Prietaisas ir veikimo principas

Maitinimo atleidimo mechanizmas

Medžiagos virsmą lydi laisvos energijos išsiskyrimas tik tuo atveju, jei medžiaga turi energijų rezervą. Pastarasis reiškia, kad medžiagos mikrodalelės yra būsenoje, kurios ramybės energija yra didesnė nei kitoje galimoje būsenoje, į kurią vyksta perėjimas. Savaiminiam perėjimui visada trukdo energetinis barjeras, kurį įveikti mikrodalelė turi gauti tam tikrą energijos kiekį iš išorės – sužadinimo energijos. Egzoenergetinė reakcija susideda iš to, kad transformuojant po sužadinimo išsiskiria daugiau energijos, nei reikia procesui sužadinti. Energijos barjerą galima įveikti dviem būdais: arba dėl susidūrusių dalelių kinetinės energijos, arba dėl prisijungiančios dalelės surišimo energijos.

Jeigu turėtume omenyje makroskopinius energijos išsiskyrimo mastus, tai reakcijoms sužadinti būtina kinetinė energija turi turėti visas arba iš pradžių bent dalį medžiagos dalelių. Tai galima pasiekti tik padidinus terpės temperatūrą iki tokios vertės, kuriai esant šiluminio judėjimo energija artėja prie energijos slenksčio, ribojančio proceso eigą, vertės. Molekulinių transformacijų atveju, tai yra cheminės reakcijos, toks padidėjimas dažniausiai siekia šimtus kelvinų, o branduolinių reakcijų atveju – mažiausiai 10 7 dėl labai didelio susidūrusių branduolių Kulono barjerų aukščio. Branduolinių reakcijų terminis sužadinimas praktiškai buvo vykdomas tik sintezuojant lengviausius branduolius, kuriuose Kulono barjerai yra minimalūs (termobrandulių sintezė).

Jungiamųjų dalelių sužadinimas nereikalauja didelės kinetinės energijos, todėl nepriklauso nuo terpės temperatūros, nes tai vyksta dėl nepanaudotų ryšių, būdingų patrauklių jėgų dalelėms. Bet kita vertus, pačios dalelės yra būtinos reakcijoms sužadinti. Ir jei vėl turime omenyje ne atskirą reakcijos veiksmą, o energijos gamybą makroskopiniu mastu, tai tai įmanoma tik tada, kai įvyksta grandininė reakcija. Pastaroji atsiranda, kai reakciją sužadinančios dalelės vėl pasirodo kaip egzoenergetinės reakcijos produktai.

Dizainas

Bet kuris branduolinis reaktorius susideda iš šių dalių:

• Šerdis su branduoliniu kuru ir moderatoriumi;
• Neutronų atšvaitas, kuris supa šerdį;
• Grandininės reakcijos reguliavimo sistema, įskaitant avarinę apsaugą;
• Radiacinė apsauga;
• Nuotolinio valdymo sistema.

Fiziniai veikimo principai

Taip pat žiūrėkite pagrindinius straipsnius:

Dabartinę branduolinio reaktoriaus būklę galima apibūdinti efektyviu neutronų dauginimo koeficientu k arba reaktyvumas ρ , kurie yra susiję šiais santykiais:

Šios vertės apibūdinamos šiomis reikšmėmis:

• k> 1 - grandininė reakcija laikui bėgant didėja, reaktorius yra superkritinis būsena, jos reaktyvumas ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - subkritinis, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - branduolio skilimų skaičius yra pastovus, reaktorius yra stabilioje būsenoje kritiškas sąlyga.

Branduolinio reaktoriaus kritiškumo būklė:

, kur

Dauginimo koeficiento pavertimas vienetu pasiekiamas subalansuojant neutronų dauginimąsi su jų nuostoliais. Iš tikrųjų yra dvi nuostolių priežastys: gaudymas be dalijimosi ir neutronų nutekėjimas už veisimosi terpės ribų.

Akivaizdu, kad k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе ši kompozicija 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 šiluminiams reaktoriams gali būti nustatytas pagal vadinamąją „4 faktorių formulę“:

, kur

• η yra neutronų išeiga per dvi absorbcijas.

Šiuolaikinių galios reaktorių tūriai gali siekti šimtus m³ ir juos daugiausia lemia ne kritiškumo sąlygos, o šilumos pašalinimo galimybės.

Kritinis tūris branduolinis reaktorius – kritinės būsenos reaktoriaus aktyviosios zonos tūris. Kritinė masė yra reaktoriaus skiliosios medžiagos masė, kuri yra kritinės būklės.

Reaktoriai, varomi vandeniniais grynų skiliųjų izotopų druskų tirpalais su vandens neutronų reflektoriumi, turi mažiausią kritinę masę. 235 U ši masė yra 0,8 kg, 239 Pu - 0,5 kg. Tačiau plačiai žinoma, kad LOPO reaktoriaus (pirmojo pasaulyje sodrinto urano reaktoriaus), turinčio berilio oksido reflektorių, kritinė masė buvo 0,565 kg, nepaisant to, kad sodrinimo laipsnis izotopu 235 buvo tik nedidelis. daugiau nei 14 proc. Teoriškai mažiausia kritinė masė, kuriai ši vertė yra tik 10 g.

Siekiant sumažinti neutronų nuotėkį, šerdies forma yra sferinė arba artima sferinei, pavyzdžiui, trumpas cilindras arba kubas, nes šie skaičiai turi mažiausią paviršiaus ploto ir tūrio santykį.

Nepaisant to, kad reikšmė (e - 1) paprastai yra maža, greito neutronų dauginimosi vaidmuo yra gana didelis, nes dideliems branduoliniams reaktoriams (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Grandininei reakcijai pradėti, paprastai savaiminio urano branduolių dalijimosi metu susidaro pakankamai neutronų. Reaktoriui paleisti taip pat galima naudoti išorinį neutronų šaltinį, pavyzdžiui, ir (arba) kitų medžiagų mišinį.

jodo duobė

Pagrindinis straipsnis: Jodo duobė

Jodo duobė – branduolinio reaktoriaus būsena po jo išjungimo, pasižyminti trumpalaikio ksenono izotopo kaupimu. Dėl šio proceso laikinai atsiranda reikšmingas neigiamas reaktyvumas, dėl kurio tam tikrą laikotarpį (apie 1–2 dienas) neįmanoma pasiekti reaktoriaus projektinio pajėgumo.

klasifikacija

Paskyrimu

Pagal naudojimo pobūdį branduoliniai reaktoriai skirstomi į:

• Energijos reaktoriai skirti gaminti elektros ir šiluminę energiją, naudojamą energetikos sektoriuje, taip pat jūros vandens gėlinimui (gėlinimo reaktoriai taip pat priskiriami pramoniniams). Tokie reaktoriai daugiausia buvo naudojami atominėse elektrinėse. Šiuolaikinių elektrinių reaktorių šiluminė galia siekia 5 GW. Atskiroje grupėje paskirstykite:
  • Transporto reaktoriai skirti tiekti energiją transporto priemonių varikliams. Plačiausios panaudojimo grupės – povandeniniuose laivuose ir įvairiuose antvandeniniuose laivuose naudojami jūriniai transporto reaktoriai, taip pat kosminėse technologijose naudojami reaktoriai.
• Eksperimentiniai reaktoriai, skirtas tirti įvairius fizikinius dydžius, kurių vertė yra būtina branduoliniams reaktoriams projektuoti ir eksploatuoti; tokių reaktorių galia neviršija kelių kW.
• Tyrimų reaktoriai, kuriame šerdyje sukurti neutronų ir gama spindulių srautai naudojami branduolinės fizikos, kietojo kūno fizikos, radiacinės chemijos, biologijos tyrimams, medžiagų, skirtų eksploatuoti intensyviuose neutronų srautuose, bandymams (įskaitant branduolinių reaktorių dalis), izotopams gaminti. Mokslinių tyrimų reaktorių galia neviršija 100 MW. Išsiskyrusi energija dažniausiai nenaudojama.
• Pramoniniai (ginklai, izotopiniai) reaktoriai naudojamas įvairiose srityse naudojamų izotopų gamybai. Plačiausiai naudojamas branduolinio ginklo medžiagų, tokių kaip 239 Pu, gamybai. Pramoniniai taip pat apima reaktorius, naudojamus jūros vandens gėlinimui.

Dažnai reaktoriai naudojami dviem ar daugiau skirtingų užduočių išspręsti, tokiu atveju jie vadinami daugiafunkcinis. Pavyzdžiui, kai kurie galios reaktoriai, ypač auštant atominė energija, buvo skirti daugiausia eksperimentams. Greitųjų neutronų reaktoriai gali vienu metu gaminti energiją ir gaminti izotopus. Pramoniniai reaktoriai, be savo pagrindinės užduoties, dažnai gamina elektros ir šiluminę energiją.

Pagal neutronų spektrą

• Terminis (lėtas) neutronų reaktorius ("terminis reaktorius")
• Greitųjų neutronų reaktorius („greitasis reaktorius“)

Pagal kuro išdėstymą

• Heterogeniniai reaktoriai, kuriuose kuras į aktyviąją zoną dedamas diskretiškai blokų pavidalu, tarp kurių yra moderatorius;
• Homogeniniai reaktoriai, kur kuras ir moderatorius yra vienalytis mišinys (homogeninė sistema).

Heterogeniniame reaktoriuje kuras ir moderatorius gali būti nutolę vienas nuo kito, ypač tuščiaviduriame reaktoriuje moderatorius-reflektorius supa ertmę kuru, kuriame nėra moderatoriaus. Branduoliniu ir fiziniu požiūriu homogeniškumo / heterogeniškumo kriterijus yra ne konstrukcija, o kuro blokų išdėstymas atstumu, viršijančiu neutronų stabdymo ilgį tam tikrame moderatoriuje. Pavyzdžiui, vadinamieji „uždarosios grotelės“ reaktoriai yra suprojektuoti taip, kad būtų vienarūšiai, nors dažniausiai juose kuras yra atskirtas nuo moderatoriaus.

Branduolinio kuro blokai nevienalyčiame reaktoriuje vadinami kuro rinkiniais (FA), kurie dedami į šerdį taisyklingos gardelės mazguose, sudarydami ląstelės.

Pagal kuro rūšį

• urano izotopai 235, 238, 233 (235 U , 238 U , 233 U)
• plutonio izotopas 239 (239 Pu), taip pat izotopai 239-242 Pu kaip mišinys su 238 U (MOX kuras)
• torio izotopas 232 (232 Th) (konvertuojant į 233 U)

Pagal sodrinimo laipsnį:

• natūralus uranas
• mažai prisodrintas uranas
• labai prisodrintas uranas

Pagal cheminę sudėtį:

• metalinis U
• UC (urano karbidas) ir kt.

Pagal aušinimo skysčio tipą

• Dujos (žr. Grafito dujų reaktorius)
• D 2 O (sunkusis vanduo, žr. Sunkiojo vandens branduolinis reaktorius, CANDU)

Pagal moderatoriaus tipą

• C (grafitas, žr. Grafito-dujų reaktorius, Grafito-vandens reaktorius)
• H 2 O (vanduo, žr. Lengvojo vandens reaktorius, Slėginio vandens reaktorius, VVER)
• D 2 O (sunkusis vanduo, žr. Sunkiojo vandens branduolinis reaktorius, CANDU)
• Metalo hidridai
• Be moderatoriaus (žr. greitųjų neutronų reaktorių)

Pagal dizainą

garo generavimo metodas

• Reaktorius su išoriniu garo generatoriumi (žr. PWR, VVER)

TATENA klasifikacija

• PWR (suslėgto vandens reaktoriai) - suslėgto vandens reaktorius (slėginio vandens reaktorius);
• BWR (boiling water reactor) – verdančio vandens reaktorius;
• FBR (fast Breeder Reactor) – greito aktyvumo reaktorius;
• GCR (dujomis aušinamas reaktorius) – dujomis aušinamas reaktorius;
• LWGR (lengvo vandens grafito reaktorius) – grafito-vandens reaktorius
• PHWR (slėginis sunkiojo vandens reaktorius) – sunkiojo vandens reaktorius

Pasaulyje labiausiai paplitę yra suslėgto vandens (apie 62%) ir verdančio vandens (20%) reaktoriai.

Reaktoriaus medžiagos

Medžiagos, iš kurių pastatyti reaktoriai, veikia aukštoje temperatūroje neutronų, γ-kvantų ir dalijimosi fragmentų lauke. Todėl ne visos kitose technologijos šakose naudojamos medžiagos yra tinkamos reaktoriaus statybai. Renkantis reaktorių medžiagas, atsižvelgiama į jų atsparumą spinduliuotei, cheminį inertiškumą, sugerties skerspjūvį ir kitas savybes.

Medžiagų radiacinis nestabilumas turi mažesnį poveikį, kai aukšta temperatūra. Atomų judrumas tampa toks didelis, kad iš kristalinės gardelės išmuštų atomų sugrįžimo į savo vietą arba vandenilio ir deguonies rekombinacijos į vandens molekulę tikimybė pastebimai padidėja. Taigi vandens radiolizė galios neverdančiame reaktoriuose (pavyzdžiui, VVER) yra nereikšminga, o galinguose tyrimų reaktoriuose išsiskiria nemažas kiekis sprogstamojo mišinio. Reaktoriai turi specialias sistemas jai deginti.

Reaktoriaus medžiagos liečiasi viena su kita (kuro elemento apvalkalas su aušinimo skysčiu ir branduoliniu kuru, kuro kasetės su aušinimo skysčiu ir moderatoriumi ir kt.). Natūralu, kad besiliečiančios medžiagos turi būti chemiškai inertiškos (suderinamos). Nesuderinamumo pavyzdys yra uranas ir karštas vanduo, patenkantys į cheminę reakciją.

Daugumos medžiagų stiprumo savybės smarkiai pablogėja didėjant temperatūrai. Energijos reaktoriuose konstrukcinės medžiagos veikia aukštoje temperatūroje. Tai riboja konstrukcinių medžiagų pasirinkimą, ypač toms galios reaktoriaus dalims, kurios turi atlaikyti aukštą slėgį.

Branduolinio kuro deginimas ir dauginimasis

Eksploatuojant branduolinį reaktorių, kure susikaupus dalijimosi fragmentams, keičiasi jo izotopinė ir cheminė sudėtis, susidaro transurano elementai, daugiausia izotopai. Skilimo fragmentų įtaka branduolinio reaktoriaus reaktyvumui vadinama apsinuodijimas(radioaktyviems fragmentams) ir šlakavimas(stabiliems izotopams).

Pagrindinė reaktoriaus apsinuodijimo priežastis yra didžiausias neutronų sugerties skerspjūvis (2,6 10 6 barn). 135 Xe pusinės eliminacijos laikas T 1/2 = 9,2 val.; padalijimo išeiga yra 6-7%. Pagrindinė 135 Xe dalis susidaro dėl skilimo ( T 1/2 = 6,8 valandos). Apsinuodijus Kef pakinta 1-3%. Didelis 135 Xe absorbcijos skerspjūvis ir tarpinio izotopo 135 I buvimas lemia du svarbius reiškinius:

1. Į 135 Xe koncentracijos padidėjimą ir atitinkamai sumažėjusį reaktoriaus reaktyvumą po jo išjungimo arba sumažinus galią („jodo duobė“), dėl ko neįmanoma trumpalaikių išjungimų ir išėjimo galios svyravimų. Šis poveikis pašalinamas reguliavimo institucijose nustatant reaktyvumo ribą. Jodo šulinio gylis ir trukmė priklauso nuo neutronų srauto Ф: esant Ф = 5 10 18 neutronų/(cm² sek.), jodo šulinio trukmė ~ 30 val., o gylis 2 kartus didesnis už stacionarų pokytį. Kefe, kurį sukėlė apsinuodijimas 135 Xe.
2. Dėl apsinuodijimo gali atsirasti neutronų srauto Ф, taigi ir reaktoriaus galios, erdvės ir laiko svyravimai. Šie svyravimai atsiranda esant Ф > 10 18 neutronų/(cm² sek) ir dideliems reaktorių dydžiams. Virpesių periodai ˜ 10 val.

Branduolio dalijimosi metu susidaro daug stabilių fragmentų, kurie skiriasi savo sugerties skerspjūviu, palyginti su skiliojo izotopo absorbciniu skerspjūviu. Didelio absorbcinio skerspjūvio fragmentų koncentracija pasiekia prisotinimą per pirmąsias kelias reaktoriaus veikimo dienas. Tai daugiausia skirtingo „amžiaus“ TVEL.

Visiško kuro pakeitimo atveju reaktorius turi perteklinį reaktyvumą, kuris turi būti kompensuojamas, o antruoju atveju kompensuoti reikia tik pirmą kartą paleidus reaktorių. Nuolatinis degalų papildymas leidžia padidinti degimo gylį, nes reaktoriaus reaktyvumą lemia vidutinės skiliųjų izotopų koncentracijos.

Pakrauto kuro masė viršija nepakrauto masę dėl išsiskiriančios energijos „svorio“. Išjungus reaktorių, pirmiausia daugiausia dėl dalijimosi uždelstais neutronais, o po 1–2 minučių – dėl dalijimosi fragmentų ir transurano elementų β- ir γ-spinduliavimo, energija ir toliau išsiskiria kure. Jei iki išjungimo reaktorius dirbo pakankamai ilgai, tai praėjus 2 minutėms po išjungimo, energijos išsiskyrimas yra apie 3%, po 1 valandos - 1%, po paros - 0,4%, po metų - 0,05% pradinės galios.

Branduoliniame reaktoriuje susidariusių skiliųjų Pu izotopų skaičiaus ir sudegusių 235 U kiekio santykis vadinamas perskaičiavimo kursas K K . K K vertė didėja mažėjant sodrėjimui ir degimui. Sunkiojo vandens reaktoriui, veikiančiam natūraliu uranu, kurio sudegimas 10 GW parą/t K K = 0,55, ir mažiems sudegimams (šiuo atveju K K vadinamas pradinis plutonio koeficientas) K K = 0,8. Jei branduolinis reaktorius dega ir gamina tuos pačius izotopus (breeder reaktorius), tada dauginimosi greičio ir išdegimo greičio santykis vadinamas reprodukcijos greitis K V. Šiluminiuose reaktoriuose 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 g auga ir a krinta.

Branduolinio reaktoriaus valdymas

Branduolinio reaktoriaus valdymas įmanomas tik dėl to, kad dalijimosi metu dalis neutronų išskrenda iš fragmentų su vėlavimu, kuris gali svyruoti nuo kelių milisekundžių iki kelių minučių.

Reaktoriui valdyti naudojami sugeriantys strypai, įvedami į šerdį, pagaminti iš medžiagų, kurios stipriai sugeria neutronus (daugiausia ir kai kuriuos kitus) ir (arba) boro rūgšties tirpalo, įpilamo į aušinimo skystį tam tikra koncentracija (boro reguliavimas). . Strypų judėjimas valdomas specialiais mechanizmais, pavaromis, veikiančiais pagal operatoriaus signalus arba automatinio neutronų srauto valdymo įrangą.

Įvairioms avarinėms situacijoms kiekviename reaktoriuje yra numatytas avarinis grandininės reakcijos nutraukimas, atliekamas numetant visus sugeriančius strypus į aktyviąją zoną – avarinės apsaugos sistemą.

Liekamoji šiluma

Svarbus klausimas, tiesiogiai susijęs su branduoline sauga, yra skilimo šiluma. Tai yra specifinė branduolinio kuro savybė, susidedanti iš to, kad pasibaigus dalijimosi grandininei reakcijai ir šiluminei inercijai, būdingai bet kuriam energijos šaltiniui, šilumos gamyba reaktoriuje tęsiasi. ilgas laikas, o tai sukelia daug techniškai sudėtingų problemų.

Skilimo šiluma yra dalijimosi produktų β ir γ skilimo pasekmė, kuri susikaupė kure veikiant reaktoriui. Skilimo produktų branduoliai dėl skilimo pereina į stabilesnę arba visiškai stabilesnę būseną, išskirdami didelę energiją.

Nors skilimo šilumos išsiskyrimo greitis greitai nukrenta iki mažų, palyginti su stacionariomis vertėmis, didelės galios reaktoriuose jis yra reikšmingas absoliučiais skaičiais. Dėl šios priežasties būtina generuoti liekamąją šilumą ilgas laikas užtikrinti šilumos pašalinimą iš reaktoriaus aktyviosios zonos po to, kai ji sustabdoma. Ši užduotis reikalauja, kad projektuojant reaktoriaus objektą būtų aušinimo sistemos su patikimu energijos tiekimu, taip pat būtinas ilgalaikis (3-4 metus) panaudoto branduolinio kuro saugojimas saugyklose su specialiu temperatūros režimu - panaudoto kuro baseinuose. , kurios paprastai yra šalia reaktoriaus.

taip pat žr

• Sovietų Sąjungoje suprojektuotų ir pastatytų branduolinių reaktorių sąrašas

Literatūra

• Levinas V.E. Branduolinė fizika ir branduoliniai reaktoriai. 4-asis leidimas - M.: Atomizdat, 1979 m.
• Šukolyukovas A. Yu. „Uranas. natūralus branduolinis reaktorius. „Chemija ir gyvenimas“ Nr. 6, 1980, p. 20-24

Pastabos

1. „ZEEP – pirmasis Kanados branduolinis reaktorius“, Kanados mokslo ir technologijų muziejus.
2. Grešilovas A. A., Egupovas N. D., Matuščenka A. M. Branduolinis skydas. - M .: Logos, 2008. - 438 p. -

Norėdami suprasti branduolinio reaktoriaus veikimo ir konstrukcijos principą, turite padaryti mažas nukrypimasį praeitį. Branduolinis reaktorius yra šimtmečių senumo įkūnyta, nors ir ne visiškai, žmonijos svajonė apie neišsenkamą energijos šaltinį. Jo senovinis „protėvis“ – iš sausų šakų sumesta ugnis, kažkada apšvietusi ir šildžiusi urvo skliautus, kur mūsų tolimi protėviai rado išsigelbėjimą nuo šalčio. Vėliau žmonės įvaldė angliavandenilius – anglį, skalūnus, naftą ir gamtines dujas.

Prasidėjo nerami, bet trumpalaikė garo era, kurią pakeitė dar fantastiškesnė elektros era. Miestai prisipildė šviesos, o dirbtuvėse – iki šiol nežinomų elektros varikliais varomų mašinų dūzgimas. Tada atrodė, kad pažanga pasiekė kulminaciją.

Viskas pasikeitė viduje pabaigos XIX amžiuje, kai prancūzų chemikas Antoine'as Henri Becquerel atsitiktinai atrado, kad urano druskos yra radioaktyvios. Po 2 metų jo tautiečiai Pierre'as Curie ir jo žmona Maria Sklodowska-Curie iš jų gavo radžio ir polonio, o jų radioaktyvumo lygis buvo milijonus kartų didesnis nei torio ir urano.

Lazdelę perėmė Ernestas Rutherfordas, detaliai ištyręs radioaktyviųjų spindulių prigimtį. Taip prasidėjo atomo amžius, kuris pagimdė jo mylimą vaiką – branduolinį reaktorių.

Pirmasis branduolinis reaktorius

„Pirmagimė“ yra iš JAV. 1942 m. gruodį jis atidavė pirmąją srovę reaktoriui, kuris gavo savo kūrėjo vardą – vieną iš didžiausi fizikai amžiaus E. Fermi. Po trejų metų ZEEP atominė elektrinė atgijo Kanadoje. „Bronza“ atiteko pirmajam sovietų reaktoriui F-1, paleistam 1946 m. ​​pabaigoje. I. V. Kurchatovas tapo vidaus branduolinio projekto vadovu. Šiandien pasaulyje sėkmingai veikia daugiau nei 400 branduolinių blokų.

Branduolinių reaktorių tipai

Jų pagrindinis tikslas yra palaikyti kontroliuojamą branduolinę reakciją, kuri gamina elektrą. Kai kurie reaktoriai gamina izotopus. Trumpai tariant, tai įrenginiai, kurių gelmėse kai kurios medžiagos išsiskiria kitomis didelis skaičiusšiluminė energija. Tai savotiška „krosnis“, kurioje vietoj tradicinio kuro „deginami“ urano izotopai – U-235, U-238 ir plutonis (Pu).

Skirtingai nei, pavyzdžiui, automobilis, skirtas kelių rūšių benzinui, kiekviena radioaktyviojo kuro rūšis turi savo reaktorių. Jų yra du – ant lėtųjų (su U-235) ir greitųjų (su U-238 ir Pu) neutronais. Daugumoje atominių elektrinių įrengti lėtųjų neutronų reaktoriai. Be atominių elektrinių, įrenginiai „dirba“ tyrimų centruose, branduoliniuose povandeniniuose laivuose ir.

Kaip veikia reaktorius

Visi reaktoriai turi maždaug tą pačią schemą. Jo „širdis“ yra aktyvioji zona. Jį galima grubiai palyginti su įprastos krosnies krosnimi. Tik vietoj malkų yra branduolinis kuras kuro elementų pavidalu su moderatoriumi - TVEL. Aktyvioji zona yra savotiškos kapsulės viduje – neutronų reflektorius. Kuro strypus „plauna“ aušinimo skystis – vanduo. Kadangi „širdis“ turi labai aukštą radioaktyvumo lygį, ją supa patikima radiacinė apsauga.

Operatoriai valdo gamyklos darbą naudodami dvi svarbias sistemas – grandininės reakcijos valdymo ir nuotolinio valdymo sistemas. Susidarius avarinei situacijai, iš karto suveikia avarinė apsauga.

Kaip veikia reaktorius

Atominė „liepsna“ yra nematoma, nes procesai vyksta branduolio dalijimosi lygiu. Vykstant grandininei reakcijai, sunkieji branduoliai skyla į smulkesnius fragmentus, kurie, būdami sužadinti, tampa neutronų ir kitų subatominių dalelių šaltiniais. Tačiau procesas tuo nesibaigia. Neutronai ir toliau „smulkina“, dėl to išsiskiria daug energijos, tai yra, kas nutinka, kam statomos atominės elektrinės.

Pagrindinė personalo užduotis – palaikyti grandininę reakciją valdymo strypų pagalba pastoviame, reguliuojamame lygyje. Tai yra pagrindinis jos skirtumas nuo atominės bombos, kur branduolinio skilimo procesas yra nekontroliuojamas ir vyksta greitai, galingo sprogimo pavidalu.

Kas atsitiko Černobylio atominėje elektrinėje

Viena iš pagrindinių 1986 m. balandžio mėn. Černobylio atominės elektrinės katastrofos priežasčių buvo šiurkštus eksploatavimo saugos taisyklių pažeidimas atliekant 4-ojo energetinio bloko einamąją priežiūrą. Tada iš šerdies vienu metu buvo pašalinti 203 grafito strypai, o ne 15 leidžiamų reglamentų. Dėl to prasidėjusi nekontroliuojama grandininė reakcija baigėsi terminiu sprogimu ir visišku jėgos agregato sunaikinimu.

Naujos kartos reaktoriai

Per pastarąjį dešimtmetį Rusija tapo viena iš branduolinės energetikos lyderių pasaulyje. Šiuo metu valstybinė korporacija „Rosatom“ atomines elektrines stato 12 šalių, kuriose statomi 34 energijos blokai. Tokia didelė paklausa rodo aukštą šiuolaikinės Rusijos branduolinės technologijos lygį. Toliau rikiuojasi nauji 4-osios kartos reaktoriai.

"Brestas"

Vienas iš jų – Brestas, kuriamas kaip „Breakthrough“ projekto dalis. Dabar Operacinės sistemos atviro ciklo reaktoriai veikia su mažai prisodrintu uranu, paliekant didelį kiekį panaudoto kuro, kurį reikia pašalinti už didžiules išlaidas. „Brestas“ – greitųjų neutronų reaktorius yra unikalus uždarame cikle.

Jame panaudotas kuras, tinkamai apdorojus greitųjų neutronų reaktoriuje, vėl tampa visaverčiu kuru, kurį galima pakrauti atgal į tą patį įrenginį.

Brestas išsiskiria aukštu saugumo lygiu. Jis niekada „nesprogs“ net ir įvykus rimčiausiai avarijai, yra labai ekonomiškas ir nekenksmingas aplinkai, nes pakartotinai naudoja „atnaujintą“ uraną. Jis taip pat negali būti naudojamas ginklams tinkamo plutonio gamybai, o tai atveria didžiausias jo eksporto perspektyvas.

VVER-1200

VVER-1200 yra naujoviškas 3+ kartos reaktorius, kurio galia 1150 MW. Dėl savo unikalių techninių galimybių jis pasižymi beveik absoliučia eksploatavimo sauga. Reaktorius gausiai aprūpintas pasyviomis saugos sistemomis, kurios veiks net ir nesant maitinimo automatiniu režimu.

Viena iš jų – pasyvi šilumos šalinimo sistema, kuri automatiškai įsijungia visiškai išjungus reaktorių. Šiuo atveju yra numatyti avariniai hidrauliniai bakai. Esant nenormaliam slėgio kritimui pirminėje grandinėje, į reaktorių tiekiamas didelis kiekis vandens, kuriame yra boro, kuris užgesina branduolinę reakciją ir sugeria neutronus.

Kitas know-how yra apatinėje izoliacijos dalyje – lydalo „spąstai“. Jei vis dėlto dėl nelaimingo atsitikimo šerdis "nutekės", "spąstai" neleis izoliacijai sugriūti ir neleis radioaktyviems produktams patekti į žemę.

Branduolinė energetika yra modernus ir sparčiai besivystantis elektros energijos gamybos būdas. Ar žinote, kaip išdėstytos atominės elektrinės? Koks yra atominės elektrinės veikimo principas? Kokių tipų branduoliniai reaktoriai egzistuoja šiandien? Pabandysime išsamiai apsvarstyti atominės elektrinės veikimo schemą, įsigilinti į branduolinio reaktoriaus sandarą ir išsiaiškinti, kiek saugus yra atominis elektros gamybos būdas.

Bet kuri stotis yra uždara zona toli nuo gyvenamojo rajono. Jo teritorijoje yra keli pastatai. Svarbiausias pastatas – reaktoriaus korpusas, šalia jo – turbinų salė, iš kurios valdomas reaktorius, ir saugos pastatas.

Schema neįmanoma be branduolinio reaktoriaus. Atominis (branduolinis) reaktorius yra atominės elektrinės įtaisas, skirtas organizuoti grandininę neutronų dalijimosi reakciją su privalomu energijos išleidimu šiame procese. Tačiau koks yra atominės elektrinės veikimo principas?

Visa reaktoriaus jėgainė yra patalpinta reaktoriaus pastate, didelis betoninis bokštas, kuris slepia reaktorių ir, įvykus avarijai, jame bus visi branduolinės reakcijos produktai. Šis didelis bokštas vadinamas izoliacija, hermetišku apvalkalu arba izoliacija.

Naujųjų reaktorių izoliacinė zona turi 2 storas betonines sienas – korpusus.
80 cm storio išorinis apvalkalas apsaugo izoliacinę zoną nuo išorinių poveikių.

Vidinio 1 metro 20 cm storio apvalkalo įrenginyje yra specialūs plieniniai trosai, kurie beveik tris kartus padidina betono stiprumą ir neleis konstrukcijai byrėti. Viduje jis išklotas plonu specialaus plieno lakštu, kuris skirtas tarnauti papildoma apsauga izoliuoti, o avarijos atveju neišleisti reaktoriaus turinio už izoliavimo zonos.

Toks atominės elektrinės įrenginys gali atlaikyti iki 200 tonų sveriančio orlaivio kritimą, 8 balų žemės drebėjimą, viesulą ir cunamį.

Pirmasis slėginis korpusas buvo pastatytas Amerikos atominėje elektrinėje Connecticut Yankee 1968 m.

Bendras izoliavimo zonos aukštis yra 50-60 metrų.

Iš ko pagamintas branduolinis reaktorius?

Norint suprasti branduolinio reaktoriaus veikimo principą, taigi ir atominės elektrinės veikimo principą, reikia suprasti reaktoriaus komponentus.

• aktyvi zona. Tai yra vieta, kurioje dedamas branduolinis kuras (šilumos atskyriklis) ir moderatorius. Kuro atomai (dažniausiai uranas yra kuras) atlieka dalijimosi grandininę reakciją. Moderatorius skirtas valdyti dalijimosi procesą ir leidžia atlikti reikiamą reakciją greičio ir stiprumo atžvilgiu.
• Neutronų reflektorius. Atšvaitas supa aktyviąją zoną. Ją sudaro ta pati medžiaga kaip ir moderatorius. Tiesą sakant, tai yra dėžutė, kurios pagrindinis tikslas yra neleisti neutronams išeiti iš šerdies ir patekti į aplinką.
• Aušinimo skystis. Aušinimo skystis turi sugerti šilumą, kuri išsiskyrė dalijantis kuro atomams, ir perduoti ją kitoms medžiagoms. Aušinimo skystis daugiausia lemia, kaip suprojektuota atominė elektrinė. Populiariausias aušinimo skystis šiandien yra vanduo.
  Reaktoriaus valdymo sistema. Jutikliai ir mechanizmai, įjungiantys atominės elektrinės reaktorių.

Kuras atominėms elektrinėms

Ką veikia atominė elektrinė? Kuras atominėms elektrinėms yra radioaktyviųjų savybių turintys cheminiai elementai. Visose atominėse elektrinėse uranas yra toks elementas.

Stočių konstrukcija reiškia, kad atominės elektrinės veikia ne grynu, o sudėtingu sudėtiniu kuru cheminis elementas. O norint išgauti urano kurą iš natūralaus urano, kuris kraunamas į branduolinį reaktorių, reikia atlikti daug manipuliacijų.

Prisodrintas uranas

Uranas susideda iš dviejų izotopų, tai yra, jame yra branduolių su skirtingas svoris. Jie buvo pavadinti pagal protonų ir neutronų skaičių izotopais -235 ir izotopais-238. XX amžiaus tyrinėtojai iš rūdos pradėjo išgauti uraną 235, nes. buvo lengviau suskaidyti ir transformuoti. Paaiškėjo, kad tokio urano gamtoje yra tik 0,7% (likę procentai atiteko 238-ajam izotopui).

Ką tokiu atveju daryti? Jie nusprendė sodrinti uraną. Urano sodrinimas yra procesas, kai jame lieka daug reikalingų 235x izotopų ir mažai nereikalingų 238x izotopų. Urano sodrinimo įrenginių užduotis yra pagaminti beveik 100% urano-235 iš 0,7%.

Uraną galima sodrinti naudojant dvi technologijas – dujų difuziją arba dujų centrifugą. Jų naudojimui iš rūdos išgaunamas uranas paverčiamas dujine būsena. Dujų pavidalu jis yra praturtintas.

urano milteliai

Prisodrintos urano dujos paverčiamos į kietojo- urano dioksidas. Šis grynas kietas uranas 235 atrodo kaip dideli balti kristalai, kurie vėliau susmulkinami į urano miltelius.

Urano tabletės

Urano granulės yra tvirtos metalinės poveržlės, poros centimetrų ilgio. Norint suformuoti tokias tabletes iš urano miltelių, jis sumaišomas su medžiaga – plastifikatoriumi, pagerina tablečių spaudimo kokybę.

Presuotos poveržlės kepamos 1200 laipsnių Celsijaus temperatūroje ilgiau nei parą, kad tabletės būtų ypatingo tvirtumo ir atsparumo aukštai temperatūrai. Atominės elektrinės veikimo būdas tiesiogiai priklauso nuo to, kaip gerai suspaudžiamas ir iškepamas urano kuras.

Tabletės kepamos molibdeno dėžutėse, nes. tik šis metalas sugeba neištirpti „pragariškoje“ temperatūroje virš pusantro tūkstančio laipsnių. Po to urano kuras atominėms elektrinėms laikomas paruoštu.

Kas yra TVEL ir TVS?

Reaktoriaus šerdis atrodo kaip didžiulis diskas arba vamzdis su skylutėmis sienelėse (priklausomai nuo reaktoriaus tipo), 5 kartus daugiau Žmogaus kūnas. Šiose skylėse yra urano kuro, kurio atomai vykdo norimą reakciją.

Neįmanoma tiesiog įmesti kuro į reaktorių, gerai, jei nenorite, kad sprogtų visa stotis ir įvyktų avarija su pasekmėmis kelioms šalia esančioms valstybėms. Todėl urano kuras dedamas į kuro strypus, o po to surenkamas į kuro rinkles. Ką reiškia šie sutrumpinimai?

• TVEL - kuro elementas (nepainioti su tuo pačiu juos gaminančios Rusijos įmonės pavadinimu). Tiesą sakant, tai yra plonas ir ilgas cirkonio vamzdis, pagamintas iš cirkonio lydinių, į kurį dedamos urano granulės. Būtent kuro strypuose urano atomai pradeda sąveikauti tarpusavyje, reakcijos metu išskirdami šilumą.

Cirkonis buvo pasirinktas kaip medžiaga kuro strypų gamybai dėl savo ugniai atsparumo ir antikorozinių savybių.

Kuro elementų tipas priklauso nuo reaktoriaus tipo ir struktūros. Paprastai kuro strypų struktūra ir paskirtis nesikeičia, vamzdžio ilgis ir plotis gali skirtis.

Mašina į vieną cirkonio vamzdį sukrauna daugiau nei 200 urano granulių. Iš viso reaktoriuje vienu metu dirba apie 10 milijonų urano granulių.
FA – kuro rinkinys. AE darbuotojai kuro rinkles vadina ryšuliais.

Tiesą sakant, tai yra keli TVEL, pritvirtinti kartu. Kuro rinkiniai yra paruoštas branduolinis kuras, kuo veikia atominė elektrinė. Tai kuro rinklės, kurios kraunamos į branduolinį reaktorių. Viename reaktoriuje dedama apie 150 - 400 kuro rinklių.
Priklausomai nuo to, kuriame reaktoriuje veiks kuro rinkinys, jie būna įvairių formų. Kartais ryšuliai sulankstyti į kubinį, kartais į cilindrą, kartais į šešiakampį.

Viena kuro rinklė 4 eksploatacijos metams generuoja tiek pat energijos, kiek ir deginant 670 anglies automobilių, 730 bakų su gamtinių dujų arba 900 cisternų prikrautų naftos.
Šiandien kuro rinklės daugiausia gaminamos Rusijos, Prancūzijos, JAV ir Japonijos gamyklose.

Norint pristatyti kurą atominėms elektrinėms į kitas šalis, kuro rinklės sandariai uždaromos į ilgus ir plačius metalinius vamzdžius, iš vamzdžių išpumpuojamas oras ir specialiomis mašinomis pristatomas į krovininius lėktuvus.

Branduolinis kuras atominėms elektrinėms sveria nepaprastai daug, tk. uranas yra vienas iš sunkiausių metalų planetoje. Jo savitasis svoris yra 2,5 karto didesnis nei plieno.

Atominė elektrinė: veikimo principas

Koks yra atominės elektrinės veikimo principas? Atominių elektrinių veikimo principas pagrįstas grandinine radioaktyviosios medžiagos – urano – atomų dalijimosi reakcija. Ši reakcija vyksta branduolinio reaktoriaus šerdyje.

SVARBU ŽINOTI:

Jei nesigilinate į branduolinės fizikos subtilybes, atominės elektrinės veikimo principas atrodo taip:
Paleidus branduolinį reaktorių, nuo kuro strypų pašalinami sugeriantys strypai, kurie neleidžia uranui reaguoti.

Kai tik strypai pašalinami, urano neutronai pradeda sąveikauti vienas su kitu.

Kai neutronai susiduria, atominiame lygmenyje įvyksta mini sprogimas, išsiskiria energija ir gimsta nauji neutronai, prasideda grandininė reakcija. Šis procesas išskiria šilumą.

Šiluma perduodama aušinimo skysčiui. Priklausomai nuo aušinimo skysčio tipo, jis virsta garais arba dujomis, kurios suka turbiną.

Turbina varo elektros generatorių. Būtent jis iš tikrųjų gamina elektrą.

Jei nesilaikysite proceso, urano neutronai gali susidurti vienas su kitu, kol reaktorius bus susprogdintas ir visa atominė elektrinė bus susprogdinta į šipulius. Procesą kontroliuoja kompiuterio jutikliai. Jie nustato temperatūros padidėjimą arba slėgio pasikeitimą reaktoriuje ir gali automatiškai sustabdyti reakcijas.

Kuo skiriasi atominių elektrinių ir šiluminių elektrinių (šiluminių elektrinių) veikimo principas?

Darbo skirtumai yra tik pirmuosiuose etapuose. Atominėse elektrinėse aušinimo skystis gauna šilumą dalijantis urano kuro atomams, šiluminėse elektrinėse aušinimo skystis gauna šilumą degant organiniam kurui (anglies, dujų ar naftos). Po to, kai urano atomai arba dujos su anglimi išskiria šilumą, atominių elektrinių ir šiluminių elektrinių veikimo schemos yra vienodos.

Branduolinių reaktorių tipai

Kaip veikia atominė elektrinė, priklauso nuo to, kaip veikia jos branduolinis reaktorius. Šiandien yra du pagrindiniai reaktorių tipai, klasifikuojami pagal neuronų spektrą:
Lėtų neutronų reaktorius, dar vadinamas terminiu reaktoriumi.

Jo veikimui naudojamas 235 uranas, kuris pereina sodrinimo, urano tablečių kūrimo etapus ir kt. Šiandien lėtųjų neutroninių reaktorių yra didžioji dauguma.
Greitųjų neutronų reaktorius.

Šie reaktoriai yra ateitis, nes jie dirba su uranu-238, kuris savo prigimtimi yra keliolika centų ir šio elemento sodrinti nebūtina. Tokių reaktorių trūkumas yra tik labai didelės projektavimo, statybos ir paleidimo sąnaudos. Šiandien greitųjų neutronų reaktoriai veikia tik Rusijoje.

Greitųjų neutroninių reaktorių aušinimo skystis yra gyvsidabris, dujos, natris arba švinas.

Lėtųjų neutronų reaktoriai, kuriuos šiandien naudoja visos pasaulio atominės elektrinės, taip pat būna kelių tipų.

TATENA organizacija (Tarptautinė atominės energijos agentūra) sukūrė savo klasifikaciją, kuri dažniausiai naudojama pasaulio branduolinėje pramonėje. Kadangi atominės elektrinės veikimo principas labai priklauso nuo aušinimo skysčio ir moderatoriaus pasirinkimo, TATENA klasifikuodama šiuos skirtumus.

Cheminiu požiūriu deuterio oksidas yra idealus moderatorius ir aušinimo skystis, nes jo atomai efektyviausiai sąveikauja su urano neutronais, palyginti su kitomis medžiagomis. Paprasčiau tariant, sunkusis vanduo atlieka savo užduotį su minimaliais nuostoliais ir maksimaliais rezultatais. Tačiau jo gamyba kainuoja, o naudoti mums įprastą „lengvą“ ir pažįstamą vandenį yra daug lengviau.

Keletas faktų apie branduolinius reaktorius...

Įdomu tai, kad vienas atominės elektrinės reaktorius statomas mažiausiai 3 metus!
Norint pastatyti reaktorių, reikia įrangos, kuri veiktų 210 kilogramų amperų elektros srove, o tai milijoną kartų viršija srovę, galinčią nužudyti žmogų.

Vienas branduolinio reaktoriaus korpusas (struktūrinis elementas) sveria 150 tonų. Viename reaktoriuje yra 6 tokie elementai.

Slėginio vandens reaktorius

Jau išsiaiškinome, kaip apskritai veikia atominė elektrinė, norėdami „sutvarkyti“ pažiūrėkime, kaip veikia populiariausias slėginis branduolinis reaktorius.
Šiandien visame pasaulyje naudojami 3+ kartos suslėgto vandens reaktoriai. Jie laikomi patikimiausiais ir saugiausiais.

Visi pasaulyje esantys suslėgto vandens reaktoriai per visus savo eksploatavimo metus iš viso jau spėjo įgyti daugiau nei 1000 metų be problemų ir niekada nedavė rimtų nukrypimų.

Atominių elektrinių, pagrįstų suslėgto vandens reaktoriais, struktūra reiškia, kad distiliuotas vanduo cirkuliuoja tarp kuro strypų, įkaitintas iki 320 laipsnių. Kad jis nepatektų į garų būseną, jis laikomas 160 atmosferų slėgyje. AE schemoje jis vadinamas pirminiu vandeniu.

Pašildytas vanduo patenka į garo generatorių ir atiduoda savo šilumą antrinės grandinės vandeniui, po to vėl „sugrįžta“ į reaktorių. Iš išorės atrodo, kad pirminio vandens kontūro vamzdžiai liečiasi su kitais vamzdžiais - antrojo kontūro vandeniu, jie perduoda šilumą vienas kitam, tačiau vandenys nesiliečia. Vamzdžiai susisiekia.

Taigi radiacijos galimybė patekti į antrinės grandinės vandenį, kuri toliau dalyvaus elektros gamybos procese, yra atmesta.

Atominės elektrinės sauga

Išmokę atominių elektrinių veikimo principą, turime suprasti, kaip organizuojama sauga. Projektuojant atomines elektrines šiandien reikia didesnio dėmesio saugos taisyklėms.
Atominės elektrinės saugos kaina sudaro apie 40% visos pačios elektrinės kainos.

AE schemoje yra 4 fiziniai barjerai, neleidžiantys išsiskirti radioaktyviosioms medžiagoms. Ką turėtų daryti šios kliūtys? Tinkamu laiku gebėti sustabdyti branduolinę reakciją, užtikrinti nuolatinį šilumos pašalinimą iš aktyviosios zonos ir paties reaktoriaus bei užkirsti kelią radionuklidų išsiskyrimui iš aptvaros (sulaikymo zonos).

• Pirmasis barjeras yra urano granulių stiprumas. Svarbu, kad branduoliniame reaktoriuje jie nesugriūtų veikiant aukštai temperatūrai. Daug kaip tai veikia Atominė jėgainė, priklauso nuo to, kaip urano granulės buvo „keptos“ pradiniame gamybos etape. Jei urano kuro granulės bus iškeptos neteisingai, urano atomų reakcijos reaktoriuje bus nenuspėjamos.
• Antroji kliūtis – kuro strypų sandarumas. Cirkonio vamzdžiai turi būti sandariai užsandarinti, jei sandarumas sulaužytas, tai geriausiu atveju bus sugadintas reaktorius ir nutrūks darbas, blogiausiu atveju viskas išskris į orą.
• Trečioji kliūtis – tvirtas plieninis reaktoriaus indas a, (tas pats didelis bokštas- izoliavimo zona), kuri „sulaiko“ visus radioaktyvius procesus. Korpusas pažeistas – į atmosferą išsiskirs radiacija.
• Ketvirtasis barjeras – avarinės apsaugos strypai. Virš aktyvios zonos ant magnetų pakabinti strypai su moderatoriais, kurie per 2 sekundes gali sugerti visus neutronus ir sustabdyti grandininę reakciją.

Jei, nepaisant daugelio apsaugos laipsnių atominės elektrinės statybos, nepavyksta laiku atvėsinti reaktoriaus aktyviosios zonos, o kuro temperatūra pakyla iki 2600 laipsnių, tada atsiranda paskutinė saugos sistemos viltis. - vadinamoji lydalo gaudyklė.

Faktas yra tas, kad esant tokiai temperatūrai reaktoriaus indo dugnas išsilydys, o visi branduolinio kuro likučiai ir išlydytos konstrukcijos pateks į specialų „stiklą“, pakabintą virš reaktoriaus šerdies.

Lydymosi gaudyklė yra šaldoma ir atspari ugniai. Jis pripildytas vadinamosios „aukos medžiagos“, kuri palaipsniui sustabdo dalijimosi grandininę reakciją.

Taigi AE schema apima kelis apsaugos laipsnius, kurie beveik visiškai pašalina bet kokią avarijos galimybę.

Siųsti

Kas yra branduolinis reaktorius?

Branduolinis reaktorius, anksčiau žinomas kaip „branduolinis katilas“, yra įrenginys, naudojamas nuolatinei branduolinei grandininei reakcijai inicijuoti ir valdyti. Branduoliniai reaktoriai naudojami atominėse elektrinėse elektros energijai gaminti ir laivų varikliams. Branduolio dalijimosi šiluma perduodama darbiniam skysčiui (vandeniui ar dujoms), kuris perduodamas per garo turbinas. Vanduo ar dujos varo laivo mentes arba suka elektros generatorius. Branduolinės reakcijos metu susidarantys garai iš esmės gali būti naudojami šiluminėje pramonėje arba centralizuotam šildymui. Kai kurie reaktoriai naudojami izotopams gaminti medicinoje ir pramonėje arba ginklams tinkamam plutoniui gaminti. Kai kurie iš jų skirti tik moksliniams tyrimams. Šiandien maždaug 30 pasaulio šalių yra apie 450 atominių elektrinių reaktorių, kurie naudojami elektros gamybai.

Branduolinio reaktoriaus veikimo principas

Kaip įprastos elektrinės gamina elektrą naudodamos šiluminę energiją, išsiskiriančią deginant iškastinį kurą, taip ir branduoliniuose reaktoriuose kontroliuojamo branduolio dalijimosi metu išsiskirianti energija paverčiama šilumine energija, kurią vėliau paverčia mechaninėmis arba elektrinėmis formomis.

Branduolio dalijimosi procesas

Kai daug yrančių atominių branduolių (tokių kaip uranas-235 arba plutonis-239) sugeria neutroną, gali įvykti branduolio skilimo procesas. Sunkusis branduolys skyla į du ar daugiau lengvųjų branduolių (skilimo produktų), išskirdamas kinetinę energiją, gama spindulius ir laisvuosius neutronus. Kai kuriuos iš šių neutronų vėliau gali sugerti kiti skilintys atomai ir sukelti tolesnį dalijimąsi, dėl kurio išsiskiria dar daugiau neutronų ir pan. Šis procesas žinomas kaip branduolinė grandininė reakcija.

Norėdami kontroliuoti tokią branduolinę grandininę reakciją, neutronų absorberiai ir moderatoriai gali pakeisti neutronų, kurie patenka į daugiau branduolių dalijimąsi, proporciją. Branduoliniai reaktoriai valdomi rankiniu būdu arba automatiškai, kad būtų galima sustabdyti skilimo reakciją, kai aptinkamos pavojingos situacijos.

Dažniausiai naudojami neutronų srauto reguliatoriai yra paprastas ("lengvasis") vanduo (74,8% reaktorių pasaulyje), kietasis grafitas (20% reaktorių) ir "sunkusis" vanduo (5% reaktorių). Kai kurių eksperimentinių tipų reaktoriuose siūloma naudoti berilį ir angliavandenilius.

Šilumos generavimas branduoliniame reaktoriuje

Reaktoriaus darbo zona šilumą generuoja keliais būdais:

• Skilimo produktų kinetinė energija paverčiama šilumine energija, kai branduoliai susiduria su kaimyniniais atomais.
• Reaktorius sugeria dalį dalijimosi metu susidariusios gama spinduliuotės ir paverčia jos energiją šiluma.
• Šiluma susidaro dėl radioaktyvaus skilimo produktų ir tų medžiagų, kurios buvo paveiktos neutronų absorbcijos, skilimo. Šis šilumos šaltinis kurį laiką išliks nepakitęs, net ir išjungus reaktorių.

Branduolinių reakcijų metu kilogramas urano-235 (U-235) išskiria maždaug tris milijonus kartų daugiau energijos nei įprastai deginamas kilogramas anglies (7,2 × 1013 džaulių vienam kilogramui urano-235, palyginti su 2,4 × 107 džaulių vienam kilogramui anglies). ,

Branduolinio reaktoriaus aušinimo sistema

Branduolinio reaktoriaus aušinimo skystis – dažniausiai vanduo, bet kartais dujos, skystas metalas (pvz., skystas natris) arba išlydyta druska – cirkuliuoja aplink reaktoriaus aktyvią zoną, kad sugertų susidariusią šilumą. Šiluma pašalinama iš reaktoriaus ir naudojama garui generuoti. Daugumoje reaktorių naudojama aušinimo sistema, kuri yra fiziškai izoliuota nuo vandens, kuris verda ir generuoja turbinoms naudojamą garą, panašiai kaip suslėgto vandens reaktorius. Tačiau kai kuriuose reaktoriuose vanduo garo turbinoms verdamas tiesiai reaktoriaus aktyvioje zonoje; pavyzdžiui, suslėgto vandens reaktoriuje.

Neutronų srauto valdymas reaktoriuje

Reaktoriaus išeiga valdoma kontroliuojant neutronų, galinčių sukelti daugiau dalijimosi, skaičių.

Valdymo strypai, pagaminti iš „neutronų nuodų“, naudojami neutronams sugerti. Kuo daugiau neutronų sugeria valdymo strypas, tuo mažiau neutronų gali sukelti tolesnį dalijimąsi. Taigi, panardinus absorbcinius strypus giliai į reaktorių, sumažėja jo išėjimo galia, o priešingai, nuėmus valdymo strypą, ji padidės.

Pirmajame visų branduolinių reaktorių valdymo lygyje svarbus daugelio neutronais praturtintų dalijimosi izotopų uždelsto neutronų emisijos procesas. fizinis procesas. Šie uždelsti neutronai sudaro apie 0,65% viso dalijimosi metu susidarančių neutronų, o likusieji (vadinamieji „greitieji neutronai“) susidaro iš karto dalijimosi metu. Skilimo produktų, sudarančių uždelstus neutronus, pusinės eliminacijos laikas svyruoja nuo milisekundžių iki kelių minučių, todėl reikia nemažai laiko tiksliai nustatyti, kada reaktorius pasiekia kritinį tašką. Reaktoriaus palaikymas grandininio reaktyvumo režimu, kai kritinei masei pasiekti reikalingi uždelsti neutronai, pasiekiamas mechaniniais įtaisais arba žmogaus valdymu, siekiant valdyti grandininę reakciją „realiu laiku“; kitu atveju laikas nuo kritinio lygio pasiekimo iki branduolinio reaktoriaus šerdies ištirpimo dėl eksponentinio galios šuolių įprastos branduolinės grandininės reakcijos metu būtų per trumpas, kad būtų galima įsikišti. Šis paskutinis etapas, kai uždelstų neutronų nebereikia, kad būtų išlaikytas kritiškumas, yra žinomas kaip greitas kritiškumas. Yra skalė kritiškumui apibūdinti skaitine forma, kurioje pradinis kritiškumas žymimas terminu „nulis dolerių“, greitasis kritinis taškas – „vienas doleris“, kiti proceso taškai interpoliuojami „centais“.

Kai kuriuose reaktoriuose aušinimo skystis taip pat veikia kaip neutronų reguliatorius. Moderatorius padidina reaktoriaus galią, todėl greitieji neutronai, kurie išsiskiria dalijimosi metu, praranda energiją ir tampa šiluminiais neutronais. Šiluminiai neutronai labiau nei greitieji neutronai sukelia dalijimąsi. Jei aušinimo skystis taip pat yra neutronų moderatorius, tada temperatūros pokyčiai gali turėti įtakos aušinimo skysčio / reguliatoriaus tankiui, taigi ir reaktoriaus galios pokyčiui. Kuo aukštesnė aušinimo skysčio temperatūra, tuo jis bus mažiau tankus, taigi ir mažiau efektyvus moderatorius.

Kitų tipų reaktoriuose aušinimo skystis veikia kaip „neutronų nuodas“, sugeriantis neutronus taip pat, kaip ir valdymo strypai. Šiuose reaktoriuose galia gali būti padidinta kaitinant aušinimo skystį, todėl jis tampa mažiau tankus. Branduoliniuose reaktoriuose paprastai yra automatinės ir rankinės sistemos, skirtos reaktoriui išjungti avariniam išjungimui. Šios sistemos į reaktorių įdeda daug „neutroninių nuodų“ (dažnai boro boro rūgšties pavidalu), kad sustabdytų dalijimosi procesą, jei aptinkamos arba įtariamos pavojingos sąlygos.

Dauguma reaktorių tipų yra jautrūs procesui, žinomam kaip „ksenono duobė“ arba „jodo duobė“. Įprastas dalijimosi produktas ksenonas-135 veikia kaip neutronų absorberis, kuriuo siekiama išjungti reaktorių. Ksenono-135 kaupimąsi galima kontroliuoti išlaikant pakankamai aukštą galios lygį, kad jis būtų sunaikinti absorbuojant neutronus taip greitai, kaip jis susidaro. Dalijimasis taip pat lemia jodo-135 susidarymą, kuris savo ruožtu skyla (pusinės eliminacijos laikas yra 6,57 valandos), sudarydamas ksenoną-135. Kai reaktorius išjungiamas, jodas-135 toliau skyla, sudarydamas ksenoną-135, todėl per dieną ar dvi sunkiau paleisti reaktorių, nes ksenonas-135 skyla ir susidaro cezis-135, kuris nėra toks kaip neutronų absorberis. ksenonas-135. 135, pusinės eliminacijos laikas 9,2 val. Ši laikina būsena yra „jodo duobė“. Jei reaktorius turi pakankamai papildomos galios, jį galima paleisti iš naujo. Daugiau ksenono-135 pavirs į ksenoną-136, kuris yra mažesnis už neutronų absorberį, ir po kelių valandų reaktorius patiria vadinamąją „ksenono degimo stadiją“. Be to, į reaktorių turi būti įkišti valdymo strypai, siekiant kompensuoti neutronų sugertį, kad būtų pakeistas prarastas ksenonas-135. Šios tvarkos nesilaikymas buvo pagrindinė avarijos Černobylio atominėje elektrinėje priežastis.

Jūrų branduoliniuose įrenginiuose (ypač branduoliniuose povandeniniuose laivuose) naudojamų reaktorių dažnai negalima paleisti nepertraukiamo maitinimo režimu, kaip ir antžeminių galios reaktorių. Be to, tokios elektrinės turi veikti ilgą laiką, nekeičiant kuro. Dėl šios priežasties daugelyje konstrukcijų naudojamas labai prisodrintas uranas, tačiau kuro strypuose yra deginamasis neutronų absorberis. Tai leidžia suprojektuoti reaktorių su skiliosios medžiagos pertekliumi, kuris yra gana saugus reaktoriaus kuro ciklo degimo pradžioje dėl neutronus sugeriančios medžiagos, kuri vėliau pakeičiama įprastais ilgaamžiais neutronų absorberiais. (patvaresni už ksenoną-135), kurie palaipsniui kaupiasi per reaktoriaus eksploatavimo laiką.kuras.

Kaip gaminama elektra?

Dalijimosi metu susidaranti energija gamina šilumą, kurios dalis gali būti paversta naudinga energija. Įprastas šios šiluminės energijos panaudojimo būdas yra naudoti ją vandeniui virti ir gaminti suslėgtiems garams, dėl kurių pavara sukasi. garo turbina, kuris suka generatorių ir gamina elektrą.

Pirmųjų reaktorių atsiradimo istorija

Neutronai buvo atrasti 1932 m. Grandininės reakcijos, kurią sukelia branduolinės reakcijos dėl neutronų poveikio, schemą pirmą kartą atliko vengrų mokslininkas Leo Sillardas 1933 m. Per ateinančius metus Londono Admiralitete jis kreipėsi dėl patento savo paprastai reaktoriaus idėjai. Tačiau Szilardo idėja neįtraukė branduolio dalijimosi teorijos kaip neutronų šaltinio, nes šis procesas dar nebuvo atrastas. Szilardo idėjos dėl branduolinių reaktorių, naudojančių neutronų sukeltą branduolinę grandininę reakciją lengvuose elementuose, pasirodė neįgyvendinamos.

Paskata sukurti naujo tipo reaktorių, naudojantį uraną, buvo Lise Meitner, Fritz Strassmann ir Otto Hahn atradimas 1938 m., kurie „bombardavo“ uraną neutronais (naudojant berilio alfa skilimo reakciją, „neutronų pistoletą“). sudaryti barį, kuris, kaip jie manė, atsirado dėl urano branduolių skilimo. Vėlesni 1939 m. pradžioje atlikti tyrimai (Szilardas ir Fermis) parodė, kad kai kurie neutronai taip pat susidarė atomo dalijimosi metu, ir tai leido atlikti branduolinę grandininę reakciją, kaip buvo numatęs Szilardas prieš šešerius metus.

1939 m. rugpjūčio 2 d. Albertas Einšteinas pasirašė Szilardo laišką prezidentui Franklinui D. Rooseveltui, kuriame teigiama, kad urano skilimo atradimas gali paskatinti sukurti „itin labai galingos bombos"Tai davė impulsą reaktorių ir radioaktyvaus skilimo tyrimams. Szilardas ir Einšteinas gerai pažinojo vienas kitą ir daug metų dirbo kartu, tačiau Einšteinas niekada negalvojo apie tokią branduolinės energijos galimybę, kol Szilardas jam nepasakė, iš tikrųjų pradėdamas savo veiklą. ieškoti ir parašyti laišką Einsteinui-Szilardui, kad įspėtų JAV vyriausybę

Netrukus po to, 1939 m., nacistinė Vokietija užpuolė Lenkiją ir Europoje prasidėjo Antrasis pasaulinis karas. Oficialiai JAV dar nekariavo, tačiau spalį, kai buvo įteiktas Einšteino-Szilardo laiškas, Rooseveltas pažymėjo, kad tyrimo tikslas buvo užtikrinti, kad „naciai mūsų nesprogdintų“. JAV branduolinis projektas prasidėjo, nors ir šiek tiek vėluodamas, nes išliko skepticizmas (ypač iš Fermi) ir dėl nedidelio skaičiaus vyriausybės pareigūnų, kurie iš pradžių prižiūrėjo projektą.

Kitais metais JAV vyriausybė iš Didžiosios Britanijos gavo Frisch-Peierls memorandumą, kuriame teigiama, kad grandininei reakcijai atlikti reikia daug mažesnio urano kiekio, nei manyta anksčiau. Memorandumas buvo sukurtas dalyvaujant Maud Commity, dirbusiam prie atominės bombos projekto JK, vėliau žinomo kodiniu pavadinimu „Tube Alloys“ (Vamzdžių lydiniai) ir vėliau įtrauktam į Manheteno projektą.

Galiausiai pirmasis žmogaus sukurtas branduolinis reaktorius, vadinamas Chicago Woodpile 1, buvo pastatytas Čikagos universitete 1942 m. pabaigoje Enrico Fermi vadovaujamos komandos. Iki to laiko JAV branduolinė programa jau buvo paspartinta šaliai įstojus į karas. „Chicago Woodpile“ kritinį tašką pasiekė 1942 m. gruodžio 2 d., 15 valandą 25 minutes. Reaktoriaus karkasas buvo medinis, jame buvo grafito blokų šūsnis (taigi ir pavadinimas) su įdėtais natūralaus urano oksido „briketais“ arba „pseudosferomis“.

Nuo 1943 m., netrukus po Čikagos Woodpile sukūrimo, JAV kariuomenė Manheteno projektui sukūrė visą seriją branduolinių reaktorių. Pagrindinis didžiausių reaktorių (esančių Hanfordo komplekse Vašingtono valstijoje) tikslas buvo masinė plutonio gamyba branduoliniams ginklams. 1944 m. gruodžio 19 d. Fermi ir Szilardas pateikė patento paraišką reaktoriams. Jo išdavimas buvo atidėtas 10 metų dėl karo laikų slaptumo.

„Pirmasis pasaulyje“ – toks užrašas buvo padarytas EBR-I reaktoriaus vietoje, kuri dabar yra muziejus netoli Arco miesto, Aidaho valstijoje. Iš pradžių pavadintas „Chicago Woodpile-4“, šis reaktorius buvo pastatytas vadovaujant Walteriui Zinnui Aregono nacionalinei laboratorijai. Šis eksperimentinis greitojo reduktoriaus reaktorius buvo JAV atominės energijos komisijos žinioje. 1951 m. gruodžio 20 d. bandymų metu reaktorius pagamino 0,8 kW galios, o kitą dieną – 100 kW galios (elektros), o projektinė galia – 200 kW (elektros galia).

Be branduolinių reaktorių karinio naudojimo, buvo politinių priežasčių tęsti atominės energijos tyrimus taikiems tikslams. JAV prezidentas Dwightas Eisenhoweris 1953 m. gruodžio 8 d. JT Generalinėje Asamblėjoje pasakė savo garsiąją kalbą „Atomai taikai“. Šis diplomatinis žingsnis paskatino reaktorių technologijų plitimą tiek JAV, tiek visame pasaulyje.

Pirmoji atominė elektrinė, pastatyta civiliniams tikslams, buvo AM-1 atominė elektrinė Obninske, Sovietų Sąjungoje paleista 1954 m. birželio 27 d. Jis pagamino apie 5 MW elektros energijos.

Po Antrojo pasaulinio karo JAV kariuomenė ieškojo kitų branduolinių reaktorių technologijų pritaikymo būdų. Kariuomenėje ir oro pajėgose atlikti tyrimai nebuvo įgyvendinti; Tačiau JAV kariniam jūrų laivynui 1955 m. sausio 17 d. pavyko paleisti branduolinį povandeninį laivą USS Nautilus (SSN-571).

Pirmoji komercinė atominė elektrinė (Calder Hall Sellafield mieste, Anglijoje) atidaryta 1956 m., jos pradinė galia 50 MW (vėliau 200 MW).

Pirmasis nešiojamasis branduolinis reaktorius „Alco PM-2A“ nuo 1960 metų naudojamas elektrai (2 MW) gaminti JAV karinei bazei „Camp Century“.

Pagrindiniai atominės elektrinės komponentai

Pagrindiniai daugelio tipų atominių elektrinių komponentai yra:

Branduolinio reaktoriaus elementai

• Branduolinis kuras (branduolinio reaktoriaus aktyvioji zona; neutronų moderatorius)
• Pradinis neutronų šaltinis
• Neutronų absorberis
• Neutronų pistoletas (suteikia nuolatinį neutronų šaltinį, kad iš naujo inicijuotų reakciją išjungus)
• Aušinimo sistema (dažnai neutronų moderatorius ir aušinimo skystis yra tas pats, dažniausiai išgrynintas vanduo)
• valdymo strypai
• Branduolinio reaktoriaus indas (NRC)

Katilo vandens siurblys

• Garo generatoriai (ne verdančio vandens reaktoriuose)
• Garo turbina
• Elektros generatorius
• Kondensatorius
• Aušinimo bokštas (ne visada reikalingas)
• Radioaktyviųjų atliekų apdorojimo sistema (Radioaktyviųjų atliekų laidojimo gamyklos dalis)
• Branduolinio kuro perkrovimo aikštelė
• Panaudoto kuro baseinas

Radiacinės saugos sistema

• Rektoriaus apsaugos sistema (SZR)
• Avariniai dyzeliniai generatoriai
• Reaktoriaus šerdies avarinio aušinimo sistema (ECCS)
• Avarinio skysčio valdymo sistema (avarinis boro įpurškimas, tik verdančio vandens reaktoriuose)
• Paslaugų vandens tiekimo sistema atsakingiems vartotojams (SOTVOP)

Apsauginis apvalkalas

• Nuotolinio valdymo pultas
• Montavimas darbui avarinės situacijos
• Branduolinio mokymo kompleksas (paprastai yra valdymo pulto modeliavimas)

Branduolinių reaktorių klasifikacijos

Branduolinių reaktorių tipai

Branduoliniai reaktoriai klasifikuojami keliais būdais; santraukašie klasifikavimo metodai pateikti žemiau.

Branduolinių reaktorių klasifikacija pagal moderatoriaus tipą

Naudoti šiluminiai reaktoriai:

• Grafito reaktoriai
  
• Slėginio vandens reaktoriai
• Sunkiojo vandens reaktoriai(naudojama Kanadoje, Indijoje, Argentinoje, Kinijoje, Pakistane, Rumunijoje ir Pietų Korėjoje).
• Lengvojo vandens reaktoriai(LVR). Lengvojo vandens reaktoriuose (labiausiai paplitęs šiluminių reaktorių tipas) reaktoriams valdyti ir vėsinti naudojamas paprastas vanduo. Jei vandens temperatūra pakyla, jo tankis mažėja, todėl neutronų srautas sulėtėja tiek, kad sukeltų tolesnes grandinines reakcijas. Tai neigiama Atsiliepimas stabilizuoja branduolinės reakcijos greitį. Grafito ir sunkaus vandens reaktoriai įkaista intensyviau nei lengvojo vandens reaktoriai. Dėl papildomo karščio tokie reaktoriai gali naudoti natūralų uraną/neprisodrintą kurą.
• Reaktoriai, pagrįsti lengvųjų elementų moderatoriais.
• Išlydytos druskos moderuoti reaktoriai(MSR) yra kontroliuojami dėl lengvų elementų, tokių kaip ličio arba berilio, kurie yra LiF ir BEF2 aušinimo skysčio / kuro matricos druskų dalis.
• Reaktoriai su skysto metalo aušintuvais, kur aušinimo skystis yra švino ir bismuto mišinys, neutronų absorberyje gali naudoti BeO oksidą.
• Reaktoriai, kurių pagrindą sudaro organinis moderatorius(OMR) naudoja difenilą ir terfenilą kaip moderatorių ir aušinimo skysčio komponentus.

Branduolinių reaktorių klasifikavimas pagal aušinimo skysčio tipą

• Vandeniu aušinamas reaktorius. Jungtinėse Valstijose veikia 104 reaktoriai. Iš jų 69 yra suslėgto vandens reaktoriai (PWR), o 35 - verdančio vandens reaktoriai (BWR). Slėginio vandens branduoliniai reaktoriai (PWR) sudaro didžiąją dalį visų Vakarų atominių elektrinių. Pagrindinė RVD tipo savybė yra kompresoriaus, specialaus aukšto slėgio indo, buvimas. Daugumoje komercinių aukšto slėgio reaktorių ir jūrų reaktorių gamyklų naudojami kompresoriai. Įprasto veikimo metu pūstuvas iš dalies užpildomas vandeniu ir virš jo palaikomas garų burbulas, kuris susidaro kaitinant vandenį panardinamaisiais šildytuvais. Įprastu režimu kompresorius yra prijungtas prie reaktoriaus slėginio indo (HRV), o slėgio kompensatorius suteikia ertmę, jei pasikeičia vandens tūris reaktoriuje. Tokia schema taip pat leidžia valdyti slėgį reaktoriuje, padidinant arba sumažinant garo slėgį kompensatoriuje naudojant šildytuvus.

• Aukšto slėgio sunkiojo vandens reaktoriai priklauso įvairiems suslėgto vandens reaktoriams (PWR), apjungiantiems slėgio naudojimo principus, izoliuotą šiluminį ciklą, darant prielaidą, kad sunkusis vanduo naudojamas kaip aušinimo skystis ir moderatorius, o tai yra ekonomiškai naudinga.
• verdančio vandens reaktorius(BWR). Verdančio vandens reaktorių modeliams būdingas verdančio vandens buvimas aplink kuro strypus pagrindinio reaktoriaus indo apačioje. Verdančio vandens reaktoriuje kaip kuras naudojamas prisodrintas 235U urano dioksido pavidalu. Kuras yra išdėstytas strypuose, įdėtuose į plieninį indą, kuris savo ruožtu panardinamas į vandenį. Branduolio dalijimosi procesas sukelia vandens virimą ir garų susidarymą. Šis garas eina per vamzdynus turbinose. Turbinos yra varomos garais, o šis procesas gamina elektros energiją. Įprasto veikimo metu slėgis reguliuojamas garų kiekiu, patenkančiu iš reaktoriaus slėginio indo į turbiną.
• Baseino tipo reaktorius
• Reaktorius su skystu metaliniu aušinimo skysčiu. Kadangi vanduo yra neutronų moderatorius, jis negali būti naudojamas kaip aušinimo skystis greitųjų neutronų reaktoriuje. Skystieji metaliniai aušinimo skysčiai yra natris, NaK, švinas, švino-bismuto eutektika, o ankstyvosios kartos reaktoriuose – gyvsidabris.
• Greitųjų neutronų reaktorius su natrio aušinimo skysčiu.
• Reaktorius ant greitųjų neutronų su švino aušinimo skysčiu.
• Dujomis aušinami reaktoriai Aušinamos cirkuliuojančiomis inertinėmis dujomis, kurios yra sukurtos su heliu aukštos temperatūros struktūrose. kur, anglies dvideginis anksčiau buvo naudojamas Didžiosios Britanijos ir Prancūzijos atominėse elektrinėse. Taip pat buvo naudojamas azotas. Šilumos naudojimas priklauso nuo reaktoriaus tipo. Kai kurie reaktoriai yra tokie karšti, kad dujos gali tiesiogiai varyti dujų turbiną. Senesnėse reaktorių konstrukcijose dujos paprastai buvo praleidžiamos per šilumokaitį, kad būtų sukurtas garas garo turbinai.
• Išlydytos druskos reaktoriai(MSR) aušinami cirkuliuojant išlydyta druska (dažniausiai eutektiniai fluorido druskų mišiniai, tokie kaip FLiBe). Įprastoje MSR aušinimo skystis taip pat naudojamas kaip matrica, kurioje ištirpinama skilioji medžiaga.

Branduolinių reaktorių kartos

• Pirmos kartos reaktorius(ankstyvieji prototipai, tyrimų reaktoriai, nekomerciniai galios reaktoriai)
• Antros kartos reaktorius(šiuolaikinės atominės elektrinės 1965-1996 m.)
• Trečiosios kartos reaktorius(evoliuciniai esamų dizainų patobulinimai nuo 1996 m. iki dabar)
• ketvirtos kartos reaktorius(technologijos vis dar kuriamos, pradžios data nežinoma, galbūt 2030 m.)

2003 m. Prancūzijos atominės energijos komisariatas (CEA) pirmą kartą pristatė pavadinimą „Gen II“ per savo Nukleonikos savaitę.

Pirmą kartą „Gen III“ paminėta 2000 m., kai prasidėjo IV kartos tarptautinis forumas (GIF).

„Gen IV“ 2000 m. paminėjo Jungtinių Valstijų Energetikos departamentas (DOE), kurdamas naujų tipų jėgaines.

Branduolinių reaktorių klasifikacija pagal kuro rūšį

• Kietojo kuro reaktorius
• skystojo kuro reaktorius
• Homogeninis vandeniu aušinamas reaktorius
• Išlydytos druskos reaktorius
• Dujiniai reaktoriai (teoriškai)

Branduolinių reaktorių klasifikacija pagal paskirtį

• Elektros gamyba
• Atominės elektrinės, įskaitant mažus kasetinius reaktorius
• Savaeigiai įrenginiai (žr. atomines elektrines)
• Branduoliniai įrenginiai jūroje
• Įvairūs siūlomi raketų variklių tipai
• Kiti šilumos panaudojimo būdai
• Gėlinimas
• Šilumos gamyba buitiniam ir pramoniniam šildymui
• Vandenilio gamyba, skirta naudoti vandenilio energetikoje
• Gamybos reaktoriai elementų konversijai
• Veisliniai reaktoriai, galintys pagaminti daugiau skiliųjų medžiagų, nei sunaudoja grandininės reakcijos metu (paverčiant pirminius izotopus U-238 į Pu-239 arba Th-232 į U-233). Taigi, atlikus vieną ciklą, urano selekcinis reaktorius gali būti pakartotinai papildytas natūraliu ar net nusodrintu uranu. Savo ruožtu torio reduktoriaus reaktorius gali būti papildytas toriu. Tačiau reikia pradinio skiliųjų medžiagų tiekimo.
• Įvairių radioaktyviųjų izotopų, tokių kaip americis, skirtas naudoti dūmų detektoriuose, ir kobalto-60, molibdeno-99 ir kitų, naudojamų kaip atsekamoji medžiaga ir gydymui, kūrimas.
• Branduoliniams ginklams skirtų medžiagų, tokių kaip ginklams tinkamo plutonio, gamyba
• Neutroninės spinduliuotės šaltinio (pavyzdžiui, Lady Godiva impulsinio reaktoriaus) ir pozitroninės spinduliuotės šaltinio sukūrimas (pavyzdžiui, neutronų aktyvacijos analizė ir kalio-argono datavimas)
• Tyrimų reaktorius: Paprastai reaktoriai naudojami moksliniai tyrimai ir mokymas, medžiagų bandymas arba radioizotopų gamyba medicinai ir pramonei. Jie yra daug mažesni nei galios reaktoriai ar laiviniai reaktoriai. Daugelis šių reaktorių yra universitetų miesteliuose. 56 šalyse veikia apie 280 tokių reaktorių. Kai kurie iš jų veikia su labai prisodrintu urano kuru. Dedamos tarptautinės pastangos pakeisti mažai prisodrintą kurą.

Šiuolaikiniai branduoliniai reaktoriai

Suslėgto vandens reaktoriai (PWR)

Šiuose reaktoriuose naudojamas slėginis indas branduoliniam kurui, valdymo strypams, moderatoriui ir aušinimo skysčiui laikyti. Reaktoriai aušinami, o neutronai reguliuojami aukšto slėgio skystu vandeniu. Karštas radioaktyvus vanduo, išeinantis iš slėginio indo, praeina per garo generatoriaus grandinę, kuri savo ruožtu šildo antrinę (neradioaktyviąją) grandinę. Šie reaktoriai sudaro daugumą šiuolaikinių reaktorių. Tai neutroninio reaktoriaus šildymo projektavimo įrenginys, iš kurių naujausi yra VVER-1200, pažangus suslėgto vandens reaktorius ir Europos slėgio vandens reaktorius. Tokio tipo yra JAV karinio jūrų laivyno reaktoriai.

Verdančio vandens reaktoriai (BWR)

Verdančio vandens reaktoriai yra panašūs į suslėgto vandens reaktorius be garo generatoriaus. Verdančio vandens reaktoriuose vanduo taip pat naudojamas kaip aušinimo skystis ir neutronų moderatorius kaip suslėgto vandens reaktoriai, tačiau mažesniu slėgiu, todėl vanduo gali užvirti katilo viduje, sukuriant garą, kuris suka turbinas. Skirtingai nuo slėginio vandens reaktoriaus, čia nėra pirminės ir antrinės grandinės. Šių reaktorių šildymo galia gali būti didesnė ir juos lengviau eksploatuoti. konstruktyviai, ir dar stabilesnis bei saugesnis. Tai terminio neutroninio reaktoriaus įrenginys, iš kurių naujausi yra pažangus verdančio vandens reaktorius ir ekonomiškas supaprastinto verdančio vandens branduolinis reaktorius.

Suslėgtas sunkiojo vandens moderuotas reaktorius (PHWR)

Kanados dizainas (žinomas kaip CANDU), tai yra slėginiai sunkiojo vandens moderuojami reaktoriai. Užuot naudoję vieną slėginį indą, kaip suslėgto vandens reaktoriuose, kuras yra šimtuose aukšto slėgio kanalų. Šie reaktoriai veikia su natūraliu uranu ir yra terminiai neutroniniai reaktoriai. Sunkiojo vandens reaktoriuose galima papildyti degalus, kai jie veikia visu pajėgumu, todėl jie yra labai efektyvūs naudojant uraną (tai leidžia tiksliai valdyti srautą aktyvioje). Sunkiojo vandens CANDU reaktoriai buvo pastatyti Kanadoje, Argentinoje, Kinijoje, Indijoje, Pakistane, Rumunijoje ir Pietų Korėjoje. Indija taip pat eksploatuoja keletą sunkiojo vandens reaktorių, dažnai vadinamų „CANDU dariniais“, pastatytų Kanados vyriausybei nutraukus santykius branduolinė sfera su Indija po „Smiling Buddha“ branduolinio bandymo 1974 m.

Didelės galios kanalinis reaktorius (RBMK)

Sovietinė plėtra, skirta plutoniui, taip pat elektrai gaminti. RBMK naudoja vandenį kaip aušinimo skystį, o grafitą – kaip neutronų moderatorių. RBMK tam tikrais atžvilgiais yra panašūs į CANDU, nes juos galima įkrauti eksploatacijos metu ir naudoti slėginius vamzdelius, o ne slėginį indą (kaip tai daroma suslėgto vandens reaktoriuose). Tačiau, skirtingai nei CANDU, jie yra labai nestabilūs ir nepatogūs, todėl reaktoriaus dangtelis yra brangus. Taip pat buvo nustatyta keletas esminių saugos trūkumų RBMK projektuose, nors kai kurie iš šių trūkumų buvo ištaisyti po Černobylio katastrofos. Pagrindinis jų bruožas yra lengvo vandens ir neprisodrinto urano naudojimas. 2010 m. 11 reaktorių tebėra atviri, daugiausia dėl pagerėjusios saugos ir paramos tarptautinės organizacijos saugumui, pavyzdžiui, JAV energetikos departamentas. Nepaisant šių patobulinimų, RBMK reaktoriai vis dar laikomi vienu pavojingiausių naudojamų reaktorių konstrukcijų. RBMK reaktoriai buvo naudojami tik buvusioje Sovietų Sąjungoje.

Dujomis aušinamas reaktorius (GCR) ir pažangus dujomis aušinamas reaktorius (AGR)

Paprastai jie naudoja grafito neutronų moderatorių ir CO2 aušintuvą. Dėl aukštos darbinės temperatūros jie gali turėti didesnį šilumos gamybos efektyvumą nei suslėgto vandens reaktoriai. Yra daug tokio dizaino veikiančių reaktorių, daugiausia Jungtinėje Karalystėje, kur koncepcija buvo sukurta. Senesnės statybos (ty Magnox stotys) yra arba uždarytos, arba bus uždarytos artimiausiu metu. Tačiau patobulintų dujomis aušinamų reaktorių numatomas eksploatavimo laikas yra dar 10–20 metų. Šio tipo reaktoriai yra terminiai neutroniniai reaktoriai. Piniginės tokių reaktorių eksploatavimo nutraukimo išlaidos gali būti didelės dėl didelio aktyviosios zonos tūrio.

Greitas Breeder Reactor (LMFBR)

Šio reaktoriaus konstrukcija aušinama skystu metalu, be moderatoriaus ir pagamina daugiau kuro nei sunaudoja. Teigiama, kad jie „veisina“ kurą, nes neutronų gaudymo metu gamina skiliąjį kurą. Tokie reaktoriai efektyvumo požiūriu gali veikti taip pat kaip suslėgto vandens reaktoriai, juos reikia kompensuoti aukštas kraujo spaudimas, nes naudojamas skystas metalas, kuris nesukuria perteklinio slėgio net esant labai aukštai temperatūrai. BN-350 ir BN-600 SSRS ir Superphoenix Prancūzijoje buvo tokio tipo reaktoriai, kaip ir Fermi I JAV. Monju reaktorius Japonijoje, sugadintas dėl natrio nuotėkio 1995 m., atnaujintas 2010 m. gegužės mėn. Visuose šiuose reaktoriuose naudojamas/naudojamas skystas natris. Šie reaktoriai yra greitųjų neutronų reaktoriai ir nepriklauso šiluminiams neutroniniams reaktoriams. Šie reaktoriai yra dviejų tipų:

švinu aušinamas

Švino, kaip skysto metalo, naudojimas puikiai apsaugo nuo spinduliuotės ir leidžia dirbti esant labai aukštai temperatūrai. Be to, švinas (dažniausiai) yra skaidrus neutronams, todėl aušinimo skysčiui prarandama mažiau neutronų ir aušinimo skystis netampa radioaktyvus. Skirtingai nuo natrio, švinas paprastai yra inertiškas, todėl yra mažesnė sprogimo ar nelaimingo atsitikimo rizika, tačiau toks didelis švino kiekis gali sukelti toksiškumą ir atliekų šalinimo problemų. Dažnai tokio tipo reaktoriuose gali būti naudojami švino ir bismuto eutektiniai mišiniai. Šiuo atveju bismutas šiek tiek trukdys spinduliuotei, nes jis nėra visiškai skaidrus neutronams ir gali lengviau virsti kitu izotopu nei švinas. Rusijos alfa klasės povandeninis laivas naudoja švinu bismutu aušinamą greitųjų neutronų reaktorių kaip pagrindinę energijos gamybos sistemą.

natriu atšaldytas

Dauguma skystųjų metalų dauginimo reaktorių (LMFBR) yra tokio tipo. Natrio gana lengva gauti ir su juo lengva dirbti, be to, jis padeda išvengti įvairių į jį panardintų reaktoriaus dalių korozijos. Tačiau natris smarkiai reaguoja sąlytyje su vandeniu, todėl reikia būti atsargiems, nors tokie sprogimai nebus daug galingesni už, pavyzdžiui, perkaitinto skysčio nutekėjimą iš SCWR ar RWD. EBR-I yra pirmasis tokio tipo reaktorius, kurio šerdį sudaro lydalas.

Rutulinis reaktorius (PBR)

Jie naudoja kurą, supresuotą į keraminius rutuliukus, kuriuose per rutulius cirkuliuoja dujos. Dėl to jie yra efektyvūs, nepretenzingi, labai saugūs reaktoriai su nebrangiu standartizuotu kuru. Prototipas buvo AVR reaktorius.

Išlydytos druskos reaktoriai

Juose kuras ištirpinamas fluoro druskose arba fluoridai naudojami kaip aušinimo skystis. Jų įvairios apsaugos sistemos, didelis efektyvumas ir didelis energijos tankis tinka transporto priemonėms. Pažymėtina, kad jų šerdyje nėra dalių, kurias būtų veikiamas didelis slėgis, arba degių komponentų. Prototipas buvo MSRE reaktorius, kuriame taip pat buvo naudojamas torio kuro ciklas. Kaip generuojantis reaktorius, jis perdirba panaudotą kurą, atgauna ir uraną, ir transurano elementus, palikdamas tik 0,1 % transurano atliekų, palyginti su šiuo metu veikiančiais įprastiniais vienkartinio urano lengvojo vandens reaktoriais. Atskira problema yra radioaktyvieji skilimo produktai, kurie nėra perdirbami ir turi būti šalinami įprastuose reaktoriuose.

Vandeninis homogeninis reaktorius (AHR)

Šie reaktoriai naudoja kurą tirpių druskų pavidalu, kurios ištirpinamos vandenyje ir sumaišomos su aušinimo skysčiu ir neutronų stabdikliu.

Inovatyvios branduolinės sistemos ir projektai

pažangūs reaktoriai

Daugiau nei dešimt pažangių reaktorių projektų yra įvairiuose kūrimo etapuose. Kai kurie iš jų išsivystė iš RWD, BWR ir PHWR konstrukcijų, kai kurie skiriasi žymiai. Pirmieji apima pažangųjį verdančio vandens reaktorių (ABWR) (du iš jų šiuo metu veikia, o kiti statomi), taip pat planuojamus ekonominius supaprastintos pasyvios saugos verdančio vandens reaktorius (ESBWR) ir AP1000 įrenginius (žr. toliau). Branduolinės energijos programa 2010).

Integruotas greitųjų neutronų branduolinis reaktorius(IFR) buvo pastatytas, išbandytas ir išbandytas devintajame dešimtmetyje, o po to, kai 1990-aisiais dėl branduolinio ginklo neplatinimo politikos atsistatydino Clinton administracija, jis buvo nutrauktas. Panaudoto branduolinio kuro perdirbimas yra jo projekto esmė, todėl jame susidaro tik dalis veikiančių reaktorių atliekų.

Modulinis aukštos temperatūros dujomis aušinamas reaktorius reaktorius (HTGCR) suprojektuotas taip, kad aukšta temperatūra sumažintų galią dėl Doplerio išplėtimo neutronų pluošto skerspjūvyje. Reaktorius naudoja keraminį kurą, todėl jo saugios darbo temperatūros viršija nuvertėjimo temperatūrų diapazoną. Dauguma konstrukcijų vėsinamos inertiniu heliu. Helis negali sukelti sprogimo dėl garų plėtimosi, nesugeria neutronų, kurie sukeltų radioaktyvumą, ir netirpdo teršalų, kurie galėtų būti radioaktyvūs. Tipiškos konstrukcijos susideda iš daugiau pasyviosios apsaugos sluoksnių (iki 7) nei lengvojo vandens reaktoriuose (paprastai 3). Unikali savybė, galinti užtikrinti saugumą, yra ta, kad kuro rutuliukai iš tikrųjų sudaro šerdį ir laikui bėgant pakeičiami po vieną. Dėl kuro elementų konstrukcijos ypatumų juos perdirbti brangu.

Mažas, uždaras, mobilus, autonominis reaktorius (SSTAR) iš pradžių buvo išbandytas ir sukurtas JAV. Reaktorius buvo sumanytas kaip greitųjų neutronų reaktorius su pasyviąja apsaugos sistema, kurią būtų galima išjungti nuotoliniu būdu, jei kiltų įtarimas dėl gedimo.

Švarus ir draugiškas aplinkai pažangus reaktorius (CAESAR) yra branduolinio reaktoriaus, kuris naudoja garą kaip neutronų moderatorių, koncepcija – šis dizainas vis dar kuriamas.

Reduced Water Moderated Reactor yra pagrįstas šiuo metu veikiančiu pažangiu verdančio vandens reaktoriumi (ABWR). Tai nėra greitųjų neutronų reaktorius, o daugiausia naudoja epiterminius neutronus, kurių greitis yra tarpinis tarp terminio ir greito.

Savireguliuojantis branduolinės energijos modulis su vandenilio moderatoriumi (HPM) yra Los Alamos nacionalinės laboratorijos išleistas projektinis reaktorius, kuriame kaip kuras naudojamas urano hidridas.

Subkritiniai branduoliniai reaktoriai suprojektuoti kaip saugesni ir stabilesni, tačiau sudėtingi inžineriniu ir ekonominiu požiūriu. Vienas iš pavyzdžių yra "Energijos stiprintuvas".

Torio pagrindu pagaminti reaktoriai. Torį-232 galima konvertuoti į U-233 specialiai tam skirtuose reaktoriuose. Tokiu būdu iš torio, kuris yra keturis kartus dažniau nei uranas, galima gaminti branduolinį kurą U-233 pagrindu. Manoma, kad U-233 turi palankių branduolinių savybių, palyginti su įprastu U-235, ypač geresniu neutronų efektyvumu ir sumažina ilgai išliekančių transurano atliekų susidarymą.

Pažangus sunkiojo vandens reaktorius (AHWR)- siūlomas sunkiojo vandens reaktorius, kuris reprezentuos naujos kartos PHWR tipo kūrimą. Kuriama Bhabha branduolinių tyrimų centre (BARC), Indija.

KAMINI- unikalus reaktorius, kuriame kaip kuras naudojamas urano-233 izotopas. Pastatytas Indijoje BARC tyrimų centre ir Indira Gandhi branduolinių tyrimų centre (IGCAR).

Indija taip pat planuoja statyti greitųjų neutronų reaktorius, naudojant torio-urano-233 kuro ciklą. FBTR (greitųjų neutronų reaktorius) (Kalpakkam, Indija) eksploatacijos metu naudoja plutonį kaip kurą, o skystą natrį – kaip aušinimo skystį.

Kas yra ketvirtos kartos reaktoriai

Ketvirtosios kartos reaktoriai yra įvairių teorinių projektų, kurie šiuo metu svarstomi, rinkinys. Tikėtina, kad šie projektai nebus įgyvendinti iki 2030 m. Šiuolaikiniai veikiantys reaktoriai paprastai laikomi antros ar trečios kartos sistemomis. Pirmos kartos sistemos jau kurį laiką nenaudojamos. Šios ketvirtosios kartos reaktorių kūrimas buvo oficialiai pradėtas IV kartos tarptautiniame forume (GIF), pagrįstas aštuoniais technologijos tikslais. Pagrindiniai tikslai buvo pagerinti branduolinę saugą, padidinti saugumą nuo platinimo, sumažinti atliekų kiekį ir naudoti gamtos išteklius, taip pat sumažinti tokių stočių statybos ir eksploatavimo išlaidas.

• Dujomis aušinamas greitųjų neutronų reaktorius
• Greitųjų neutronų reaktorius su švino aušintuvu
• Skystos druskos reaktorius
• Natriu aušinamas greitųjų neutronų reaktorius
• Superkritinis vandeniu aušinamas branduolinis reaktorius
• Itin aukštos temperatūros branduolinis reaktorius

Kas yra penktos kartos reaktoriai?

Penktos kartos reaktoriai yra projektai, kurių įgyvendinimas teoriniu požiūriu yra įmanomas, tačiau šiuo metu nėra aktyvaus svarstymo ir tyrimų objektas. Nors tokius reaktorius galima pastatyti per dabartinį ar trumpą laiką, jie mažai įdomūs dėl ekonominio pagrįstumo, praktiškumo ar saugumo priežasčių.

• skystosios fazės reaktorius. Uždara kilpa su skysčiu branduolinio reaktoriaus aktyvioje zonoje, kur skilioji medžiaga yra išlydyto urano arba urano tirpalo pavidalu, aušinamas darbinėmis dujomis, įpurškiamomis į izoliacinio indo pagrindo skylutes.
• Reaktorius su dujų faze aktyvioje erdvėje. Uždarojo ciklo variantas raketai su branduolinis variklis, kur skilioji medžiaga yra dujinis urano heksafluoridas, esantis kvarciniame inde. Darbinės dujos (pavyzdžiui, vandenilis) tekės aplink šį indą ir sugers ultravioletinę spinduliuotę, atsirandančią dėl branduolinės reakcijos. Toks dizainas galėtų būti naudojamas kaip raketos variklis, kaip minėta 1976 m. Harry Harrisono mokslinės fantastikos romane „Skyfall“. Teoriškai naudojant urano heksafluoridą kaip branduolinį kurą (o ne kaip tarpinį produktą, kaip daroma šiuo metu), sumažėtų energijos gamybos sąnaudos, taip pat žymiai sumažėtų reaktorių dydis. Praktiškai reaktorius, veikiantis tokiu dideliu galios tankiu, sukurtų nekontroliuojamą neutronų srautą, susilpnindamas daugumos reaktorių medžiagų stiprumo savybes. Taigi srautas būtų panašus į dalelių, išsiskiriančių termobranduoliniuose įrenginiuose, srautą. Savo ruožtu tam reikėtų naudoti medžiagas, panašias į tas, kurios buvo naudojamos tarptautiniame sintezės švitinimo įrenginio įgyvendinimo projekte.
• Dujinės fazės elektromagnetinis reaktorius. Panašus į dujinės fazės reaktorių, bet su fotovoltiniais elementais, paverčiančiais ultravioletinę šviesą tiesiai į elektros energiją.
• Fragmentacijos pagrindu veikiantis reaktorius
• Hibridinė branduolių sintezė. Naudojami neutronai, išsiskiriantys pirminės arba „medžiagos dauginimosi zonoje“ susiliejimo ir skilimo metu. Pavyzdžiui, U-238, Th-232 arba panaudoto branduolinio kuro/radioaktyviųjų atliekų iš kito reaktoriaus pavertimas santykinai labiau gerybiniais izotopais.

Reaktorius su dujų faze aktyviojoje zonoje. Uždarojo ciklo variantas, skirtas branduolinei raketai, kai skilioji medžiaga yra dujinis urano heksafluoridas, esantis kvarco inde. Darbinės dujos (pavyzdžiui, vandenilis) tekės aplink šį indą ir sugers ultravioletinę spinduliuotę, atsirandančią dėl branduolinės reakcijos. Toks dizainas galėtų būti naudojamas kaip raketos variklis, kaip minėta 1976 m. Harry Harrisono mokslinės fantastikos romane „Skyfall“. Teoriškai naudojant urano heksafluoridą kaip branduolinį kurą (o ne kaip tarpinį produktą, kaip daroma šiuo metu), sumažėtų energijos gamybos sąnaudos, taip pat žymiai sumažėtų reaktorių dydis. Praktiškai reaktorius, veikiantis tokiu dideliu galios tankiu, sukurtų nekontroliuojamą neutronų srautą, susilpnindamas daugumos reaktorių medžiagų stiprumo savybes. Taigi srautas būtų panašus į dalelių, išsiskiriančių termobranduoliniuose įrenginiuose, srautą. Savo ruožtu tam reikėtų naudoti medžiagas, panašias į tas, kurios buvo naudojamos tarptautiniame sintezės švitinimo įrenginio įgyvendinimo projekte.

Dujų fazės elektromagnetinis reaktorius. Panašus į dujinės fazės reaktorių, bet su fotovoltiniais elementais, paverčiančiais ultravioletinę šviesą tiesiai į elektros energiją.

Fragmentacijos pagrindu veikiantis reaktorius

Hibridinė branduolių sintezė. Naudojami neutronai, išsiskiriantys pirminės arba „medžiagos dauginimosi zonoje“ susiliejimo ir skilimo metu. Pavyzdžiui, U-238, Th-232 arba panaudoto branduolinio kuro/radioaktyviųjų atliekų iš kito reaktoriaus pavertimas santykinai labiau gerybiniais izotopais.

Sintezės reaktoriai

Kontroliuojama sintezė gali būti naudojama branduolių sintezės elektrinėse gaminant elektrą be sudėtingumo dirbant su aktinidais. Tačiau išlieka rimtų mokslinių ir technologinių kliūčių. Buvo pastatyti keli branduolių sintezės reaktoriai, tačiau tik neseniai reaktoriai sugebėjo išleisti daugiau energijos nei sunaudoja. Nepaisant to, kad tyrimai buvo pradėti šeštajame dešimtmetyje, manoma, kad komercinis branduolių sintezės reaktorius pradės veikti tik 2050 m. Šiuo metu viduje ITER projektas dedamos pastangos panaudoti sintezės energiją.

Branduolinio kuro ciklas

Šiluminiai reaktoriai paprastai priklauso nuo urano gryninimo ir sodrinimo laipsnio. Kai kurie branduoliniai reaktoriai gali veikti naudojant plutonio ir urano mišinį (žr. MOX kurą). Procesas, kurio metu urano rūda iškasamas, perdirbamas, sodrinamas, naudojamas, galbūt perdirbamas ir šalinamas, žinomas kaip branduolinio kuro ciklas.

Iki 1% urano gamtoje yra lengvai skilusis izotopas U-235. Taigi daugumos reaktorių projektavimas apima sodrinto kuro naudojimą. Sodrinimas apima U-235 dalies didinimą ir paprastai atliekamas naudojant dujų difuziją arba dujų centrifugoje. Prisodrintas produktas toliau paverčiamas urano dioksido milteliais, kurie suspaudžiami ir išdeginami į granules. Šios granulės dedamos į vamzdelius, kurie vėliau užsandarinami. Tokie vamzdžiai vadinami kuro strypais. Kiekvienas branduolinis reaktorius naudoja daug šių kuro strypų.

Dauguma komercinių BWR ir PWR naudoja uraną, prisodrintą iki maždaug 4 % U-235. Be to, kai kuriems pramoniniams reaktoriams, turintiems didelę neutronų ekonomiją, visiškai nereikia prisodrinto kuro (tai yra, jie gali naudoti natūralų uraną). Pagal Tarptautinė agentūra apie branduolinę energiją pasaulyje yra bent jau 100 mokslinių tyrimų reaktorių, kuriuose naudojamas labai prisodrintas kuras (ginklai / 90 % urano sodrinimas). Dėl šios rūšies kuro (galimo naudoti gaminant branduolinius ginklus) vagystės rizika paskatino kampaniją, raginančią pereiti prie mažai prisodrinto urano (kuris kelia mažesnę platinimo grėsmę) reaktorius.

Branduolinės transformacijos procese naudojami skilusieji U-235 ir neskilūs, dalintys U-238. U-235 dalijasi šiluminiai (t. y. lėtai judantys) neutronai. Terminis neutronas yra toks, kuris juda maždaug tokiu pat greičiu kaip ir aplink jį esantys atomai. Kadangi atomų virpesių dažnis yra proporcingas jų absoliuti temperatūra, tada šiluminis neutronas turi didesnę galimybę suskaidyti U-235, kai juda tuo pačiu vibracijos greičiu. Kita vertus, U-238 labiau tikėtina, kad užfiksuotų neutroną, jei neutronas juda labai greitai. U-239 atomas suyra kuo greičiau ir susidaro plutonis-239, kuris pats yra kuras. Pu-239 yra visavertis kuras ir į jį reikėtų atsižvelgti net naudojant labai prisodrintą urano kurą. Kai kuriuose reaktoriuose plutonio dalijimosi procesai turės viršenybę prieš U-235 dalijimosi procesus. Ypač po to, kai originalus pakrautas U-235 yra išeikvotas. Plutonis dalijasi tiek greituose, tiek šiluminiuose reaktoriuose, todėl idealiai tinka tiek branduoliniams reaktoriams, tiek branduolinėms bomboms.

Dauguma esamų reaktorių yra šiluminiai reaktoriai, kuriuose vanduo paprastai naudojamas kaip neutronų stabdiklis (moderatorius reiškia, kad jis sulėtina neutroną iki šiluminio greičio), taip pat kaip aušinimo skystis. Tačiau greitųjų neutronų reaktoriuje naudojamas kiek kitoks aušinimo skystis, kuris per daug nesulėtins neutronų srauto. Tai leidžia vyrauti greitiesiems neutronams, kuriuos galima efektyviai panaudoti nuolatiniam degalų atsargų papildymui. Paprasčiausiai įdėjus į šerdį pigų, neprisodrintą uraną, spontaniškai neskilusis U-238 virs Pu-239, „atgamindamas“ kurą.

Torio pagrindu kuro cikle toris-232 sugeria neutroną tiek greituose, tiek šiluminiuose reaktoriuose. Torio beta skilimo metu susidaro protaktinas-233, o vėliau uranas-233, kuris savo ruožtu naudojamas kaip kuras. Todėl, kaip ir uranas-238, toris-232 yra derlinga medžiaga.

Branduolinių reaktorių techninė priežiūra

Energijos kiekis branduolinio kuro rezervuare dažnai išreiškiamas „visos galios dienomis“, tai yra 24 valandų periodų (dienų), per kuriuos reaktorius veikia visu pajėgumu, kad būtų generuojama šiluminė energija, skaičius. Viso galingumo darbo dienos reaktoriaus darbo cikle (tarp degalų papildymui reikalingų intervalų) yra susijusios su yrančio urano-235 (U-235) kiekiu kuro rinklėse ciklo pradžioje. Kuo didesnis U-235 procentas aktyvioje ciklo pradžioje, tuo daugiau dienų pilnos galios veikimo leis reaktoriui veikti.

Darbo ciklo pabaigoje kai kurių rinklių degalai „išnaudojami“, iškraunami ir pakeičiami į naujas (šviežias) kuro rinkles. Taip pat tokia skilimo produktų kaupimosi branduoliniame kure reakcija lemia branduolinio kuro tarnavimo laiką reaktoriuje. Dar gerokai prieš įvykstant galutiniam dalijimosi procesui, ilgai išliekantys neutronus sugeriantys šalutiniai skilimo produktai turi laiko susikaupti reaktoriuje ir neleidžia vykti grandininei reakcijai. Degalų papildymo metu pakeičiama reaktoriaus aktyviosios zonos dalis paprastai yra ketvirtadalis verdančio vandens reaktoriui ir trečdalis slėginio vandens reaktoriui. Šio panaudoto kuro laidojimas ir saugojimas yra viena iš sunkiausių užduočių organizuojant pramoninės atominės elektrinės veiklą. Tokios branduolinės atliekos yra itin radioaktyvios ir jų toksiškumas kelia pavojų tūkstančius metų.

Ne visi reaktoriai turi būti išjungti, kad būtų papildytas kuras; pavyzdžiui, sferinio sluoksnio branduoliniai reaktoriai, RBMK (didelės galios kanalinis reaktorius), lydytos druskos reaktoriai, Magnox, AGR ir CANDU reaktoriai leidžia perkelti kuro elementus gamyklos veikimo metu. CANDU reaktoriuje galima atskirus kuro elementus įdėti į aktyvią zoną taip, kad būtų galima reguliuoti U-235 kiekį kuro elemente.

Iš branduolinio kuro išgaunamas energijos kiekis vadinamas jo sudegimu, kuris išreiškiamas šilumine energija, kurią sukuria pradinis kuro vieneto svoris. Sudegimas paprastai išreiškiamas šiluminėmis megavatų dienomis vienai tonai pradinio sunkiojo metalo.

Branduolinės energetikos sauga

Branduolinė sauga – tai veiksmai, kuriais siekiama užkirsti kelią branduolinėms ir radiacinėms avarijoms arba lokalizuoti jų padarinius. Branduolinės energetikos pramonė pagerino reaktorių saugą ir našumą, taip pat sugalvojo naujų, saugesnių reaktorių konstrukcijų (kurie paprastai nebuvo išbandyti). Tačiau nėra garantijos, kad tokie reaktoriai bus suprojektuoti, pastatyti ir veiks patikimai. Klaidos įvyksta, kai Japonijos Fukušimos atominės elektrinės reaktorių projektuotojai nesitikėjo, kad žemės drebėjimo sukeltas cunamis išjungs atsarginę sistemą, kuri po žemės drebėjimo turėjo stabilizuoti reaktorių, nepaisant daugybės NRG (Nacionalinės tyrimų grupės) įspėjimų. ir Japonijos administracija branduolinės saugos klausimais. UBS AG teigimu, Fukušimos I branduolinės avarijos verčia abejoti, ar net tokios išsivysčiusios ekonomikos kaip Japonija gali užtikrinti branduolinę saugą. Galimi ir katastrofiški scenarijai, įskaitant Terorizmo aktas. Tarpdisciplininė MIT (Massachusetts Institute of Technology) komanda apskaičiavo, kad, atsižvelgiant į numatomą branduolinės energijos augimą, 2005–2055 m. turėtų įvykti mažiausiai keturios rimtos branduolinės avarijos.

Branduolinės ir radiacinės avarijos

Kai kurios įvykusios rimtos branduolinės ir radiacinės avarijos. Atominės elektrinės avarijos apima SL-1 incidentą (1961 m.), Trijų mylių salos avariją (1979 m.), Černobylio katastrofa(1986), taip pat Fukušimos Daiichi branduolinė katastrofa (2011). Branduolinės energijos avarijos apima reaktorių avarijas K-19 (1961), K-27 (1968) ir K-431 (1985).

Branduoliniai reaktoriai į orbitą aplink Žemę buvo iškelti mažiausiai 34 kartus. Keletas incidentų, susijusių su sovietiniu branduoliniu varikliu nepilotuojamu palydovu RORSAT, paskatino panaudoto branduolinio kuro prasiskverbimą į Žemės atmosferą iš orbitos.

natūralūs branduoliniai reaktoriai

Nors dažnai manoma, kad branduolio dalijimosi reaktoriai yra šiuolaikinių technologijų produktas, pirmieji branduoliniai reaktoriai randami gamtoje. Natūralus branduolinis reaktorius gali susidaryti, kai tam tikromis sąlygomis, imituojančias sąlygas pastatytame reaktoriuje. Iki šiol trijuose atskiruose rūdos telkiniuose Oklo urano kasykloje Gabone (Vakarų Afrika) buvo aptikta iki penkiolikos natūralių branduolinių reaktorių. Gerai žinomus „negyvus“ Ocllo reaktorius 1972 metais pirmą kartą atrado prancūzų fizikas Francisas Perrinas. Savaime išsilaikanti branduolio dalijimosi reakcija šiuose reaktoriuose įvyko maždaug prieš 1,5 milijardo metų ir buvo palaikoma kelis šimtus tūkstančių metų, per šį laikotarpį pagamindama vidutiniškai 100 kW galios. Natūralaus branduolinio reaktoriaus sąvoką teorija paaiškino dar 1956 metais Paulas Kuroda iš Arkanzaso universiteto.

Tokių reaktorių Žemėje nebegalima formuoti: radioaktyvus skilimas per šį milžinišką laikotarpį sumažino U-235 kiekį gamtiniame urane žemiau lygio, reikalingo grandininei reakcijai palaikyti.

Natūralūs branduoliniai reaktoriai susiformavo, kai turtingi urano mineralų telkiniai pradėjo pildytis požeminiu vandeniu, kuris veikė kaip neutronų stabdiklis ir sukėlė reikšmingą grandininę reakciją. Neutronų moderatorius vandens pavidalu išgaravo, todėl reakcija paspartėjo, o po to kondensavosi atgal, todėl branduolinė reakcija sulėtėjo ir neleidžia tirpti. Skilimo reakcija tęsėsi šimtus tūkstančių metų.

Tokius natūralius reaktorius plačiai tyrinėjo mokslininkai, besidomintys radioaktyviųjų atliekų šalinimu geologinėje aplinkoje. Jie siūlo atvejo tyrimą, kaip radioaktyvieji izotopai migruotų per žemės plutą. Tai yra esminis dalykas geologinio atliekų šalinimo kritikams, kurie baiminasi, kad atliekose esantys izotopai gali patekti į vandens atsargas arba migruoti į aplinką.

Branduolinės energetikos aplinkosaugos problemos

Branduolinis reaktorius į orą ir požeminius vandenis išskiria nedidelius tričio Sr-90 kiekius. Tričiu užterštas vanduo yra bespalvis ir bekvapis. Didelės Sr-90 dozės padidina kaulų vėžio ir leukemijos riziką gyvūnams ir, tikėtina, žmonėms.

Paprastam žmogui šiuolaikiniai aukštųjų technologijų prietaisai yra tokie paslaptingi ir paslaptingi, kad juos garbinti tiesiog dera, kaip senoliai garbino žaibus. Mokyklinės fizikos pamokos, kupinos matematinių skaičiavimų, problemos neišsprendžia. Bet įdomu papasakoti net apie branduolinį reaktorių, kurio veikimo principas aiškus net paaugliui.

Kaip veikia branduolinis reaktorius?

Šio aukštųjų technologijų įrenginio veikimo principas yra toks:

1. Kai neutronas absorbuojamas, branduolinis kuras (dažniausiai tai uranas-235 arba plutonis-239) vyksta atomo branduolio dalijimasis;
2. Išsiskiria kinetinė energija, gama spinduliuotė ir laisvieji neutronai;
3. Kinetinė energija paverčiama šilumine energija (branduoliams susidūrus su aplinkiniais atomais), gama spinduliuotę sugeria pats reaktorius, taip pat paverčiama šiluma;
4. Dalį susidariusių neutronų sugeria kuro atomai, o tai sukelia grandininę reakciją. Jai valdyti naudojami neutronų absorberiai ir moderatoriai;
5. Aušinimo skysčio (vandens, dujų ar skysto natrio) pagalba pašalinama šiluma iš reakcijos vietos;
6. Garo turbinoms varyti naudojami suslėgti garai iš pašildyto vandens;
7. Generatoriaus pagalba turbinų sukimosi mechaninė energija paverčiama kintama elektros srove.

Klasifikavimo metodai

Reaktorių tipologijos priežastys gali būti daug:

• Pagal branduolinės reakcijos tipą. Dalijimasis (visi komerciniai įrenginiai) arba sintezė (termobranduolinė energija, plačiai paplitusi tik kai kuriuose tyrimų institutuose);
• Pagal aušinimo skystį. Daugeliu atvejų tam naudojamas vanduo (verdantis arba sunkus). Kartais naudojami alternatyvūs tirpalai: skystas metalas (natris, švino ir bismuto lydinys, gyvsidabris), dujos (helis, anglies dioksidas arba azotas), išlydyta druska (fluorido druskos);
• Pagal kartą. Pirmasis yra ankstyvieji prototipai, kurie neturėjo jokios komercinės prasmės. Antroji – dauguma šiuo metu naudojamų atominių elektrinių, pastatytų iki 1996 m. Trečioji karta nuo ankstesnės skiriasi tik nedideliais patobulinimais. Ketvirtosios kartos darbas vis dar vyksta;
• Pagal bendrą būklę kuras (dujos vis dar egzistuoja tik popieriuje);
• Pagal naudojimo paskirtį(elektrai gaminti, variklio užvedimui, vandenilio gamybai, gėlinimui, elementų transmutacijai, nervinei spinduliuotei gauti, teoriniai ir tyrimo tikslai).

Branduolinio reaktoriaus įtaisas

Pagrindiniai reaktorių komponentai daugumoje elektrinių yra:

1. Branduolinis kuras – medžiaga, reikalinga šilumai jėgainėms gaminti (dažniausiai mažai prisodrintas uranas);
2. Branduolinio reaktoriaus aktyvioji zona – čia vyksta branduolinė reakcija;
3. Neutronų moderatorius – sumažina greitųjų neutronų greitį, paversdamas juos šiluminiais neutronais;
4. Pradinis neutronų šaltinis – naudojamas patikimam ir stabiliam branduolinės reakcijos paleidimui;
5. Neutronų sugėriklis – kai kuriose elektrinėse, siekiant sumažinti aukštą šviežio kuro reaktyvumą;
6. Neutroninė haubica – naudojama reakcijai iš naujo inicijuoti išjungus;
7. Aušinimo skystis (išgrynintas vanduo);
8. Valdymo strypai – urano ar plutonio branduolių dalijimosi greičiui reguliuoti;
9. Vandens siurblys - pumpuoja vandenį į garo katilą;
10. Garo turbina – garo šiluminę energiją paverčia sukimosi mechanine energija;
11. Aušinimo bokštas – šilumos pertekliaus pašalinimo į atmosferą įrenginys;
12. Radioaktyviųjų atliekų priėmimo ir saugojimo sistema;
13. Saugos sistemos (avariniai dyzeliniai generatoriai, avarinio šerdies aušinimo įrenginiai).

Kaip veikia naujausi modeliai

Naujausios 4-osios kartos reaktoriai bus pradėti eksploatuoti komerciniais tikslais ne anksčiau kaip 2030 m. Šiuo metu jų darbo principas ir išdėstymas yra kūrimo stadijoje. Remiantis dabartiniais duomenimis, šios modifikacijos skirsis nuo esamus modelius toks naudos:

• Greito dujų aušinimo sistema. Manoma, kad helis bus naudojamas kaip aušinimo skystis. Pagal projektinę dokumentaciją tokiu būdu galima vėsinti 850 °C temperatūros reaktorius. Norint dirbti tokioje aukštoje temperatūroje, reikalingos ir specifinės žaliavos: kompozicinės keraminės medžiagos ir aktinidiniai junginiai;
• Kaip pirminį aušinimo skystį galima naudoti šviną arba švino ir bismuto lydinį. Šios medžiagos turi mažą neutronų sugertį ir santykinai žemą lydymosi temperatūrą;
• Taip pat kaip pagrindinis aušinimo skystis gali būti naudojamas išlydytų druskų mišinys. Taigi bus galima dirbti aukštesnėje temperatūroje nei šiuolaikiniai vandeniu aušinami kolegos.

Natūralūs analogai gamtoje

Branduolinis reaktorius suvokiamas kaip visuomenės sąmonė išskirtinai kaip aukštųjų technologijų produktas. Tačiau iš tikrųjų pirmasis įrenginys turi natūralios kilmės . Jis buvo aptiktas Oklo regione, Centrinės Afrikos Gabono valstijoje:

• Reaktorius susidarė dėl urano uolienų užtvindymo požeminiu vandeniu. Jie veikė kaip neutronų moderatoriai;
• Urano skilimo metu išsiskirianti šiluminė energija vandenį paverčia garais, grandininė reakcija sustoja;
• Aušinimo skysčio temperatūrai nukritus, viskas kartojasi dar kartą;
• Jei skystis nebūtų užviręs ir sustabdęs reakcijos eigą, žmonija būtų susidūrusi su nauja stichine nelaime;
• Savaime išsilaikantis branduolių dalijimasis šiame reaktoriuje prasidėjo maždaug prieš pusantro milijardo metų. Per šį laiką buvo skirta apie 0,1 mln. vatų išėjimo galios;
• Toks pasaulio stebuklas Žemėje yra vienintelis žinomas. Naujų atsiradimas neįmanomas: urano-235 dalis natūraliose žaliavose yra daug mažesnė nei lygis, reikalingas grandininei reakcijai palaikyti.

Kiek branduolinių reaktorių yra Pietų Korėjoje?

Skurdžiai gamtos išteklių, bet pramoninei ir perpildytai Korėjos Respublikai labai reikia energijos. Atsižvelgiant į tai, kad Vokietija atsisako taikaus atomo, ši šalis turi daug vilčių pažaboti branduolines technologijas:

• Planuojama, kad iki 2035 metų atominėse elektrinėse pagaminamos elektros dalis pasieks 60 proc., o bendra produkcija – daugiau nei 40 gigavatų;
• Šalis neturi atominiai ginklai, tačiau branduolinės fizikos tyrimai tebevyksta. Korėjos mokslininkai sukūrė modernių reaktorių konstrukcijas: modulinius, vandenilinius, su skystu metalu ir kt.;
• Vietos mokslininkų sėkmė leidžia parduoti technologijas užsienyje. Tikimasi, kad per artimiausius 15-20 metų šalis eksportuos 80 tokių vienetų;
• Tačiau šiandien dauguma atominių elektrinių buvo pastatytos padedant amerikiečių ar prancūzų mokslininkams;
• Veikiančių stočių yra palyginti nedaug (tik keturios), tačiau kiekvienoje iš jų yra nemažai reaktorių – iš viso po 40, ir šis skaičius augs.

Bombarduojamas neutronais, branduolinis kuras patenka į grandininę reakciją, dėl kurios susidaro didžiulis šilumos kiekis. Sistemoje esantis vanduo paima šią šilumą ir paverčia ją garais, kurie paverčia turbinas, gaminančias elektrą. Štai paprasta atominio reaktoriaus, galingiausio energijos šaltinio Žemėje, veikimo schema.

Vaizdo įrašas: kaip veikia branduoliniai reaktoriai

Šiame vaizdo įraše branduolinės fizikas Vladimiras Čaikinas papasakos, kaip branduoliniuose reaktoriuose generuojama elektra, detalią jų struktūrą: