Устройство и принцип работы

Механизм энерговыделения

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер , для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии - энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов , в случае же ядерных реакций - это минимум 10 7 из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Конструкция

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

• Активная зона с ядерным топливом и замедлителем ;
• Отражатель нейтронов , окружающий активную зону;
• Система регулирования цепной реакции , в том числе аварийная защита ;
• Радиационная защита;
• Система дистанционного управления.

Физические принципы работы

См. также основные статьи:

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ , которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

• k > 1 - цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - подкритичен , ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава 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 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

, где

• η - выход нейтронов на два поглощения.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора - объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса - масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг, для 239 Pu - 0,5 кг. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает , для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К ∞ - 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси и , или других веществ.

Иодная яма

Основная статья: Иодная яма

Иодная яма - состояние ядерного реактора после его выключения, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона . Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности , что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

Классификация

По назначению

По характеру использования ядерные реакторы делятся на :

• Энергетические реакторы , предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике , а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях . Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт . В отдельную группу выделяют:
  • Транспортные реакторы , предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения - морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике .
• Экспериментальные реакторы , предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт .
• Исследовательские реакторы , в которых потоки нейтронов и гамма-квантов , создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики , физики твёрдого тела , радиационной химии , биологии , для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
• Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы , используемые для наработки изотопов , применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239 Pu . Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды .

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми . Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

По спектру нейтронов

• Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
• Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

По размещению топлива

• Гетерогенные реакторы , где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
• Гомогенные реакторы , где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки .

По виду топлива

• изотопы урана 235, 238, 233 ( 235 U , 238 U , 233 U)
• изотоп плутония 239 ( 239 Pu), также изотопы 239-242 Pu в виде смеси с 238 U (MOX-топливо)
• изотоп тория 232 (232 Th) (посредством преобразования в 233 U)

По степени обогащения:

• природный уран
• слабо обогащённый уран
• высоко обогащённый уран

По химическому составу:

• металлический U
• UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

• Газ, (см. Графито-газовый реактор)
• D 2 O (тяжёлая вода , см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)

По роду замедлителя

• С (графит , см. Графито-газовый реактор , Графито-водный реактор)
• H 2 O (вода, см. Легководный реактор , Водо-водяной реактор , ВВЭР)
• D 2 O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор , CANDU)
• Гидриды металлов
• Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)

По конструкции

По способу генерации пара

• Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор , ВВЭР)

Классификация МАГАТЭ

• PWR (pressurized water reactors) - водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);
• BWR (boiling water reactor) - кипящий реактор ;
• FBR (fast breeder reactor) - реактор-размножитель на быстрых нейтронах ;
• GCR (gas-cooled reactor) - газоохлаждаемый реактор;
• LWGR (light water graphite reactor) - графито-водный реактор
• PHWR (pressurised heavy water reactor) - тяжеловодный реактор

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов , γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. В реакторах есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом , тепловыделяющие кассеты - с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах. Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива

В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов . Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Основная причина отравления реактора - , обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10 6 барн). Период полураспада 135 Xe T 1/2 = 9,2 ч; выход при делении составляет 6-7 %. Основная часть 135 Xe образуется в результате распада (T 1/2 = 6,8 ч). При отравлении К эф изменяется на 1-3 %. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям:

1. К увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности реактора после его остановки или снижения мощности («иодная яма»), что делает невозможным кратковременные остановки и колебания выходной мощности. Данный эффект преодолевается введением запаса реактивности в органах регулирования. Глубина и продолжительность иодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10 18 нейтрон/(см²·сек) продолжительность йодной ямы ˜ 30 ч, а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К эф, вызванное отравлением 135 Xe.
2. Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 10 18 нейтронов/(см²·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это ТВЭЛы разных «возрастов».

В случае полной замены топлива, реактор имеет избыточную реактивность, которую нужно компенсировать, тогда как во втором случае компенсация требуется только при первом пуске реактора. Непрерывная перегрузка позволяет повысить глубину выгорания, так как реактивность реактора определяется средними концентрациями делящихся изотопов.

Масса загруженного топлива превосходит массу выгруженного за счёт «веса» выделившейся энергии. После остановки реактора, сначала главным образом за счёт деления запаздывающими нейтронами, а затем, через 1-2 мин, за счёт β- и γ-излучения осколков деления и трансурановых элементов, в топливе продолжается выделение энергии. Если реактор работал достаточно долго до момента остановки, то через 2 мин после остановки выделение энергии составляет около 3 %, через 1 ч - 1 %, через сутки - 0,4 %, через год - 0,05 % от первоначальной мощности.

Отношение количества делящихся изотопов Pu, образовавшихся в ядерном реакторе, к количеству выгоревшего 235 U называется коэффициентом конверсии K K . Величина K K увеличивается при уменьшении обогащения и выгорания. Для тяжеловодного реактора на естественном уране, при выгорании 10 ГВт·сут/т K K = 0,55, а при небольших выгораниях (в этом случае K K называется начальным плутониевым коэффициентом ) K K = 0,8. Если ядерный реактор сжигает и производит одни и те же изотопы (реактор-размножитель), то отношение скорости воспроизводства к скорости выгорания называется коэффициентом воспроизводства К В. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах К В < 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 растёт, а а падает.

Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием , которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют поглощающие стержни , вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном , и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты , в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции , осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней - система аварийной защиты .

Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью , является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.

Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления , которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом - бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора .

См. также

• Перечень атомных реакторов, спроектированных и построенных в Советском Союзе

Литература

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

Примечания

1. «ZEEP - Canada’s First Nuclear Reactor» , Canada Science and Technology Museum.
2. Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. - М .: Логос, 2008. - 438 с. -

Значение атомной энергетики в современном мире

Атомная энергетика за последние несколько десятилетий сделала огромный шаг вперед, став одним из важнейших источников электроэнергии для многих стран. В то же время следует помнить, что за развитием данной отрасли народного хозяйства стоят огромные усилия десятков тысяч ученых, инженеров и простых рабочих, делающих все для того, чтобы «мирный атом» не превратился в реальную угрозу для миллионов людей. Настоящим стержнем любой атомной электростанции является ядерный реактор.

История создания ядерного реактора

Первое подобное устройство было построено в самый разгар второй мировой войны в США известным ученым и инженером Э. Ферми. Из-за своего необычного вида, напоминавшего стопку сложенных друг на друга графитовых блоков, этот ядерный реактор получил название «Чикагская стопка». Стоит отметить, что работало данное устройство на уране, который помещался как раз между блоками.

Создание ядерного реактора в Советском Союзе

В нашей стране ядерной тематике также уделяли повышенное внимание. Несмотря на то, что основные усилия ученых были сконцентрированы на военном применении атома, они активно использовали полученные результаты и в мирных целях. Первый ядерный реактор под кодовым обозначением Ф-1 был построен группой ученых под руководством знаменитого физика И. Курчатова в конце декабря 1946 года. Значительным его недостатком было отсутствие какой бы то ни было системы охлаждения, поэтому мощность выделяемой им энергии была крайне незначительна. В то же время советские исследователи довели до конца начатые ими работы, результатом чего стало открытие спустя всего восемь лет первой в мире электростанции на ядерном топливе в городе Обнинске.

Принцип действия реактора

Ядерный реактор представляет собой крайне сложное и опасное техническое устройство. Его принцип действия основан на том, что при распаде урана происходит выброс нескольких нейтронов, которые, в свою очередь, выбивают элементарные частицы из соседних атомов урана. В результате этой цепной реакции выделяется значительное количество энергии в виде тепла и гамма-лучей. В то же время следует учитывать тот факт, что если эту реакцию никак не контролировать, то деление атомов урана в максимально короткие сроки может привести к мощному взрыву с нежелательными последствиями.

Для того чтобы реакция протекала в строго очерченных рамках, огромное значение имеет устройство ядерного реактора. В настоящее время каждое подобное сооружение представляет собой своеобразный котел, через который протекает теплоноситель. В этом качестве обычно используется вода, однако существуют АЭС, в которых применяются жидкий графит или тяжелая вода. Современный ядерный реактор невозможно представить себе без сотен специальных кассет шестигранной формы. В них находятся тепловыделяющие элементы, по каналам которых и протекают теплоносители. Данная кассета покрыта специальным слоем, который способен отражать нейтроны и замедлять тем самым цепную реакцию

Ядерный реактор и его защита

Он имеет несколько уровней защиты. Помимо собственно корпуса, сверху его покрывает специальная теплоизоляция и биологическая защита. С инженерной точки зрения данное сооружение представляет собой мощный железобетонный бункер, двери в который закрываются максимально герметично.

Мы настолько привыкли к электричеству, что не задумываемся, откуда оно берётся. В основном, оно вырабатывается на электростанциях, которые используют для этого различные источники. Электростанции бывают тепловые, ветряные, геотермальные, солнечные, гидроэлектростанции, атомные. Именно последние вызывают больше всего споров. Спорят об их нужности, надёжности.

По производительности атомная энергетика сегодня – одна из самых эффективных и её доля в мировом производстве электрической энергии довольно значительна, более четверти.

Как устроена атомная электростанция, за счёт чего она вырабатывает энергию? Основной элемент атомной электростанции – ядерный реактор. В нём протекает цепная ядерная реакция, в результате которой выделяется тепло. Реакция эта управляемая, именно поэтому мы можем использовать энергию постепенно, а не получаем ядерный взрыв.

Основные элементы ядерного реактора

• Ядерное топливо: обогащённый уран, изотопы урана и плутония. Чаще всего используется уран 235;
• Теплоноситель для вывода энергии, которая образуется при работе реактора: вода, жидкий натрий и др.;
• Регулирующие стержни;
• Замедлитель нейтронов;
• Оболочка для защиты от излучения.

Видео работы ядерного реактора

Как работает ядерный реактор?

В активной зоне реактора располагаются тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) – ядерное топливо. Они собраны в кассеты, включающие в себя по несколько десятков ТВЭЛов. По каналам через каждую кассету протекает теплоноситель. ТВЭЛы регулируют мощность реактора. Ядерная реакция возможна только при определённой (критической) массе топливного стержня. Масса каждого стержня в отдельности ниже критической. Реакция начинается, когда все стержни находятся в активной зоне. Погружая и извлекая топливные стержни, реакцией можно управлять.

Итак, при превышении критической массы топливные радиоактивные элементы, выбрасывают нейтроны, которые сталкиваются с атомами. В результате образуется нестабильный изотоп, который сразу же распадается, выделяя энергию в виде гамма излучения и тепла. Частицы, сталкиваясь, сообщают кинетическую энергию друг другу, и количество распадов в геометрической прогрессии увеличивается. Это и есть цепная реакция — принцип работы ядерного реактора. Без управления она происходит молниеносно, что приводит к взрыву. Но в ядерном реакторе процесс находится под контролем.

Таким образом в активной зоне выделяется тепловая энергия, которая передаётся воде, омывающей эту зону (первый контур). Здесь температура воды 250-300 градусов. Далее вода отдаёт тепло второму контуру, после этого – на лопатки турбин, вырабатывающих энергию. Преобразование ядерной энергии в электрическую можно представить схематично:

1. Внутренняя энергия уранового ядра,
2. Кинетическая энергия осколков распавшихся ядер и освободившихся нейтронов,
3. Внутренняя энергия воды и пара,
4. Кинетическая энергия воды и пара,
5. Кинетическая энергия роторов турбины и генератора,
6. Электрическая энергия.

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, объединенных металлической оболочкой. Эта оболочка играет также роль отражателя нейтронов. Среди кассет вставлены управляющие стержни для регулировки скорости реакции и стержни аварийной защиты реактора. Далее, вокруг отражателя устанавливается теплоизоляция. Поверх теплоизоляции находится защитная оболочка из бетона, которая задерживает радиоактивные вещества и не пропускает их в окружающее пространство.

Где используются ядерные реакторы?

• Энергетические ядерные реакторы используются на атомных электростанциях, в судовых электрических установках, на атомных станциях теплоснабжения.
• Реакторы конвекторы и размножители применяются для производства вторичного ядерного топлива.
• Исследовательские реакторы нужны для радиохимических и биологических исследований, производства изотопов.

Несмотря на все споры и разногласия по поводу ядерной энергетики атомные электростанции продолжают строиться и эксплуатироваться. Одна из причин – экономичность. Простой пример: 40 цистерн мазута или 60 вагонов угля производят столько же энергии, сколько 30 килограммов урана.

Отправить

Что такое ядерный реактор?

Ядерный реактор, ранее известный как "атомный котёл" является устройством, используемым для инициирования и контроля поддерживаемой ядерной цепной реакции. Ядерные реакторы используются на атомных электростанциях для производства электроэнергии и для корабельных двигателей. Тепло от ядерного деления передается в рабочую жидкость (воду или газ), которая проходит через паровые турбины. Вода или газ приводят в движение лопасти корабля, либо вращают электрогенераторы. Пар, возникающий в результате ядерной реакции в принципе может использоваться для тепловой промышленности или для централизованного теплоснабжения. Некоторые реакторы используются для производства изотопов, применяемых в медицинских и промышленных целях или для производства оружейного плутония. Некоторые из них предназначены только для исследований. Сегодня существует около 450 ядерных энергетических реакторов, которые используются для выработки электроэнергии примерно в 30 странах мира.

Принцип работы ядерного реактора

Подобно тому, как обычные электростанции вырабатывают электроэнергию за счет использования тепловой энергии, выделяемой от сжигания ископаемого топлива, ядерные реакторы преобразуют энергию, выделяемую контролируемым делением ядер, в тепловую энергию для дальнейшего преобразования в механические или электрические формы.

Процесс деления атомного ядра

Когда значительное количество распадающихся атомных ядер (такие как уран-235 или плутоний-239) поглощают нейтрон, то может произойти процесс ядерного распада. Тяжелое ядро ​​распадается на два или более легких ядер, (продукты деления), высвобождая кинетическую энергию, гамма-излучение и свободные нейтроны. Часть этих нейтронов впоследствии могут быть поглощены другими атомами делящихся и вызвать дальнейшее деление, которое высвобождает ещё больше нейтронов, и так далее. Данный процесс известен как цепная ядерная реакция.

Для управления такой цепной ядерной реакцией, поглотители и замедлители нейтронов могут изменить долю нейтронов, которые пойдут на деление большего количества ядер. Ядерные реакторы управляются вручную или автоматически, чтобы иметь возможность остановить реакцию распада при выявлении опасных ситуаций.

Обычно используются такие регуляторы нейтронного потока как обычная ("легкая") вода (74,8% реакторов в мире), твердый графит (20% реакторов) и "тяжелая" воды (5% реакторов). В некоторых экспериментальных типах реакторов предлагается использовать бериллий, и углеводороды.

Тепловыделение в ядерном реакторе

Рабочая зона реактора вырабатывает тепло несколькими способами:

• Кинетическая энергия продуктов деления преобразуется в тепловую энергию, когда ядра сталкиваются с соседними атомами.
• Реактор поглощает часть гамма-излучения, образующегося в ходе деления и преобразует его энергию в тепло.
• Тепло вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления и тех материалов, которые подверглись воздействию в ходе поглощения нейтронов. Этот источник тепла будет сохраняться неизменным в течение некоторого времени, даже после того, как реактор остановлен.

В ходе ядерных реакций килограмм урана-235 (U-235) выделяет примерно в три миллиона раз больше энергии, чем килограмм сжигаемого угля условно (7,2 × 1013 джоулей на килограмм урана-235 по сравнению с 2,4 × 107 джоулей на килограмм угля) ,

Система охлаждения ядерного реактора

Охладитель ядерного реактора - обычно вода, но иногда газ, жидкий металл (например, жидкий натрий) или расплавленная соль - он циркулирует вокруг активной зоны реактора для поглощения выделяющегося тепла. Тепло отводится из реактора и затем используется для генерации пара. Большинство реакторов используют систему охлаждения, которая физически изолирована от воды, которая кипит и генерирует пар, используемый для турбин, как реактор с водой под давлением. Тем не менее, в некоторых реакторах вода для паровых турбин кипит непосредственно в активной зоне реактора; например, в водо-водяном типе реактора.

Контроль нейтронного потока в реакторе

Выходная мощность реактора регулируется путем контроля количества нейтронов способных вызвать больше делений.

Управляющие стержни, которые сделаны из "нейтронного яда" используются для поглощения нейтронов. Чем больше нейтронов, поглощается управляющим стержнем, тем меньше нейтронов могут вызвать дальнейшее деление. Таким образом, погружение поглотительных стержней вглубь реактора, уменьшает его выходную мощность и, наоборот, извлечение управляющего стержня увеличит её.

На первом уровне управления во всех ядерных реакторов, процесс задержанной эмиссии нейтронов ряда нейтронообогащенных изотопов деления является важным физическим процессом. Эти запаздывающие нейтроны составляют около 0,65% от общего числа нейтронов, образующихся при делении, а остальная часть (так называемые "быстрые нейтроны"), образуются сразу в ходе деления. Продукты деления, которые формируют запаздывающие нейтроны обладают периодами полураспада от миллисекунд до нескольких минут, и поэтому требуется значительное время, чтобы точно определить, когда реактор достигает критической точки. Поддержание реактора в режиме цепной реактивности, где запаздывающие нейтроны необходимы для достижения критической массы, достигается при помощи механических устройств или управлением под контролем человека, с целью контроля над цепной реакцией в "реальном времени"; в ином случае время между достижением критичности и плавлением активной зоны ядерного реактора в результате экспоненциального скачка напряжения в ходе нормальной ядерной цепной реакции, будет слишком коротким, чтобы осуществить вмешательство. Этот последний этап, где запаздывающие нейтроны больше не требуется для поддержания критичности, известен как критичность по мгновенным нейтронам. Существует шкала для описания критичности в числовой форме, в которой затравочная критичность обозначена термином "ноль долларов", быстрая критическая точка как "один доллар", другие моменты в процессе интерполированы в "центах".

В некоторых реакторах, охлаждающая жидкость также выступает в роли замедлителя нейтронов. Замедлитель увеличивает мощность реактора, заставляя быстрые нейтроны, которые высвобождаются в ходе деления терять энергию и становятся тепловыми нейтронами. Тепловые нейтроны с большей вероятностью, чем быстрые нейтроны вызывают деление. Если охладитель является также замедлителем нейтронов, то изменения температуры могут повлиять на плотность охладителя / замедлителя и, следовательно, на изменение выходной мощности реактора. Чем выше температура охладителя, тем он будет менее плотным, и, следовательно, менее эффективным замедлителем.

В других типах реакторов охладитель выступает в роли "нейтронного яда", поглощая нейтроны, таким же способом, как и регулирующие стержни. В этих реакторах выходная мощность может быть увеличена путем нагрева охладителя, что делает его менее плотным. Ядерные реакторы, как правило, имеют автоматические и ручные системы для остановки реактора для аварийного отключении. Эти системы помещают большого количества "нейтронного яда" (часто бора в виде борной кислоты) в реактор для того, чтобы остановить процесс деления, если обнаружены или предполагаюстя опасные состояния.

Большинство типов реакторов чувствительны к процессу известному как "ксеноновая яма" или "йодная яма". Рапространенный продукт распада ксенон-135, возникающий в результате реакции деления, играет роль нейтронного поглотителя, который стремится остановить реактор. Накоплением ксенона-135 можно управлять, поддерживая достаточно высокий уровень мощности, чтобы уничтожить его путем поглощения нейтронов так же быстро, как он производится. Деление также приводит к формированию йода-135, который в свою очередь распадается (с периодом полураспада 6,57 часа) с образованием ксенона-135. Когда реактор остановлен, йод-135 продолжает распадаться с образованием ксенона-135, что делает перезапуск реактора более трудным в течение одного или двух дней, так как ксенон-135 распадается, образуя цезий-135, который не является таким нейтронным поглотителем, как ксенон-135, с периодом полураспада 9,2 часа. Такое временное состояние является "йодной ямой". Если реактор имеет достаточную дополнительные мощность, то он может быть перезапущен. Чем больше ксенона-135 превратится в ксенон-136, что меньше нейтронного поглотителя, и в течение нескольких часов реактор испытывает так называемый "этап ксенонового выгорания". Дополнительно в реактор должны быть вставлены управляющие стержни, чтобы скомпенсировать поглощение нейтронов взамен утерянного ксенона-135. Невозможность правильно соблюдать такую процедуру послужило ключевой причиной аварии на Чернобыльской АЭС.

Реакторы, используемые в судовых атомных установках (особенно атомных подводных лодок), часто не могут быть запущены в режиме непрерывной выработки энергии таким же образом, что и наземные энергетические реакторы. Кроме того, такие энергетические установки должны обладать длительным периодом эксплуатации без смены топлива. По этой причине многие конструкции используют высокообогащенный уран, но содержат выгорающий поглотитель нейтроннов в топливных стержнях. Это позволяет сконструировать реактор с избытком расщепляющегося материала, который относительно безопасен в начале выгорания топливного цикла реактора в связи с наличием нейтронного поглощающего материала, который впоследствии замещается обычными долговечными поглотителями нейтронов (более долговечными, чем ксенон-135), которые постепенно накапливаются в течение срока эксплуатации топлива.

Как производится электроэнергия?

Энергия, образующаяся в процессе деления генерирует тепло, часть которого может быть преобразована в полезную энергию. Общий метод использования этой тепловой энергии - это использование её для кипячения воды и получения пара под давлением, который в свою очередь, приводит к вращению привода паровой турбины, которая вращает генератор переменного тока и вырабатывает электроэнергию.

История появления первых реакторов

Нейтроны былы открыты в 1932 г. Схема цепной реакции, спровоцированная ядерными реакциями в результате воздействия нейтронов впервые была осуществлена венгерским ученым Лео Силлардом, в 1933 году. Он подал заявку на патент идеи своего простого реактора в течение уже следующего года работы в Адмиралтействе в Лондоне. Тем не менее, идея Сцилларда не включала в себя теорию деления ядер как источника нейтронов, так как этот процесс еще не был обнаружен. Идеи Сцилларда для ядерных реакторов с использованием нейтронно-опосредованной ядерной цепной реакции в легких элементов оказались неосуществимыми.

Побуждением для создания нового типа реактора с использованием урана послужило открытие Лизе Мейтнер, Фрица Штрассмана и Отто Гана в 1938 году, которые "бомбардировали" уран нейтронами (с помощью реакции альфа-распада бериллия, "нейтронной пушкой") с образованием бария, который, как они считали, возник при распаде ядер урана. Последующие исследования, проведенные в начале 1939 года (Сцилард и Ферми) показали, что некоторые нейтроны также образовались в ходе ходе расшепления атома и это сделало возможным осуществление ядерной цепной реакции, как предвидел Сцилард шесть лет назад.

2 августа 1939 Альберт Эйнштейн подписал письмо, написанное Сциллардом, президенту Франклину Д. Рузвельту, где повествуется о том, что открытие деления урана может привести к созданию "чрезвычайно мощных бомб нового типа". Это дало толчок к изучению реакторов и радиоактивного распада. Сциллард и Эйнштейн хорошо знали друг друга и работали вместе много лет, но Эйнштейн никогда не думал о такой возможности для ядерной энергетики, до тех пор пока Сциллард не сообщил ему, в самом начале его поисках, чтобы и написать письмо Эйнштейна-Сцилларда, чтобы предупредить правительство США,

Вскоре после этого, в 1939 году гитлеровская Германия напала на Польшу, начав Вторую мировую войну в Европе. Официально США еще не были ов состоянии войны, но в октябре, когда письмо Эйнштейна-Сциларда был доставлено, Рузвельт отметил, что целью исследования является то, что нужно быть уверенным, что "нацисты не взорвут нас." Ядерный проект США начался, хотя и с некоторой задержкой, поскольку оставался скепсис (в частности от Ферми), а также из-за небольшого числа чиновников правительства, которые первоначально курировали этот проект.

В следующем году правительство США получило меморандум Фриша-Пайерльса от Великобритании, в котором говорилось, что количество урана, необходимое для осуществления цепной реакции значительно меньше, чем считалось ранее. Меморандум был создан при участии "Мауд Коммити", который работал над проектом атомной бомбы в Великобритании, известной позже под кодовым названием "Tube Alloys" (Трубчатые Сплавы) и позже учтен в рамках Манхэттенского проекта.

В конечном итоге, первый искусственный ядерный реактор, названный "Чикагская Поленница - 1", был построен в Университете Чикаго командой под руководством Энрико Ферми в конце 1942 г. К этому времени, атомная программа США уже была ускорена из-за вступления страны войну. "Чикагская Поленница" достигла критической точки 2 декабря 1942 года в 15 часов 25 минут. Каркас реактора был деревянным, скрепляя штабель графитовых блоков (отсюда и название) с вложенными "брикетами" или "псевдосферами"природного оксида урана.

Начиная с 1943 г вскоре после создания "Чикагской Поленницы" американские военные разработали целую серию ядерных реакторов для Манхэттенского проекта. Основной целью создания крупнейших реакторов (расположенных в Хэнфордском комплексе штата Вашингтон) было массовое производство плутония для ядерного оружия. Ферми и Сцилард подали патентную заявку на реакторы 19 декабря 1944 г. Его выдача была отложен на 10 лет из-за режима секретности военного времени.

"Первая в мире " - эта надпись сделана на месте реактора EBR-I, где сейчас расположен музей рядом с городом Арко, штат Айдахо. Изначально названный "Чикагская Поленница-4", этот реактор был создан под руководством Вальтера Зинна для Арегоннской национальной лаборатории. Этот экспериментальный реактор-размножитель быстрых нейтронов был в распоряжении Комиссии по атомной энергии США. Реактор произвёл 0,8 кВт энергии при испытаниях 20 декабря 1951 года и 100 кВт энергии (электрической) на следующий день, имея проектную мощность 200 кВт (электрической энергии).

Помимо военного использования ядерных реакторов, были политические причины продолжать исследования атомной энергии в мирных целях. Президент США Дуайт Эйзенхауэр сделал свою знаменитую речь "Атомы во имя мира" на Генеральной Ассамблее ООН 8 декабря 1953 г. Этот дипломатический шаг привел к распространению реакторных технологий как в США, так и во всем мире.

Первой атомной электростанцией, построенной для гражданских целей была АЭС "AM-1" в Обнинске, запущенная 27 июня 1954 года в Советском Союзе. Она произведила около 5 МВт электрической энергии.

После Второй мировой войны, американские военные искали другие области применения технологии ядерного реактора. Исследования проведенные в армии и ВВС не были реализованы; Тем не менее ВМС США добились успеха спустив на воду атомную подводную лодку USS Nautilus (SSN-571) 17 января 1955 года.

Первая коммерческая атомная электростанция (Колдер-Холл в Селлафилде, Англия) была открыта в 1956 году с начальной мощностью 50 МВт (позже 200 МВт).

Первый портативный ядерный реактор "Alco PM-2A" использользовался для выработки электроэнергии (2 МВт) для американской военной базы "Camp Century" с 1960 года.

Основные компоненты АЭС

Основными компонентами большинства типов атомных электростанций являются:

Элементы атомного реактора

• Ядерное топливо (активная зона ядерного реактора; замедлитель нейтронов)
• Исходный источник нейтронов
• Поглотитель нейтронов
• Нейтронная пушка (обеспечивает постоянный источник нейтронов для повторного инициирования реакции после выключения)
• Система охлаждения (часто замедлитель нейтронов и охладитель - одно и тоже, как правило очищенная вода)
• Управляющие стержни
• Корпус ядерного реактора (КЯР)

Насос подачи воды в котёл

• Парогенераторы (не в ядерных реакторах кипящего типа)
• Паровая турбина
• Генератор электроэнергии
• Конденсатор
• Градирня (требуется не всегда)
• Система обработки радиоактивных отходов (часть станции для утилизации радиоактивных отходов)
• Площадка перегрузки ядерного топлива
• Бассейн выдержки отработанного топлива

Система радиационной безопасности

• Система защиты рекатора (СЗР)
• Аварийные дизель-генераторы
• Система аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ)
• Аварийная жидкостная система регулирования (аварийный впрыск бора, только в ядерных реакторах кипящего типа)
• Система обеспечения технической водой ответственных потребителей (СОТВОП)

Защитная оболочка

• Пульт управления
• Установка для работы в аварийных ситуациях
• Ядерный учебно-тренировочный комплекс (как правило, имеется имтация пульта управления)

Классификации ядерных реакторов

Типы ядерных реакторов

Ядерные реакторы классифицируются несколькими способами; краткое изложение этих методов классификации представлено далее.

Классификация ядерных реакторов по типу замедлителя

Используемые тепловые реакторы:

• Графитовые реакторы
  
• Водо-водяный реакторы
• Реакторы на тяжелой воде (используются в Канаде, Индии, Аргентине, Китае, Пакистане, Румынии и Южной Корее).
• Реакторы на легкой воде (ЛВР). Реакторы на легкой воде (наиболее распространенный тип теплового реактора) используют обычную воду для управления и охлаждения реакторов. Если температура воды возрастает, то её плотность уменьшается, замедляя поток нейтронов настолько, чтобы вызвать дальнейшие цепные реакции. Это отрицательная обратная связь стабилизирует скорость ядерной реакции. Графит и тяжеловодные реакторы, как правило, более интенсивно нагреваются, нежели легководные реакторы. Из-за дополнительного нагрева, такие реакторы могут использовать природный уран / необогащенный топливо.
• Реакторы на основе замедлителей из легких элементов .
• Реакторы с замедлителями из расплавленных солей (MSR) управляются за счёт наличия легких элементов, таких как литий или бериллий, которые являются входят в состав матричных солей охладителя / топлива LiF и BEF2.
• Реакторы с охладителями на основе жидкого металла , где охладитель представлен смесью свинца и висмута, может использовать окись ВеО в поглотителя нейтронов.
• Реакторы на основе органического замедлителя (OMR) используют дифенил и терфенил в качестве замедлителя и охлаждающего компонентов.

Классификация ядерных реакторов по виду теплоносителя

• Реактор с водяным охлаждением . В Соединенных Штатах существует 104 действующих реактора. 69 из них являются водо-водяными реакторами (PWR), а 35 - реакторы с кипящей водой (BWR). Ядерные реакторы с водой под давлением (РВД) составляют подавляющее большинство всех западных АЭС. Основной характеристикой типа РВД является наличие нагнетателя, специального сосуда высокого давления. Большинство коммерческих реакторов типа РВД и военно-морских реакторных установок используют нагнетатели. Во время нормальной работы нагнетатель частично заполнен водой, и над ним поддерживается паровой пузырь, который создается путем нагрева воды с погружными нагревателями. В штатном режиме нагнетатель подключен к корпусу реактора высокого давления (КРВД) и компенсатор давления обеспечивает наличие полости в случае изменения объема воды в реакторе. Такая схема также обеспечивает контроль давления в реактора путем увеличения или уменьшения напора пара в компенсаторе с использованием нагревателей.

• Тяжеловодные реакторы высокого давления относятся к разновидности реакторов с водой под давлением (РВД), совмещая в себе принципы использование давления, изолированного теплового цикла, предполагая использованием тяжелой воды в качестве охладителя и замедлителя, что экономически выгодно.
• Реактор с кипящей водой (BWR). Модели реакторов с кипящей водой характеризуются наличием кипящей воды вокруг топливных стержней в нижней части основного корпуса реактора. В реакторе с кипящей водой в качестве топлива используется обогащенный 235U, в форме диоксида урана. Топливо скомпоновано в стержни, размещеные в стальном сосуде, который, в свою очередь, погружен в воду. Процесс ядерного деления вызывает кипение воды и формирование пара. Этот пар проходит через трубопроводы в турбинах. Турбины приводятся в движение паром, и этот процесс генерирует электричество. Во время нормальной работы, давление регулируется количеством водяного пара, поступающего из емкости высокого давления реактора в турбину.
• Реактор бассейнового типа
• Реактор с жидкометаллическим теплоносителем . Так как вода является замедлитель нейтронов, то она не может быть использован в качестве теплоносителя в реакторе на быстрых нейтронах. Теплоносители на основе жидкого металла включают в себя натрий, NaK, свинец, свинец-висмутовая эвтектика, а для реакторов ранних поколений, ртуть.
• Реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем .
• Реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем.
• Реакторы с газовым охлаждением охлаждаются циркулирующим инертным газом, зачатую гелием в высокотемпературных конструкциях. При этом, углекислый газ был использован ранее на британских и французских АЭС. Азот также использовался. Использование тепла зависит от типа реактора. Некоторые реакторы нагреты настолько, что газ может непосредственно привести в движение газовую турбину. Старые модели реакторов, как правило, подразумевали пропускание газа через теплообменник для того, чтобы образовать пар для паровой турбины.
• Реакторы на расплавах солей (MSR) охлаждаются за счет циркуляции расплавленной соли (обычно эвтектических смесей фтористых солей, таких как FLiBe). В типичном MSR, теплоноситель также используется в качестве матрицы, в которой растворен расщепляющийся материал.

Поколения ядерных реакторов

• Реактор первого поколения (ранние прототипы, исследовательские реакторы, некоммерческие энергетические реакторы)
• Реактор второго поколения (большинство современных атомных электростанций 1965-1996)
• Реактор третьего поколение (эволюционные усовершенствования существующих конструкций 1996-настоящее время)
• Реактор четвертого поколения (технологии все еще находятся на стадии разработки, неизвестная дата начала эксплуатации, возможно, 2030 г.)

В 2003 году французский комиссариат по атомной энергетики (CEA) впервые ввел обозначение "Gen II" в течении проводимой Недели Нуклеоники.

Первое упоминание о "Gen III" в 2000 году было сделано в связи с началом форума Generation IV International Forum (GIF).

"Gen IV" был упомянут в 2000 году Министерством энергетики Соединенных Штатов Америки (DOE) для разработки новых типов электростанций.

Классификация ядерных реакторов по виду топлива

• Реактор на твердом топливе
• Реактор на а жидком топливе
• Гомогенный реактор с водяным охладителем
• Реактор на основе расплавленных солей
• Реакторы, работающие на газе (теоретически)

Классификация ядерных реакторов по назначению

• Выработка электричества
• Атомные электростанции, включая малые кассетные реакторы
• Самоходные устройства (см. ядерные энергетические установки)
• Ядерные морские установки
• Различные предлагаемые виды ракетных двигателей
• Другие формы использования тепла
• Опреснение
• Генерация тепла для бытового и промышленного отопления
• Производство водорода для использования в водородной энергетике
• Производственные реакторы для преобразования элементов
• Реакторы-размножители, способные производить больше делящегося материала, чем они потребляют во время цепной реакции (путем превращения родительских изотопов U-238 в Pu-239, или Th-232 к U-233). Таким образом, отработав один цикл, реактор-размножитель урана может быть повторно дозаправлен природным или даже обедненным ураном. В свою очередь, реактор-размножитель тория может быть повторно дозаправлен торием. Тем не менее, необходим первоначальный запас делящегося материала.
• Создание различных радиоактивных изотопов, таких, как америций для использования в детекторах дыма и кобальта-60, молибдена-99 и других, используемые в качестве индикаторов и для лечения.
• Производство материалов для ядерного оружия, таких как оружейного плутония
• Создание источника нейтронного излучения (например, импульсного реактора "Леди Годива") и позитронного-излучения (например, нейтронно-активационный анализ и датирование калий-аргоновым методом)
• Исследовательский реактор: обычно реакторы используются для научных исследований и обучения, тестирования материалов или производства радиоизотопов для медицины и промышленности. Они намного меньше, чем энергетические реакторы или корабельных реакторов. Многие из таких реакторов имеются в университетских городках. Существует порядка 280 таких реакторов, работающих в 56 странах. Некоторые работают с высоко-обогащенным урановым топливом. Предпринимаются международные усилия, чтобы заменить низкообогащенное топливо.

Современные ядерные реакторы

Водо-водяные реакторы (PWR)

Эти реакторы используют корпус высокого давления, чтобы удерживать ядерное топливо, регулирующие стержни, замедлитель и теплоноситель. Охлаждение реакторов и замедление нейтронов происходит жидкой водой под высоким давлением. Горячая радиоактивная вода, которая выходит из корпуса высокого давления проходит через цепь парового генератора, который в свою очередь нагревает вторичный (не радиоактивный) контур. Данные реакторы составляют большую часть современных реакторов. Это устройство нагревательной конструкции нейтронного реактора, новейшим из которых являются ВВЭР-1200, усовершенствованный реактор с водой под давлением и Европейский водо-водяной реактор с водой под давлением. Реакторы ВМС США являются реакторами этого типа.

Реакторы с кипящей водой (BWR)

Реакторы с кипящей водой подобны реакторам с водой под давлением без парогенератора. Реакторы с кипящей водой также используют воду в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов, что и реакторы с водой под давлением, но при более низком давлении, что позволяет воде кипеть внутри котла, создавая пар, который вращает турбины. В отличие от реактора с водой под давлением, отсутствует первичный и вторичный контур. Нагревательная способность этих реакторов может быть выше, и они могут быть более простыми в конструктивном плане, и даже, более стабильными и безопасными. Это устройство реактора на тепловых нейтронах, новейшим из которых являются усовершенствованный реактор с кипящей водой и экономичный упрощённый ядерный реактор с кипящей водой.

Реактор с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем под давлением (PHWR)

Канадская разработка (известная как CANDU), это реакторы с тяжеловодным замедлителем и теплоносителем под давлением. Вместо использования одного сосуда высокого давления, как в реакторах с водой под давлением, топливо находится в сотнях каналах высокого давления. Эти реакторы, работают на природном уране и являются реакторами на тепловых нейтронах. Тяжеловодные реакторы могут дозаправляться топливом во время работы на полной мощности, что делает их очень эффективными при использовании урана (это позволяет точно регулировать поток в активной зоне). Тяжеловодные CANDU реакторы были построены в Канаде, Аргентине, Китае, Индии, Пакистане, Румынии и Южной Корее. В Индии также действует ряд тяжеловодных реакторов, которые часто называют "CANDU-производные", построенные после того, как правительство Канады прекратило отношения в ядерной сфере с Индией после проведения испытания ядерного оружия "Улыбающийся Будда" в 1974 году.

Реактор большой мощности канальный (РБМК)

Советская разработка, сконструированная для наработки плутония, а также электроэнергии. РБМК используют воду в качестве теплоносителя и графит в качестве замедлителя нейтронов. РБМК в некоторых отношениях аналогичны CANDU, так как они могут перезаряжаться во время работы и используют трубки давления вместо корпуса высокого давления (как и в реакторах с водой под давлением). Тем не менее, в отличие от CANDU они очень неустойчивы и громоздки, делая колпак реактора дорогим. Ряд критических недостатков безопасности также были выявлены в конструкциях РБМК, хотя некоторые из этих недостатков были исправлены после Чернобыльской катастрофы. Их главной особенностью является использование легкой воды и необогащенного урана. По состоянию на 2010, 11 реакторов остаются открытыми, в основном за счет повышения уровня безопасности и при поддержке со стороны международных организаций по безопасности, таких как Министерство энергетики США. Несмотря на эти усовершенствования реакторы РБМК по-прежнему считаются одними из самых опасных конструкционных исполнений реакторов для использования. Реакторы РБМК были задействованы только в бывшем Советском Союзе.

Реактор с газовым охлаждением (GCR) и с улучшенный реактор с газовыми охлаждением (AGR)

Они, как правило, используют графитовый замедлитель нейтронов и охладитель CO2. Из-за высоких рабочих температур они могут иметь более высокую эффективность для выработки тепла, по сравнению с реакторами водой под давлением. Имеется целый ряд действующих реакторов этой конструкции, главным образом в Соединенном Королевстве, где была разработана концепция. Старые разработки (т.е. Магнокс станции), либо закрыты, либо будут закрыты в ближайшем будущем. Тем не менее, улучшенные реакторы с газовым охлаждением имеют предполагаемый период эксплуатации еще от 10 до 20 лет. Реакторы данного типа представляют реакторы на тепловых нейтронах. Денежные затраты по выводу из эксплуатации таких реакторов могут быть высоки из-за большого объема активной зоны.

Реактор-размножитель на быстрых нейтронах (LMFBR)

Конструкция этого реактора, охлаждается жидким металлом, без замедлителя и производит больше топлива, чем потребляет. Говорят, что они "размножают" топливо, поскольку они производят расщепляющееся топливо в ходе захвата нейтронов. Такие реакторы могут функционировать так же, как и реакторы с водой под давлением с точки зрения эффективности, в них требуются компенсировать повышенное давление, поскольку используется жидкий металл, не создающий избыток давления даже при очень высоких температурах. БН-350 и БН-600 в СССР и "Суперфеникс" во Франции являлись реакторами такого типа, также как и Ферми-I в Соединенных Штатах. Реактор "Монжу" в Японии, поврежденный в ходе утечки натрия в 1995 году, возобновил свою работу ​​в мае 2010 года. Все эти реакторы используют / использовали жидкий натрий. Данные реакторы являются ректорами на быстрых нейтронах, и не относятся к ректорам на тепловых нейтронах. Эти реакторы бывают двух типов:

Со свинцовым охлаждением

Использование свинца в качестве жидкого металла обеспечивает отличную защиту от радиоактивного излучения, и позволяет работать при очень высоких температурах. Кроме того, свинец (в основном) прозрачен для нейтронов, поэтому меньше нейтронов теряется в теплоносителе, а охлаждающая жидкость не становится радиоактивной. В отличие от натрия, свинец в целом инертен, поэтому существует меньший риск взрыва или аварии, но такие большие количества свинца могут вызвать проблемы из токсичности и с точки зрения утилизации отходов. Часто в реакторах такого типа можно использовать свинец-висмутовые эвтектические смеси. В этом случае, висмут будет представлять небольшие помехи для излучения, поскольку является не полностью прозрачным для нейтронов, и может видоизмениться в другой изотоп легче, чем свинец. Российская подводная лодка класса "Альфа" использует реактор на быстрых нейтронах с свинец-висмутовым охлаждением в качестве основной системы выработки электроэнергии.

С натриевым охлаждением

Большинство жидкометаллических размножающих реакторов (LMFBR) относятся к этому типу. Натрий относительно легко получить и с ним просто работать, кроме этого с его помощью удается предотвратить коррозию различных частей реактора, погруженными в него. Тем не менее, натрий бурно реагирует при контакте с водой, поэтому необходимо соблюдать осторожность, хотя такие взрывы не будут намного мощнее, чем, например, утечки перегретой жидкости из реакторов SCWR или RWD. EBR-I - первый реактор такого типа, где активная зона состоит из расплава.

Реактор с засыпкой из шаровых тепловыделяющие элементов (PBR)

Они используют топливо запрессованное в керамические шары, в которых газ циркулирует через шары. В результате являются эффективными, неприхотливыми, очень безопасными реакторами с недорогим, унифицированным топливом. Прототипом являлся реактор AVR.

Реакторы с использованием расплавленной соли

В них топливо растворено в фтористых солях, или используются фториды в качестве теплоносителя. Их разнообразные системы безопасности, высокая эффективность и высокая плотность энергии подходят для транспортных средств. Примечательно, что у них нет частей, подвергающихся высоким давлениям или горючих компоненты в активной зоне. Прототипом был реактор MSRE, который также использовал ториевый топливный цикл. В качестве реактора-размножителя, он перерабатывает отработанное топливо, извлекая как уран, так и трансурановые элементы, оставляя лишь 0,1% от трансурановых отходов по сравнению с обычными прямоточными урановыми легководными реакторами, находящимися в настоящее время в эксплуатации. Отдельным вопросом являются радиоактивные продукты деления, которые не подвергаются повторной переработке и должны быть утилизированы в обычных реакторах.

Водный гомогенный реактор (AHR)

Эти реакторы используют топливо в виде растворимых солей, которые растворены в воде и смешаны с теплоносителем и замедлителем нейтронов.

Инновационные ядерные системы и проекты

Усовершенствованные реакторы

Более десятка проектов усовершенствованного реактора находятся на различных этапах развития. Некоторые из них эволюционировали из конструкций реакторов типа RWD, BWR и PHWR , некоторые отличаются более значительно. Первые включают усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR) (два из которых в настоящее время работает, а другие находятся в стадии строительства), а также запланированный Экономичный упрощённый ядерный реактор с кипящей водой с пассивной системой безопасности (ESBWR) и AP1000 установки(см. Ядерно-энергетическую программу 2010).

Интегральный ядерный реактор на быстрых нейтронах (IFR) был построен, протестирован и выдержал испытания в течение 1980-х годов, а затем выведен из эксплуатации после отставки администрации Клинтона в 1990-е годы из-за политики в области ядерного нераспространения. Переработка отработавшего ядерного топлива заложено в основу его конструкции и, следовательно, он производит лишь часть отходов действующих реакторов.

Модульный высокотемпературный реактор с газовым охлаждением реактора (HTGCR), разработан таким образом, что высокие температуры снижают выходную мощность за счёт доплеровского уширения поперечного сечения пучка нейтронов. Реактор использует керамический тип топлива, поэтому его безопасные рабочие температуры превышают температурный диапазон уменьшения мощности. Большинство конструкций охлаждаются инертным гелием. Гелий не может привести к взрыву за счёт расширения пара, не является поглотителем нейтронов, что привело бы к радиоактивности, и не растворяет загрязняющие вещества, которые могут быть радиоактивными. Типовые конструкции состоят большего количества слоев пассивной защиты (до 7), нежели чем в легководных реакторах (обычно 3). Уникальная особенность, которая может обеспечить безопасность это то, что топливные шары фактически формируют активную зону и заменяются один за другим со временем. Конструктивные особенности топливных элементов делают их переработку дорогой.

Небольшой, закрытый, передвижной, автономный реактор (SSTAR) первоначально был испытан и разработан в США. Реактор был задуман как реактор на быстрых нейтронах, с системой пассивной защиты, который может быть выключен дистанционно в случае, если возникнут подозрение о неполадках.

Чистый и экологически безопасный усовершенствованный реактор (CAESAR) представляет собой концепцию ядерного реактора, который использует пар в качестве замедлителя нейтронов - эта конструкция еще находится в разработке.

Уменьшенный реактор c водным замедлителем построен на основе улучшенного реактора с кипящей водой (ABWR), который в настоящее время находится в эксплуатации. Это не в полной мере реактор на быстрых нейтронах, а использует в основном надтепловые нейтронов, которые обладают промежуточными скоростями между тепловыми и быстрыми.

Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль с водородным замедлителем нейтронов (HPM) представляет собой конструкционный тип реактора, выпущенный Национальной лабораторией Лос-Аламос, который использует гидрид урана в качестве топлива.

Подкритические ядерные реакторы предназначены как более безопасные и более стабильно-работающие, но представляют сложность в инженерном и экономическом отношениях. Одним из примеров является "Усилитель Энергии".

Реакторы на основе тория . Можно преобразовывать торий-232 в U-233 в реакторах, предназначенных специально для этой цели. Таким способом, торий, который более распространен, чем уран в четыре раза, может быть использован для получения ядерного топлива на основе U-233. Полагают, что U-233 имеет благоприятные ядерные свойства по сравнению с традиционно используемым U-235, в частности, лучший коэффициент полезного использования нейтронов и уменьшение количества получаемых долгоживущих трансурановых отходов.

Улучшенный реактор с тяжелой водой (AHWR) - предложенный тяжеловодный реактор, который будет представлять разработку следующего поколения типа PHWR. В стадии разработки в ядерном научно-исследовательском центре Бхабха (BARC), Индия.

KAMINI - уникальный реактор с использованием изотопа уран-233 в качестве топлива. Построен в Индии, в исследовательском центре BARC и в центре ядерных исследований имени Индиры Ганди (IGCAR).

Индия также планирует построить реакторы на быстрых нейтронах с использованием торий - уранового-233 топливного цикла. FBTR (реактор на быстрых нейтронах) (Калпаккам, Индия) во время работы использует плутоний в качестве топлива и жидкий натрий в качестве теплоносителя.

Что представляют собой реакторы четвертого поколения

Четвертое поколение реакторов представляет собой совокупность разных теоретических проектов, которые рассматриваются в настоящее время. Эти проекты, по всей видимости, не будут реализованы к 2030 г. Современные реакторы, находящиеся в эксплуатации, как правило, считаются системами второго или третьего поколения. Системы первого поколения, не используются уже некоторое время. Разработки этого четвертой генерации реакторов были официально начаты на Международном форуме IV Поколения (GIF) исходя из восьми целей в области технологии. Основные задачи заключались в улучшении ядерной безопасности, повышении защищённости от распространения, минимизации отходов и использовании природных ресурсов, а также для снижения затрат на строительство и запуск таких станций.

• Газоохлаждаемый реактор на быстрых нейтронах
• Реактор на быстрых нейтронах со свинцовым охладителем
• Жидкосолевой реактор
• Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением
• Надкритический ядерный реактор с водяным охлаждением
• Сверхвысокотемпературный ядерный реактор

Что такое реакторы пятого поколения?

Пятое поколение реакторов это проекты, реализация которых возможна с теоретической точки зрения, но которые не являются объектом активного рассмотрения и исследования в настоящее время. Несмотря на то, что такие реакторы могут быть построены в текущей или краткосрочной перспективе, они вызывают мало интереса по причинам экономической целесообразности, практичности или безопасности.

• Жидкофазный реактор . Замкнутый контур с жидкостью в активной зоне ядерного реактора, где делящееся вещество находится в виде расплавленного урана или уранового раствора охлаждаемого при помощью рабочего газа, нагнетаемого в сквозные отверстия в основании удерживающего сосуда.
• Реактор с газовой фазой в активной зоне . Вариант замкнутого цикла для ракеты с ядерным двигателем, где делящимся материалом является газообразный уран-гексафторид, расположенный в кварцевой ёмкости. Рабочий газ (такой как водород) будет обтекать этот сосуд и поглощать ультрафиолетовое излучение, возникающее в результате ядерной реакции. Такая конструкция могла бы использоваться как ракетный двигатель, как упоминалось в 1976 году в научно-фантастическом романе Гарри Гаррисона "Skyfall". Теоретически, использование гексафторида урана в качестве ядерного топлива (а не в качестве промежуточного вещества, как это делается в настоящее время) привело бы к более низким затратам на выработку энергии, а также значительно уменьшило бы размеры реакторов. На практике, реактор работающий с такими высокими плотностями мощности, производил бы неуправляемый поток нейтронов, ослабляя прочностные свойства большей части материалов реактора. Таким образом, поток был бы схож с потоком частиц, выделяемых в термоядерных установках. В свою очередь, это потребовало бы использовать такие материалы, которые схожи материалами, используемыми рамках Международного проекта по реализации установки для облучения материалов в условиях термоядерной реакции.
• Газофазный электромагнитный реактор . Такой же как газофазный реактор, но с фотоэлектрическими элементы преобразуют ультрафиолет непосредственно в электричество.
• Реактор на основе осколочного деления
• Гибридный ядерный синтез . Используются нейтроны, испускаемые при слиянии и распаде исходного или "вещества в зоне воспроизводства". Например, трансмутация U-238, Th-232 или отработанного топлива / радиоактивных отходов другого реактора в относительно более доброкачественные изотопы.

Реактор с газовой фазой в активной зоне. Вариант замкнутого цикла для ракеты с ядерным двигателем, где делящимся материалом является газообразный уран-гексафторид, расположенный в кварцевой ёмкости. Рабочий газ (такой как водород) будет обтекать этот сосуд и поглощать ультрафиолетовое излучение, возникающее в результате ядерной реакции. Такая конструкция могла бы использоваться как ракетный двигатель, как упоминалось в 1976 году в научно-фантастическом романе Гарри Гаррисона "Skyfall". Теоретически, использование гексафторида урана в качестве ядерного топлива (а не в качестве промежуточного вещества, как это делается в настоящее время) привело бы к более низким затратам на выработку энергии, а также значительно уменьшило бы размеры реакторов. На практике, реактор работающий с такими высокими плотностями мощности, производил бы неуправляемый поток нейтронов, ослабляя прочностные свойства большей части материалов реактора. Таким образом, поток был бы схож с потоком частиц, выделяемых в термоядерных установках. В свою очередь, это потребовало бы использовать такие материалы, которые схожи материалами, используемыми рамках Международного проекта по реализации установки для облучения материалов в условиях термоядерной реакции.

Газофазный электромагнитный реактор. Такой же как газофазный реактор, но с фотоэлектрическими элементы преобразуют ультрафиолет непосредственно в электричество.

Реактор на основе осколочного деления

Гибридный ядерный синтез. Используются нейтроны, испускаемые при слиянии и распаде исходного или "вещества в зоне воспроизводства". Например, трансмутация U-238, Th-232 или отработанного топлива / радиоактивных отходов другого реактора в относительно более доброкачественные изотопы.

Термоядерные реакторы

Управляемый ядерный синтез может быть использован в термоядерных электростанциях для производства электроэнергии без сложностей, связанных с работой с актиноидами. Тем не менее, сохраняются серьезные научные и технологические препятствия. Несколько термоядерных реакторов были построены, но только в последнее время удалось добиться того, чтобы реакторы высвобождали бы больше энергии, чем потребляли. Несмотря на то, что исследования были начаты в 1950-е годы, предполагается, что коммерческий термоядерного реактора так и не будет функционировать вплоть до 2050 года. В настоящее время в рамках проекта ITER предпринимаются усилия по использованию термоядерной энергии.

Ядерно-топливный цикл

Тепловые реакторы в целом зависят от степени очистки и обогащения урана. Некоторые ядерные реакторы могут работать на основе смеси плутония и урана (см. MOX-топливо). Процесс, при котором урановая руда добывается, обрабатывается, обогащается, используется, возможно, перерабатывается и утилизируется, известен как ядерно-топливный цикл.

До 1% урана в природе это легко расщепляющийся изотоп U-235. Таким образом, устройство большинства реакторов подразумевают использование обогащенного топлива. Обогащение предполагает увеличение доли U-235 и, как правило, осуществляется с помощью газовой диффузии или в газовой центрифуге. Обогащенный продукт в дальнейшем преобразуют в порошок диоксида урана, который спрессовывают и обжигают в гранулы. Эти гранулы укладываются в трубки, которые затем герметизируют. Такие трубки называют топливными стержнями. В каждом ядерном реакторе используется множество таких топливных стержней.

Большинство промышленных реакторов типа BWR и PWR используют уран, обогащенный до 4% U-235, приблизительно. Кроме того, некоторые промышленные реакторы с высокой экономией нейтронов вообще не не требуют обогащенного топлива (то есть, они могут использовать природный уран). По данным Международного агентства по атомной энергии в мире существуют по крайней мере 100 исследовательских реакторов, использующих высокообогащенное топливо (уровня оружейного / 90% по обогащению урана). Риск кражи такого типа топлива (возможного для применения в производстве ядерного оружия) привело к кампании, призывающей перейти на использование реакторов с низкообогащенным ураном (который представляет меньшую угрозу распространения).

Делящийся U-235 и не расщепляющийся, способный к ядерному делению U-238, используются в процессе ядерных преобразований. U-235 расщепляется под воздействием тепловых (т.е. медленно движущихся) нейтронов. Тепловым нейтроном является тот нейтрон, который двигается примерно с той же скоростью, что и атомы вокруг него. Поскольку частота колебаний атомов пропорциональна их абсолютной температуры, то тепловой нейтрон обладает большей возможностью расщепить U-235, когда он движется с той же колебательной скоростью. С другой стороны, U-238, скорее всего, захватит нейтрон, если нейтрон движется очень быстро. Атом же U-239 как можно быстрее распадается с образованием плутония-239, который сам является топливом. Pu-239 является полноценным топливом и должен учитываться даже при использовании высокообогащенного уранового топлива. Процессы распада плутония будет преобладать над процессами расщепления U-235 в некоторых реакторах. Особенно после того, как исходный загруженный U-235 истощится. Плутоний расщепляется как в реакторах на быстрых, так и на тепловых нейтронах, делая его идеальным как для ядерных реакторов, так и для ядерных бомб.

Большинство существующих реакторов это тепловые реакторы, которые обычно используют воду в качестве замедлителя нейтронов (замедлитель означает, что он замедляет нейтрон до тепловой скорости), а также в качестве теплоносителя. Однако в реакторе на быстрых нейтронах, используется несколько иной вид теплоносителя, который не будет замедлять поток нейтронов слишком сильно. Это позволяет преобладать быстрым нейтронам, которые эффективно могут быть использованы для постоянно пополнения запаса топлива. Всего-навсего лишь размещая дешевый, необогащенный уран в активной зоне, самопроизвольно не-расщепляющийся U-238 будет превращаться в Pu-239, "воспроизводя" топливо.

В топливном цикл на основе тория, торий-232 поглощает нейтрон как в реакторе быстрых, так и на тепловых нейтронах. Бета-распад тория приводит к образованию протактиния-233, а затем урана-233, который, в свою очередь, используется в качестве топлива. Следовательно, как и уран-238, торий-232 представляет собой воспроизводящий материал.

Обслуживание ядерных реакторов

Количество энергии в резервуаре ядерного топлива часто выражается в термине "сутки работы на полной мощности", который представляет собой количество 24-часовых периодов (дней) работы реактора на полную мощность для выработки тепловой энергии. Сутки работы на полной мощности в рабочем цикле реактора (между промежутками, необходимыми для заправки) связаны с количеством распадающегося урана-235 (U-235), содержащегося в топливных сборках в начале цикла. Чем выше процент U-235 в активной зоне в начале цикла, тем больше суток работы на полной мощности позволит реактору работать.

В конце рабочего цикла, топливо в некоторых сборках "отрабатывается", выгружается и заменяется в виде новых (свежих) тепловыделяющих сборок. Также такая реакция накопления продуктов распада в ядерном топливе определяет срок службы ядерного топлива в реакторе. Даже задолго до того, как произойдет окончательный процесс расщепления топлива, в реакторе успеют накопиться долгоживущие нейтронопоглощающие побочные продукты распада, препятствующие протеканию цепной реакции. Доля активной зоны реактора заменяемая во время перезаправки реактора топливом, как правило составляет одну четверть для реактора на кипящей воде и одну треть для реактора с водой под давлением. Утилизация и хранение этого отработанного топлива является одной из самых сложных задач в организации работы промышленной атомной электростанции. Такие ядерные отходы крайне радиоактивны и их токсичность представляет опасность в течение тысяч лет.

Не все реакторы должны быть выведены из работы для дозаправки; например, ядерные реакторы с засыпкой из шаровых тепловыделяющие элементов, реакторы РБМК (реактор большой мощности канальный), реакторы на основе расплавленной соли, Magnox, AGR и CANDU реакторы позволяют перемещать топливные элементы во время работы установки. В реакторе CANDU возможно помещать отдельные топливные элементы в активной зоне таким образом, чтобы отрегулировать содержание U-235 в топливном элементе.

Количество энергии, извлеченной из ядерного топлива называется его выгоранием, которое выражается в терминах тепловой энергии, выработанной исходной единицей веса топлива. Выгорание обычно выражается в форме тепловых мегаватт дней тонной исходного тяжелого металла.

Безопасность ядерной энергетики

Ядерная безопасность представляет собой действия, направленные на предотвращение ядерных и радиационных аварий или локализацию их последствий. Ядерная энергетика усовершенствовала безопасность и производительность реакторов, а также предложила новые более безопасные конструкционные решения реакторов (которые, как правило не тестировалось). Тем не менее, нет никакой гарантии, что такие реакторы будут спроектированы, построены и смогут надежно работать. Случаются ошибки, когда разработчики реакторов на АЭС Фукусима в Японии не ожидали, что цунами, образованное в результате землетрясения, отключит дублирующую систему, которая должна была стабилизировать работу реактора после землетрясения, несмотря на многочисленные предупреждения со стороны NRG (национальной исследовательской группы) и японской администрации по ядерной безопасности. По данным UBS AG, ядерные аварии Фукусима I ставят под сомнение то, что даже страны с развитой экономикой, как Япония могут обеспечить ядерную безопасность. Также возможны катастрофические сценарии, включая террористические акты. Междисциплинарная группа из MIT (Массачусетский технологический институт) подсчитала, что с учетом ожидаемого роста ядерной энергетики, в период 2005-2055 стоит ожидать по крайней мере четыре серьезных ядерных аварии.

Ядерные и радиационные аварии

Некоторые произошедшие серьезные ядерные и радиационные аварии. Ядерные аварии электростанции включают инцидент SL-1 (1961), аварию на Three Mile Island (1979), Чернобыльскую катастрофу (1986), а также ядерную катастрофу Фукусима Даити (2011). Аварии на атомоходах включают в себя аварии реактора на K-19 (1961), К-27 (1968), и K-431 (1985).

Ядерные реакторные установки запускались на орбиту вокруг Земли, по крайней мере 34 раза. Ряд инцидентов, связанных с советским беспилотным спутником RORSAT с питанием от ядерной установки привел к проникновению отработанного ядерного топлива в атмосферу Земли с орбиты.

Природные ядерные реакторы

Несмотря на то, что часто полагают, что реакторы на основе ядерного деления являются продуктом современной технологии, первые ядерные реакторы имеются в природных условиях. Естественный ядерный реактор может формироваться при определенных условиях, имитирующих условия в сконструированном реакторе. До настоящего времени обнаружено до пятнадцати природных ядерных реакторов в пределах трех отдельных рудных месторождений уранового рудника Окло в Габоне (Западная Африка). Впервые обнаружил общеизвестные "отмершие" реакторы Оклло в 1972 году французский физик Фрэнсис Перрен. Самоподдерживающаяся реакция ядерного деления происходила в этих реакторах примерно 1,5 миллиарда лет назад, и поддерживалась в течение нескольких сотен тысяч лет, выработав в среднем 100 кВт выходной мощности в этот период. Концепция естественного ядерного реактора была объяснена с точки зрения теории еще в 1956 году Полом Курода в Университете штата Арканзас.

Подобные реакторы уже не могут образовываться на Земле: радиоактивный распад в течение этого огромного промежутка времени уменьшил долю U-235 в природном уране ниже уровня, которая требуется для поддержания цепной реакции.

Природные ядерные реакторы сформировались, когда минеральное месторождение урана богатые стали заполняться подземными водами, которые действовали в качестве замедлителя нейтронов и наступления значительной цепной реакции. Замедлитель нейтронов в виде воды испарялся, приводя к ускорению реакции и затем обратно конденсировался, приводя к замедлению ядерной реакции и предотвращению плавление. Реакция деления сохранялась на протяжении сотен тысяч лет.

Такие природные реакторы обстоятельно изучены учеными, заинтересованными в захоронении радиоактивных отходов в геологической обстановке. Они предлагают провести тематическое исследование того, как радиоактивные изотопы будут мигрировать через слой земной коры. Это ключевой момент для критиков захоронения отходов в геологической обстановке, которые опасаются, что изотопы, содержащиеся в отходах могут оказаться в системах водоснабжения или мигрировать в окружающую среду.

Экологические проблемы ядерной энергетики

Ядерный реактор высвобождает небольшое количество трития, Sr-90 в воздух и в грунтовые воды. Вода, загрязненная тритием бесцветна и не имеет запаха. Большие дозы Sr-90 повышают риск развития рака костей и лейкемию у животных, и предположительно, у людей.

Атомная электроэнергетика – современный и быстро развивающийся способ добычи электричества. А вы знаете, как устроены атомные станции? Каков принцип работы АЭС? Какие типы ядерных реакторов сегодня существуют? Постараемся детально рассмотреть схему работы АЭС, вникнуть в устройство ядерного реактора и узнать о том, насколько безопасен атомный способ добычи электроэнергии.

Любая станция – это закрытая зона вдалеке от жилого массива. На ее территории находятся несколько зданий. Самое главное сооружение – здание реактора, рядом с ним расположен машинный зал, из которого реактором управляют, и здание безопасности.

Схема невозможна без ядерного реактора. Атомный (ядерный) реактор – это устройство АЭС, которое призвано организовать цепную реакцию деления нейтронов с обязательным выделением энергии при этом процессе. Но каков принцип работы АЭС?

Вся реакторная установка помещается в здание реактора, большую бетонную башню, которая скрывает реактор и в случае аварии удержит в себе все продукты ядерной реакции. Эту большую башню называют контейнтмент, герметичная оболочка или гермозона.

Гермозона в новых реакторах имеет 2 толстые бетонные стенки – оболочки.
Внешняя оболочка толщиной в 80 см обеспечивает защиту гермозоны от внешних воздействий.

Внутренняя оболочка толщиной в 1 метр 20 см имеет в своем устройстве специальные стальные тросы, которые увеличивают прочность бетона почти в три раза и не дадут конструкции рассыпаться. С внутренней стороны она выложена тонким листом специальной стали, которая призвана служить дополнительной защитой контейнтмента и в случае аварии не выпустить содержимое реактора за пределы гермозоны.

Такое устройство атомной станции позволяет выдержать падение самолета весом до 200 тонн, 8 бальное землетрясение, торнадо и цунами.

Впервые герметичная оболочка была сооружена на американской АЭС Коннектикут Янки в 1968 году.

Полная высота гермозоны – 50-60 метров.

Из чего состоит атомный реактор?

Чтобы понять принцип работы ядерного реактора, а значит и принцип работы АЭС, нужно разобраться в составляющих реактора.

• Активная зона. Это зона, куда помещается ядерное топливо (тепловыделитель) и замедлитель. Атомы топлива (чаще всего топливом выступает уран) совершают цепную реакцию деления. Замедлитель призван контролировать процесс деления, и позволяет провести нужную по скорости и силе реакцию.
• Отражатель нейтронов. Отражатель окружает активную зону. Состоит он из того же материала, что и замедлитель. По сути это короб, главное назначение которого – не дать нейтронам выйти из активной зоны и попасть в окружающую среду.
• Теплоноситель. Теплоноситель должен вобрать в себя тепло, которое выделилось при делении атомов топлива, и передать его другим веществам. Теплоноситель во многом определяет то, как устроена АЭС. Самый популярный теплоноситель на сегодня – вода.
  Система управления реактором. Датчики и механизмы, которые приводят реактор АЭС в действие.

Топливо для АЭС

На чем работает АЭС? Топливо для АЭС – это химические элементы, обладающие радиоактивными свойствами. На всех атомных станциях таким элементом выступает уран.

Устройство станций подразумевает, что АЭС работают на сложном составном топливе, а не на чистом химическом элементе. И чтобы из природного урана добыть урановое топливо, которое загружается в ядерный реактор, нужно провести множество манипуляций.

Обогащенный уран

Уран состоит из двух изотопов, то есть в его составе есть ядра с разной массой. Назвали их по количеству протонов и нейтронов изотоп -235 и изотоп-238. Исследователи 20 века начали добывать из руды 235й уран, т.к. его легче было разлагать и преобразовывать. Выяснилось, что такого урана в природе всего 0,7 % (остальные проценты достались 238му изотопу).

Что делать в этом случае? Уран решили обогащать. Обогащение урана это процесс, когда в нем остается много нужных 235х изотопов и мало ненужных 238х. Задача обогатителей урана – из 0.7% сделать почти 100% урана-235.

Обогатить уран можно с помощью двух технологий – газодиффузионной или газоцентрифужной. Для их использования уран, добытый из руды, переводят в газообразное состояние. В виде газа его и обогащают.

Урановый порошок

Обогащенный урановый газ переводят в твердое состояние – диоксид урана. Такой чистый твердый 235й уран выглядит как большие белые кристаллы, которые позже дробят в урановый порошок.

Урановые таблетки

Урановые таблетки – это твердые металлические шайбы, длиной в пару сантиметров. Чтобы из уранового порошка слепить такие таблетки, его перемешивают с веществом – пластификатором, он улучшает качество прессования таблеток.

Прессованные шайбы запекают при температуре 1200 градусов по Цельсию более суток, чтобы придать таблеткам особую прочность и устойчивость к высоким температурам. То, как работает АЭС, напрямую зависит от того, насколько хорошо спрессовали и запекли урановое топливо.

Запекают таблетки в молибденовых ящиках, т.к. только этот металл способен не расплавиться при «адских» температурах свыше полутора тысяч градусов. После этого урановое топливо для АЭС считается готовым.

Что такое ТВЭЛ и ТВС?

Активная зона реактора внешне выглядит как огромный диск или труба с дырками в стенках (в зависимости от типа реактора), раз в 5 больше человеческого тела. В этих дырках находится урановое топливо, атомы которого и проводят нужную реакцию.

Просто так закинуть топливо в реактор невозможно, ну, если вы не хотите получить взрыв всей станции и аварию с последствиями на пару близлежащих государств. Поэтому урановое топливо помещается в ТВЭЛы, а потом собирается в ТВС. Что значат эти аббревиатуры?

• ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент (не путать с одноименным названием российской компании, которая их производит). По сути это тонкая и длинная циркониевая трубка, сделанная из сплавов циркония, в которую помещаются урановые таблетки. Именно в ТВЭЛах атомы урана начинают взаимодействовать друг с другом, выделяя тепло при реакции.

Цирконий выбран материалом для производства ТВЭЛов благодаря его тугоплавкости и антикоррозийности.

Тип ТВЭЛов зависит от типа и строения реактора. Как правило, строение и назначение ТВЭЛов не меняется, разными могут быть длина и ширина трубки.

В одну циркониевую трубку автомат загружает более 200 урановых таблеток. Всего в реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток.
ТВС – тепловыделяющая сборка. Работники АЭС называют ТВС пучками.

По сути это несколько ТВЭЛов, скрепленных между собой. ТВС – это готовое атомное топливо, то, на чем работает АЭС. Именно ТВС загружаются в ядерный реактор. В один реактор помещаются около 150 – 400 ТВС.
В зависимости от того, в каком реакторе ТВС будет работать, они бывают разной формы. Иногда пучки складываются в кубическую, иногда в цилиндрическую, иногда в шестиугольную форму.

Одна ТВС за 4 года эксплуатации вырабатывает столько же энергии как при сжигании 670 вагонов угля, 730 цистерн с природным газом или 900 цистерн, груженных нефтью.
Сегодня ТВС производят в основном на заводах России, Франции, США и Японии.

Чтобы доставить топливо для АЭС в другие страны, ТВС запечатывают в длинные и широкие металлические трубы, из труб выкачивают воздух и специальными машинами доставляют на борта грузовых самолетов.

Весит ядерное топливо для АЭС запредельно много, т.к. уран – один из самых тяжелых металлов на планете. Его удельный вес в 2,5 раза больше, чем у стали.

Атомная электростанция: принцип работы

Каков принцип работы АЭС? Принцип работы АЭС базируется на цепной реакции деления атомов радиоактивного вещества – урана. Эта реакция происходит в активной зоне ядерного реактора.

ВАЖНО ЗНАТЬ:

Если не вдаваться в тонкости ядерной физики, принцип работы АЭС выглядит так:
После пуска ядерного реактора из ТВЭЛов извлекаются поглощающие стержни, которые не дают урану вступить в реакцию.

Как только стрежни извлечены, нейтроны урана начинают взаимодействовать друг с другом.

Когда нейтроны сталкиваются, происходит мини-взрыв на атомном уровне, выделяется энергия и рождаются новые нейтроны, начинает происходить цепная реакция. Этот процесс выделяет тепло.

Тепло отдается теплоносителю. В зависимости от типа теплоносителя оно превращается в пар или газ, которые вращают турбину.

Турбина приводит в движение электрогенератор. Именно он по факту и вырабатывает электрический ток.

Если не следить за процессом, нейтроны урана могут сталкиваться друг с другом до тех пор, пока не взорвут реактор и не разнесут всю АЭС в пух и прах. Контролируют процесс компьютерные датчики. Они фиксируют повышение температуры или изменение давления в реакторе и могут автоматически остановить реакции.

Чем отличается принцип работы АЭС от ТЭС (теплоэлектростанций)?

Различия в работе есть только на первых этапах. В АЭС теплоноситель получает тепло от деления атомов уранового топлива, в ТЭС теплоноситель получает тепло от сгорания органического топлива (угля, газа или нефти). После того, как или атомы урана, или газ с углём выделили тепло, схемы работы АЭС и ТЭС одинаковы.

Типы ядерных реакторов

То, как работает АЭС, зависит от того, как именно работает ее атомный реактор. Сегодня есть два основных типа реакторов, которые классифицируются по спектру нейронов:
Реактор на медленных нейтронах, его также называют тепловым.

Для его работы используется 235й уран, который проходит стадии обогащения, создания урановых таблеток и т.д. Сегодня реакторов на медленных нейтронах подавляющее большинство.
Реактор на быстрых нейтронах.

За этими реакторами будущее, т.к. работают они на уране-238, которого в природе пруд пруди и обогащать этот элемент не нужно. Минус таких реакторов только в очень больших затратах на проектирование, строительство и запуск. Сегодня реакторы на быстрых нейтронах работают только в России.

Теплоносителем в реакторах на быстрых нейтронах выступает ртуть, газ, натрий или свинец.

Реакторы на медленных нейтронах, которыми сегодня пользуются все АЭС мира, тоже бывают нескольких типов.

Организация МАГАТЭ (международное агентство по атомной энергетике) создало свою классификацию, которой пользуются в мировой атомной энергетике чаще всего. Так как принцип работы атомной станции во многом зависит от выбора теплоносителя и замедлителя, МАГАТЭ базировали свою классификацию на этих различиях.

С химической точки зрения оксид дейтерия идеальный замедлитель и теплоноситель, т.к. ее атомы наиболее эффективно взаимодействуют с нейтронами урана по сравнению с другими веществами. Попросту говоря, свою задачу тяжелая вода выполняет с минимальными потерями и максимальным результатом. Однако ее производство стоит денег, в то время как обычную «легкую» и привычную для нас воду использовать куда проще.

Несколько фактов об атомных реакторах…

Интересно, что один реактор АЭС строят не менее 3х лет!
Для постройки реактора необходимо оборудование, которое работает на электрическом токе в 210 кило Ампер, что в миллион раз превышает силу тока, которая способна убить человека.

Одна обечайка (элемент конструкции) ядерного реактора весит 150 тонн. В одном реакторе таких элементов 6.

Водо-водяной реактор

Как работает АЭС в целом, мы уже выяснили, чтобы все «разложить по полочкам» посмотрим, как работает наиболее популярный водо-водяной ядерный реактор.
Во всем мире сегодня используют водо-водяные реакторы поколения 3+. Они считаются самыми надежными и безопасными.

Все водо-водяные реакторы в мире за все годы их эксплуатации в сумме уже успели набрать более 1000 лет безаварийной работы и ни разу не давали серьезных отклонений.

Структура АЭС на водо-водяных реакторах, подразумевает, что между ТВЭЛами циркулирует дистиллированная вода, нагретая до 320 градусов. Чтобы не дать ей перейти в парообразное состояние ее держат под давлением в 160 атмосфер. Схема АЭС называет ее водой первого контура.

Нагретая вода попадает в парогенератор и отдает свое тепло воде второго контура, после чего снова «возвращается» в реактор. Внешне это выглядит так, что трубки воды первого контура соприкасаются с другими трубками – воды второго контура, они передают тепло друг другу, но воды не контактируют. Контактируют трубки.

Таким образом, исключена возможность попадания радиации в воду второго контура, которая будет далее участвовать в процессе добычи электричества.

Безопасность работы АЭС

Узнав принцип работы АЭС мы должны понимать как же устроена безопасность. Устройство АЭС сегодня требует повышенного внимания к правилам безопасности.
Затраты на безопасность АЭС составляют примерно 40% от общей стоимости самой станции.

В схему АЭС закладываются 4 физических барьера, которые препятствуют выходу радиоактивных веществ. Что должны делать эти барьеры? В нужный момент суметь прекратить ядерную реакцию, обеспечивать постоянный отвод тепла от активной зоны и самого реактора, предотвращать выход радионуклеидов за пределы контайнмента (гермозоны).

• Первый барьер – прочность урановых таблеток. Важно, чтобы они не разрушались под воздействием высоких температур в ядерном реакторе. Во многом то, как работает атомная станция, зависит от того, как «испекли» таблетки из урана на начальной стадии изготовления. Если таблетки с урановым топливом запечь неверно, то реакции атомов урана в реакторе будут непредсказуемыми.
• Второй барьер – герметичность ТВЭЛов. Циркониевые трубки должны быть плотно запечатаны, если герметичность будет нарушена, то в лучшем случае реактор будет поврежден и работа остановлена, в худшем – все взлетит на воздух.
• Третий барьер – прочный стальной корпус реактор а, (та самая большая башня – гермозона) который «удерживает» в себе все радиоактивные процессы. Повредится корпус – радиация выйдет в атмосферу.
• Четвертый барьер – стержни аварийной защиты. Над активной зоной на магниты подвешиваются стержни с замедлителями, которые могут за 2 секунды поглотить все нейтроны и остановить цепную реакцию.

Если, несмотря на устройство АЭС с множеством степеней защиты, охладить активную зону реактора в нужный момент не удастся, и температура топлива возрастет до 2600 градусов, то в дело вступает последняя надежда системы безопасности – так называемая ловушка расплава.

Дело в том, что при такой температуре дно корпуса реактора расплавится, и все остатки ядерного топлива и расплавленных конструкций стекут в специальный подвешенный над активной зоной реактора «стакан».

Ловушка расплава охлаждаема и огнеупорна. Она наполнена так называемым «жертвенным материалом», который постепенно останавливает цепную реакцию деления.

Таким образом, схема АЭС подразумевает несколько степеней защиты, которые практически полностью исключают любую возможность аварии.