinas de vapor;
7. Con la ayuda de un generador, la energía mecánica del giro de las turbinas se convierte en corriente eléctrica alterna.

Enfoques de la clasificación

Puede haber muchas razones para la tipología de los reactores:

• Por tipo de reacción nuclear. Fisión (todas las instalaciones comerciales) o fusión (energía termonuclear, está muy extendida solo en algunos institutos de investigación);
• por refrigerante. En la gran mayoría de los casos se utiliza agua (hirviendo o pesada) para este fin. A veces se utilizan soluciones alternativas: metal líquido (sodio, aleación de plomo-bismuto, mercurio), gas (helio, dióxido de carbono o nitrógeno), sal fundida (sales de fluoruro);
• Por generación. El primero son los primeros prototipos, que no tenían ningún sentido comercial. El segundo es la mayoría de las centrales nucleares actualmente en uso que se construyeron antes de 1996. La tercera generación difiere de la anterior solo en mejoras menores. El trabajo en la cuarta generación aún está en marcha;
• Según el estado agregado combustible (el gas todavía existe solo en papel);
• Por propósito de uso(para la producción de electricidad, arranque de motores, producción de hidrógeno, desalinización, transmutación de elementos, obtención de radiación neuronal, fines teóricos e investigativos).

Dispositivo de reactor nuclear

Los componentes principales de los reactores en la mayoría de las centrales eléctricas son:

1. Combustible nuclear: una sustancia que es necesaria para la producción de calor para las turbinas eléctricas (generalmente uranio poco enriquecido);
2. La zona activa del reactor nuclear: aquí es donde tiene lugar la reacción nuclear;
3. Moderador de neutrones: reduce la velocidad de los neutrones rápidos, convirtiéndolos en neutrones térmicos;
4. Fuente de neutrones de arranque: utilizada para el lanzamiento fiable y estable de una reacción nuclear;
5. Absorbedor de neutrones: disponible en algunas centrales eléctricas para reducir la alta reactividad del combustible fresco;
6. Obús de neutrones: se utiliza para reiniciar una reacción después de apagarse;
7. Refrigerante (agua purificada);
8. Barras de control: para controlar la tasa de fisión de los núcleos de uranio o plutonio;
9. Bomba de agua: bombea agua a la caldera de vapor;
10. Turbina de vapor: convierte la energía térmica del vapor en energía mecánica rotacional;
11. Torre de enfriamiento: un dispositivo para eliminar el exceso de calor en la atmósfera;
12. Sistema de recepción y almacenamiento de residuos radiactivos;
13. Sistemas de seguridad (generadores diésel de emergencia, dispositivos de refrigeración de emergencia del núcleo).

Cómo funcionan los últimos modelos

La última cuarta generación de reactores estará disponible para operación comercial no antes de 2030. Actualmente, el principio y la disposición de su trabajo se encuentran en la etapa de desarrollo. Según los datos actuales, estas modificaciones diferirán de modelos existentes tal beneficios:

• Sistema de enfriamiento rápido de gas. Se supone que se utilizará helio como refrigerante. De acuerdo con la documentación de diseño, los reactores con una temperatura de 850 °C pueden enfriarse de esta manera. Para trabajar a tan altas temperaturas también se requieren materias primas específicas: materiales cerámicos compuestos y compuestos actínidos;
• Es posible utilizar plomo o una aleación de plomo y bismuto como refrigerante principal. Estos materiales tienen una baja absorción de neutrones y un punto de fusión relativamente bajo;
• Además, se puede utilizar una mezcla de sales fundidas como refrigerante principal. Por lo tanto, será posible trabajar a temperaturas más altas que las modernas contrapartes enfriadas por agua.

Análogos naturales en la naturaleza.

El reactor nuclear es percibido como conciencia pública exclusivamente como un producto de alta tecnología. Sin embargo, de hecho la primera el dispositivo tiene origen natural . Fue descubierto en la región de Oklo, en el estado centroafricano de Gabón:

• El reactor se formó debido a la inundación de rocas de uranio por aguas subterráneas. Actuaron como moderadores de neutrones;
• La energía térmica liberada durante la descomposición del uranio convierte el agua en vapor y la reacción en cadena se detiene;
• Después de que baja la temperatura del refrigerante, todo se repite nuevamente;
• Si el líquido no se hubiera evaporado y detenido el curso de la reacción, la humanidad se habría enfrentado a un nuevo desastre natural;
• La fisión nuclear autosostenida comenzó en este reactor hace aproximadamente mil quinientos millones de años. Durante este tiempo, se asignaron alrededor de 0,1 millones de vatios de potencia de salida;
• Tal maravilla del mundo en la Tierra es la única conocida. La aparición de nuevos es imposible: la proporción de uranio-235 en las materias primas naturales es muy inferior al nivel necesario para mantener una reacción en cadena.

¿Cuántos reactores nucleares hay en Corea del Sur?

Pobre en recursos naturales, pero industrializada y superpoblada, la República de Corea tiene una gran necesidad de energía. En el contexto del rechazo de Alemania al átomo pacífico, este país tiene grandes esperanzas de frenar la tecnología nuclear:

• Está previsto que para 2035 la cuota de electricidad generada por las centrales nucleares alcance el 60 % y la producción total, más de 40 gigavatios;
• el país no tiene armas atómicas, pero la investigación en física nuclear está en curso. Científicos coreanos han desarrollado diseños de reactores modernos: modulares, de hidrógeno, con metal líquido, etc.;
• El éxito de los investigadores locales le permite vender tecnología en el exterior. Se espera que en los próximos 15 a 20 años el país exporte 80 unidades de este tipo;
• Pero a día de hoy, la mayoría de las centrales nucleares se han construido con la ayuda de científicos estadounidenses o franceses;
• La cantidad de estaciones operativas es relativamente pequeña (solo cuatro), pero cada una de ellas tiene una cantidad significativa de reactores: 40 en total, y esta cifra aumentará.

Cuando se bombardea con neutrones, el combustible nuclear entra en una reacción en cadena, como resultado de lo cual se genera una gran cantidad de calor. El agua en el sistema toma este calor y lo convierte en vapor, que hace girar las turbinas que producen electricidad. Aquí hay un diagrama simple del funcionamiento de un reactor atómico, la fuente de energía más poderosa de la Tierra.

Vídeo: cómo funcionan los reactores nucleares

En este video, el físico nuclear Vladimir Chaikin te contará cómo se genera la electricidad en los reactores nucleares, su estructura detallada: