У ядерных реакторов одна задача: расщепить атомы в результате контролируемой реакции и использовать выделенную энергию, чтобы генерировать электрическую мощность. На протяжении многих лет реакторы рассматривались и как чудо, и как угроза.

Когда первый коммерческий реактор США вошел в строй в Shippingport, штат Пенсильвания, в 1956 году, эта технология была расценена как источник энергии будущего, а некоторые полагали, что реакторы сделают выработку электричества слишком дешевой. Сейчас во всем мире построено 442 атомных реактора, около четверти из этих реакторов находятся в США. Мир пришел в зависимость от ядерных реакторов, вырабатывающих 14 процентов электроэнергии . Футуристы фантазировали даже об атомных автомобилях.

Когда в 1979 году на реакторе Блок 2 на электростанции Three Mile Island в штате Пенсильвания возникла неисправность системы охлаждения и, как следствие, частичное расплавление его радиоактивного топлива, теплые чувства по поводу реакторов радикально изменились. Несмотря на то, что было проведено блокирование разрушенного реактора и не возникло никакого серьезного радиоактивного излучения, многие люди начали рассматривать реакторы как слишком сложные и уязвимые, с потенциально катастрофическими последствиями. Люди также обеспокоились радиоактивными отходами из реакторов. В результате, строительство новых атомных станций в Соединенных Штатах остановилось. Когда более серьезная авария произошла на Чернобыльской АЭС в Советском Союзе в 1986 году, ядерная энергетика казалась обреченной.

Но в начале 2000-х, ядерные реакторы начали возвращаться, благодаря растущей потребности в энергии и уменьшении поставок ископаемого топлива, а также растущей обеспокоенности по поводу изменения климата в результате выбросов двуокиси углерода

Но в марте 2011 года случился еще один кризис — на этот раз от землетрясения сильно пострадала Фукусима 1 — атомная электростанция в Японии.

Использование ядерной реакции

Попросту говоря, в ядерном реакторе расщепляются атомы и высвобождают энергию, которая держит их части вместе.

Если вы подзабыли физику средней школы, мы напомним вам, как ядерное деление работает. Атомы похожи на крошечные солнечные системы, с ядром, вроде Солнца , и электронами, как планетами на орбите вокруг него. Ядро состоит из частиц, называемых протонами и нейтронами, которые связаны друг с другом. Силу, которая связывает элементы ядра — трудно даже представить. Она во много миллиардов раз сильнее, чем сила земного тяготения. Несмотря на эту огромную силу, можно расщепить ядро — стреляя по нему нейтронами. Когда это будет сделано, выделится много энергии. Когда атомы распадаются, их частицы врезаются в близлежащие атомы, расщепляя и их, а те, в свою очередь следующие, следующие и следующие. Возникает, так называемая, цепная реакция .

Уран, элемент с большими атомами, идеально подходит для процесса расщепления, потому, что сила, связывающая частицы его ядра, является относительно слабой по сравнению с другими элементами. Ядерные реакторы используют определенный изотоп, называемый У ран- 235 . Уран-235 является редким в природе, руда из урановых рудников содержит лишь около 0,7% Урана-235. Вот почему реакторы используют обогащенный У ран , который создается путем выделения и концентрирования Урана-235 посредством процесса диффузии газа.

Процесс цепной реакции можно создать в атомной бомбе, подобной тем, что были сброшены на японские города Хиросиму и Нагасаки во время Второй мировой войны. Но в ядерном реакторе цепная реакция контролируется вставкой управляющих стержней, изготовленных из материалов, таких, как кадмий, гафний или бор, которые поглощают часть нейтронов. Это по-прежнему позволяет процессу деления выделять достаточно энергии, чтобы нагреть воду до температуры около 270 градусов Цельсия и превратить ее в пар, который используется для вращения турбин электростанции и генерирования электричества. В принципе, в этом случае контролируемая ядерная бомба работает вместо угля, создавая электроэнергию, за исключением того, что энергия для вскипания воды происходит от расщепления атомов, вместо сжигания углерода.

Компоненты ядерных реакторов

Есть несколько различных типов ядерных реакторов, но все они имеют некоторые общие характеристики. Все они имеют запас радиоактивных топливных гранул — обычно оксида урана, которые расположены в трубах, чтобы сформировать топливные стержни в активной зон е реактора .

Реактор также имеет ранее упомянутые управляющи е стержн и — из поглощающего нейтроны материала, такого как кадмий, гафний или бор, которые вставляются для контроля или остановки реакции.

Реактор также имеет модератор , вещество, которое замедляет нейтроны и помогает контролировать процесс деления. Большинство реакторов в Соединенных Штатах используют обычную воду, но реакторы в других странах иногда используют графит, или тяжел ую вод у , в которой водород заменен дейтерием, изотопом водорода с одним протоном и одним нейтроном. Еще одной важной частью системы является охлаждающ ая жидкост ь , как правило, обычная вода, которая поглощает и передает тепло от реактора для создания пара для вращения турбины и охлаждает зону реактора так, чтобы он не достиг температуры, при которой уран расплавится (около 3815 градусов по Цельсию).

Наконец, реактор заключен в оболочк у , большую, тяжелую конструкцию, толщиной обычно несколько метров из стали и бетона, которая держит радиоактивные газы и жидкости внутри, где они не могут никому навредить.

Есть целый ряд различных конструкций реакторов в использовании, но один из самых распространенных — водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР) . В таком реакторе, вода нагнетается в контакт с сердечником, а затем остается там под таким давлением, что не может превратиться в пар. Эта вода затем в парогенераторе вступает в контакт с водой, поданной без давления, которая и превращается в пар, вращающий турбины. Есть также конструкция реактора большой мощности канального типа (РБМК) с одним водяным контуром и реактор на быстрых нейтронах с двумя натриевыми и одним водяным контуром.

Насколько безопасен ядерный реактор?

Ответить на этот вопрос довольно сложно и это зависит от того, кого вы спросите и как вы понимаете «в безопасности». Вас беспокоит излучение или радиоактивные отходы, образующиеся в реакторах? Или вы больше беспокоитесь о возможности катастрофического несчастного случая? Какую степень риска вы считаете приемлемым компромиссом для выгоды ядерной энергетики? И в какой степени вы доверяете правительству и атомной энергетике?

«Радиация» является веским аргументом, в основном, потому, что мы все знаем, что большие дозы радиации, например, от взрыва ядерной бомбы, могут убить многие тысячи людей.

Сторонники ядерной энергетики, однако, отмечают, что все мы регулярно подвергаются облучению из различных источников, в том числе космическими лучами и естественной радиацией, испускаемой Землей . Среднегодовая доза облучения составляет около 6,2 миллизивертов (мЗв), половина из него из природных источников, а половина из искусственных источников, начиная от рентгена грудной клетки, детекторов дыма и светящихся часовых циферблатов. Сколько мы получаем радиации от ядерных реакторов? Лишь незначительная часть процента от нашего типичного годового облучения — 0,0001 мЗв.

В то время как все атомные станции неизбежно допускают утечку небольшого количества радиации, комиссии-регуляторы держат операторов АЭС в жестких требованиях. Они не могут подвергать людей, живущих вокруг станции, более, чем 1 мЗв излучения в год, а рабочие на заводе имеют порог 50 мЗв в год. Это может показаться много, но, по словам Комиссии по ядерному регулированию, нет никаких медицинских доказательств того, что годовые дозы излучения ниже 100 мЗв создают какие-либо риски для здоровья человека.

Но важно отметить, что не все согласны с такой благодушной оценкой радиационных рисков. Например, организация «Врачи за социальную ответственность», давний критик атомной промышленности, изучали детей, живущих вокруг немецких АЭС. Исследование показало, что люди, живущие в пределах 5 км от станций, имели двойной риск заражения лейкозом в сравнении с теми, кто живет дальше от АЭС.

Ядерные отходы реактора

Ядерная энергетика рекламируется ее сторонниками, как «чистая» энергия, потому, что реактор не выбрасывает большие объемы парниковых газов в атмосферу, в сравнении с угольными электростанциями. Но критики указывают на другую экологическую проблему — утилизацию ядерных отходов. Некоторые из отходов отработанного топлива из реакторов, по-прежнему выделяют радиоактивность. Другой ненужный материал, который должен быть сохранен, является радиоактивными отходами высокого уровня , жидким остатком от переработки отработанного топлива, в котором частично остался уран. Прямо сейчас большинство этих отходов хранится локально на атомных электростанциях в прудах воды, которые поглощают часть оставшегося тепла, произведенного отработанным топливом и помогают оградить рабочих от радиоактивного облучения

Одна из проблем, с отработавшим ядерным топливом в том, что оно было изменено в процессе деления.Когда большие атомы урана расщепляются, они создают побочные продукты — радиоактивные изотопы нескольких легких элементов, таких как Цезий-137 и Стронций-90, называемые продукты деления . Они горячие и очень радиоактивные, но в конце концов, за период в 30 лет, они распадаются на менее опасные формы. Этот период для них называется п ериод ом полураспада . Для других радиоактивных элементов период полураспада будет разным. Кроме того, некоторые атомы урана также захватывают нейтроны, образуя более тяжелые элементы, такие как Плутоний. Эти трансурановые элементы не создают столько тепла или проникающего излучения как продукты деления, но они требуют намного дольше времени, чтобы распадаться. Плутоний-239, например, имеет период полураспада 24000 лет.

Эти радиоактивны е отход ы высокого уровня из реакторов являются опасными для человека и других форм жизни потому, что они могут выделять огромную, смертельную дозу радиации даже от короткой экспозиции. Через десять лет после удаления остатков топлива из реактора, например, они испускают в 200 раз больше радиоактивности в час, чем это требуется, чтобы убить человека. И если отходы оказываются в грунтовых водах или реках, они могут попадать в пищевую цепь и поставить под угрозу большое количество людей.

Поскольку отходы так опасны, многие люди находятся в сложном положении. 60000 тонн отходов находится на атомных станциях, близких к крупным городам. Но найти безопасное место, чтобы хранить отходы — очень нелегко.

Что может пойти не так с ядерным реактором?

С государственными регуляторами, оглядываясь на свой опыт, инженеры потратили много времени на протяжении многих лет проектируя реакторы для оптимальной безопасности. Просто так они не ломаются, работают должным образом и имеют резервные меры безопасности, если что-то происходит не по плану. В результате, год за годом, атомные станции, кажутся довольно безопасными по сравнению, скажем, с воздушным транспортом , который регулярно убивает от 500 до 1100 человек в год во всем мире.

Тем не менее, ядерные реакторы настигают крупные поломки. По международной шкале ядерных событий, в которой несчастные случаи с реакторами оцениваются от 1 до 7, было пять аварий с 1957 года, которые оценили от 5 до 7.

Худшим кошмаром является поломка системы охлаждения, что приводит к перегреву топлива. Топливо превращается в жидкость, а затем прожигает защитную оболочку, извергая радиоактивное излучение. В 1979 году Блок 2 на АЭС Three Mile Island (США) был на грани этого сценария. К счастью, хорошо продуманная система сдерживания была достаточно сильна, чтобы остановить радиацию от выхода.

СССР повезло меньше. Тяжелая ядерная авария случилась в апреле 1986 года на 4-м энергоблоке на Чернобыльской АЭС. Это было вызвано сочетанием системных поломок, конструктивных недостатков и плохо обученным персоналом. Во время обычной проверки, реакция вдруг усилилась, а контрольные стержни заклинило, предотвращая аварийное отключение. Внезапное накопление пара вызвало два тепловых взрыва, выбрасывая графитовый замедлитель реактора в воздух. В отсутствии чего-либо для охлаждения топливных стержней реактора, начался их перегрев и полное разрушение в результате которого топливо приняло жидкий вид. Погибло много работников станции и ликвидаторов аварии. Большое количество излучения распространилось на площади 323 749 квадратных километров. Количество смертей, вызванных радиацией, до сих пор неясно, но Всемирная организация здравоохранения утверждает, что это, возможно, вызвало 9000 смертей от рака.

Создатели ядерных реакторов дают гарантии, основанные на вероятностной оценк е , в которой они пытаются сбалансировать потенциальный вред от случая с вероятностью, с которой он на самом деле происходит. Но некоторые критики говорят, что они должны готовиться, вместо этого, для редких, самых неожиданных, но очень опасных событий. Показательный пример — авария в марте 2011 года на атомной станции Фукусима 1 в Японии. Станция, по сообщениям, была разработана, чтобы выдерживать сильное землетрясение, но не такое катастрофическое, как землетрясение в 9,0 баллов, которое подняло 14-метровую волну цунами над дамбами, призванными противостоять 5,4-метровой волне. Натиск цунами уничтожил резервные дизель генераторы, которые предназначались для питания системы охлаждения шести реакторов АЭС, в случае отключения электричества.Таким образом, даже после того, как регулирующие стержни реакторов Фукусима прекратили реакцию деления, все еще ​​горячее топливо позволило температуре опасно подняться внутри разрушенных реакторов.

Японские чиновники прибегли к крайней мере — затоплению реакторов огромным количеством морской воды с добавкой борной кислоты, что смогло предотвратить катастрофу, но разрушило реакторное оборудование. В конце концов, с помощью пожарных машин и барж, японцы оказались в состоянии перекачивать пресную воду в реакторы. Но к тому времени мониторинг уже показал тревожные уровни радиации в окружающей земле и воде. В одной деревне в 40 км от этой АЭС, радиоактивный элемент Цезий-137, оказался на уровнях гораздо более высоких, чем после Чернобыльской катастрофы, что вызвало сомнение о возможности проживания людей в этой зоне.

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.

Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово "ядерный". Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали "Чикагской поленницей".

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Принцип работы ядерного (атомного) реактора

У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем , отражатель нейтронов , теплоноситель , система управления и защиты . В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций - пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.

Приведем ниже схему работы ядерного реактора.

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов . Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо . ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты . Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

Как запускают ядерный реактор?

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он - кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы .

Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании . Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!

Федеральное агентство по образованию

Государственное образовательное учреждение

высшего профессионального образования

«Сибирский государственный технологический университет»

Кафедра физики

Курсовая работа

Устройство ядерного реактора

Выполнил:

ст. гр. 82-2

С.В. Первушин

Проверил:

А.Д. Скоробогатов

Красноярск, 2007

Введение…………………………………………………………………………...3

1) Ядерные реакции……………………………………………………………….5

2) Ядерный реактор. Разновидности, устройство, принцип действия, управление………………………………………………………………………..11

2.1. Управление ядерного реактора……………………………………..12

2.2. Классификация ядерных реакторов………………………………...13

2.3. Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии……………………………………………………………………………14

2.4. Воспроизводство топлива……………………………………………16

3) Факторы опасности ядерных реакторов. Условия безопасности на атомных станциях…………………………………………………………………………..18

Заключение………………………………………………………………...……..21

Библиографический список……………………………………………..………22

ВВЕДЕНИЕ

«Мельчайшие частицы материи слепляются в результате сильнейшего притяжения, образуя частицы большего размера, но уже менее склонные к притяжению; многие из этих частиц могут опять слепляться, образуя ещё большие частицы с ещё большие частицы с ещё меньшим притяжением друг к другу и так далее в разных последовательностях, пока эта прогрессия не закончится на самых больших частицах, от которых зависят уже и химические реакции и цвет естественных тел, и, которые образуют, наконец, тела ощутимых размеров. Если так, то в природе должны существовать посредники, помогающие частицам вещества близко слепляться друг с другом за счет сильного притяжения. Обнаружение этих посредников и есть задача экспериментальной философии».

И. Ньютон

Мир, в котором мы живем, сложен и многообразен. Издавна человек стремился познать окружающий его мир. Исследования шли в трех направлениях:

Поиск элементарных составляющих, из которых образована вся окружающая материя.

Изучение сил, связывающих элементарные составляющие материи.

Описание движения частиц под действием известных сил.

У философов древней Греции существовало два противоположных взгляда на природу материи. Сторонники одной школы (Демокрит, Эпикур) утверждали, что нет ничего, кроме атомов и пустоты, в которой движутся атомы. Они рассматривали атомы как мельчайшие неделимые частицы, вечные и неизменные, пребывающие в постоянном движении и различающиеся формой и величиной. Сторонники другого направления придерживались прямо противоположной точки зрения. Они считали, что вещество можно делить бесконечно. Сегодня мы знаем, что мельчайшие частицы вещества, сохраняющие его химические свойства - это молекулы и атомы. Однако мы также знаем, что атомы в свою очередь имеют сложную структуру и состоят из атомного ядра и электронов. Атомные ядра состоят из нуклонов - нейтронов и протонов. Нуклоны в свою очередь состоят из кварков. Но разделить нуклоны на составляющие их кварки уже нельзя. Что вовсе не означает, что кварки "элементарны". Понятие элементарности объекта в значительной мере определяется уровнем наших знаний. Поэтому привычное для нас утверждение "состоит из …" на субкварковом уровне может оказаться лишенным смысла. Понимание этого сформировалось в процессе изучения физики субатомных явлений.

Ядерные реакции

Ядерная реакция – это процесс взаимодействия атомного ядра с другим ядром или элементарной частицей, сопровождающийся изменением состава и структуры ядра и выделением вторичных частиц или γ-квантов.

В результате ядерных реакций могут образовываться новые радиоактивные изотопы, которых нет на Земле в естественных условиях.

Первая ядерная реакция была осуществлена Э. Резерфордом в 1919 году в опытах по обнаружению протонов в продуктах распада ядер.

Резерфорд бомбардировал атомы азота α-частицами. При соударении частиц происходила ядерная реакция, протекавшая по следующей схеме:

При ядерных реакциях выполняется несколько законов сохранения : импульса, энергии, момента импульса, заряда. В дополнение к этим классическим законам сохранения при ядерных реакциях выполняется закон сохранения так называемого барионного заряда (то есть числа нуклонов – протонов и нейтронов). Выполняется также ряд других законов сохранения, специфических для ядерной физики и физики элементарных частиц.

Ядерные реакции могут протекать при бомбардировке атомов быстрыми заряженными частицами (протоны, нейтроны, α-частицы, ионы). Первая реакция такого рода была осуществлена с помощью протонов большой энергии, полученных на ускорителе, в 1932 году:

Однако наиболее интересными для практического использования являются реакции, протекающие при взаимодействии ядер с нейтронами. Так как нейтроны лишены заряда, они беспрепятственно могут проникать в атомные ядра и вызывать их превращения. Выдающийся итальянский физик Э. Ферми первым начал изучать реакции, вызываемые нейтронами. Он обнаружил, что ядерные превращения вызываются не только быстрыми, но и медленными нейтронами, движущимися с тепловыми скоростями.

Ядерные реакции сопровождаются энергетическими превращениями. Энергетическим выходом ядерной реакции называется величина

Q = (M A + M B – M C – M D)c 2 = ΔMc 2 .

где M A и M B – массы исходных продуктов, M C и M D – массы конечных продуктов реакции. Величина ΔM называется дефектом масс . Ядерные реакции могут протекать с выделением (Q > 0) или с поглощением энергии (Q

Для того чтобы ядерная реакция имела положительный энергетический выход, удельная энергия связи нуклонов в ядрах исходных продуктов должна быть меньше удельной энергии связи нуклонов в ядрах конечных продуктов. Это означает, что величина ΔM должна быть положительной.

Возможны два принципиально различных способа освобождения ядерной энергии.

1. Деление тяжелых ядер . В отличие от радиоактивного распада ядер, сопровождающегося испусканием α- или β-частиц, реакции деления – это процесс, при котором нестабильное ядро делится на два крупных фрагмента сравнимых масс.

В 1939 году немецкими учеными О. Ганом и Ф. Штрассманом было открыто деление ядер урана. Продолжая исследования, начатые Ферми, они установили, что при бомбардировке урана нейтронами возникают элементы средней части периодической системы – радиоактивные изотопы бария (Z = 56), криптона (Z = 36) и др.

Уран встречается в природе в виде двух изотопов: (99,3 %) и (0,7 %). При бомбардировке нейтронами ядра обоих изотопов могут расщепляться на два осколка. При этом реакция деления наиболее интенсивно идет на медленных (тепловых) нейтронах, в то время как ядра вступают в реакцию деления только с быстрыми нейтронами с энергией порядка 1 МэВ.

Основной интерес для ядерной энергетики представляет реакция деления ядра.

В настоящее время известны около 100 различных изотопов с массовыми числами примерно от 90 до 145, возникающих при делении этого ядра.

Обратите внимание, что в результате деления ядра, инициированного нейтроном, возникают новые нейтроны, способные вызвать реакции деления других ядер. Продуктами деления ядер урана-235 могут быть и другие изотопы бария, ксенона, стронция, рубидия и т. д.

Кинетическая энергия, выделяющаяся при делении одного ядра урана, огромна – порядка 200 МэВ. Оценку выделяющей при делении ядра энергии можно сделать с помощью удельной энергии связи нуклонов в ядре. Удельная энергия связи нуклонов в ядрах с массовым числом A ≈ 240 порядка 7,6 МэВ/нуклон, в то время как в ядрах с массовыми числами A = 90–145 удельная энергия примерно равна 8,5 МэВ/нуклон. Следовательно, при делении ядра урана освобождается энергия порядка 0,9 МэВ/нуклон или приблизительно 210 МэВ на один атом урана. При полном делении всех ядер, содержащихся в 1 г урана, выделяется такая же энергия, как и при сгорании 3 т угля или 2,5 т нефти.

Продукты деления ядра урана нестабильны, так как в них содержится значительное избыточное число нейтронов. Действительно, отношение N / Z для наиболее тяжелых ядер порядка 1,6, для ядер с массовыми числами от 90 до 145 это отношение порядка 1,3–1,4. Поэтому ядра-осколки испытывают серию последовательных β – -распадов, в результате которых число протонов в ядре увеличивается, а число нейтронов уменьшается до тех пор, пока не образуется стабильное ядро.

При делении ядра урана-235, которое вызвано столкновением с нейтроном, освобождается 2 или 3 нейтрона. При благоприятных условиях эти нейтроны могут попасть в другие ядра урана и вызвать их деление. На этом этапе появятся уже от 4 до 9 нейтронов, способных вызвать новые распады ядер урана и т. д. Такой лавинообразный процесс называется цепной реакцией. Схема развития цепной реакции деления ядер урана представлена на рис. 1.

Рисунок 1. 1 Схема развития цепной реакции.

Для осуществления цепной реакции необходимо, чтобы так называемый коэффициент размножения нейтронов был больше единицы. Другими словами, в каждом последующем поколении нейтронов должно быть больше, чем в предыдущем. Коэффициент размножения определяется не только числом нейтронов, образующихся в каждом элементарном акте, но и условиями, в которых протекает реакция – часть нейтронов может поглощаться другими ядрами или выходить из зоны реакции. Нейтроны, освободившиеся при делении ядер урана-235, способны вызвать деление лишь ядер этого же урана, на долю которого в природном уране приходится всего лишь 0,7 %. Такая концентрация оказывается недостаточной для начала цепной реакции. Изотоп также может поглощать нейтроны, но при этом не возникает цепной реакции.

Цепная реакция в уране с повышенным содержанием урана-235 может развиваться только тогда, когда масса урана превосходит так называемую критическую массу. В небольших кусках урана большинство нейтронов, не попав ни в одно ядро, вылетают наружу. Для чистого урана-235 критическая масса составляет около 50 кг. Критическую массу урана можно во много раз уменьшить, если использовать так называемые замедлители нейтронов. Дело в том, что нейтроны, рождающиеся при распаде ядер урана, имеют слишком большие скорости, а вероятность захвата медленных нейтронов ядрами урана-235 в сотни раз больше, чем быстрых. Наилучшим замедлителем нейтронов является тяжелая вода D 2 O. Обычная вода при взаимодействии с нейтронами сама превращается в тяжелую воду.

Хорошим замедлителем является также графит, ядра которого не поглощают нейтронов. При упругом взаимодействии с ядрами дейтерия или углерода нейтроны замедляются до тепловых скоростей.

Применение замедлителей нейтронов и специальной оболочки из бериллия, которая отражает нейтроны, позволяет снизить критическую массу до 250 г.

В атомных бомбах цепная неуправляемая ядерная реакция возникает при быстром соединении двух кусков урана-235, каждый из которых имеет массу несколько ниже критической.

Устройство, в котором поддерживается управляемая реакция деления ядер, называется ядерным (или атомным ) реактором . Схема ядерного реактора на медленных нейтронах приведена на рис. 2.

Ядерная реакция протекает в активной зоне реактора, которая заполнена замедлителем и пронизана стержнями, содержащими обогащенную смесь изотопов урана с повышенным содержанием урана-235 (до 3 %). В активную зону вводятся регулирующие стержни, содержащие кадмий или бор, которые интенсивно поглощают нейтроны. Введение стержней в активную зону позволяет управлять скоростью цепной реакции.

Активная зона охлаждается с помощью прокачиваемого теплоносителя, в качестве которого может применяться вода или металл с низкой температурой плавления (например, натрий, имеющий температуру плавления 98 °C). В парогенераторе теплоноситель передает тепловую энергию воде, превращая ее в пар высокого давления. Пар направляется в турбину, соединенную с электрогенератором. Из турбины пар поступает в конденсатор. Во избежание утечки радиации контуры теплоносителя I и парогенератора II работают по замкнутым циклам.

Турбина атомной электростанции является тепловой машиной, определяющей в соответствии со вторым законом термодинамики общую эффективность станции. У современных атомных электростанций коэффициент полезного действия приблизительно равен 1/3. Следовательно, для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем.

Однако, главная проблема состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Тем не менее, после аварий на некоторых АЭС, в частности на АЭС в Пенсильвании (США, 1979 г.) и на Чернобыльской АЭС (1986 г.), проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой.

Наряду с описанным выше ядерным реактором, работающим на медленных нейтронах, большой практический интерес представляют реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. В таких реакторах ядерным горючим является обогащенная смесь, содержащая не менее 15 % изотопа

Преимущество реакторов на быстрых нейтронах состоит в том, что при их работе ядра урана-238, поглощая нейтроны, посредством двух последовательных β – -распадов превращаются в ядра плутония, которые затем можно использовать в качестве ядерного топлива.

Коэффициент воспроизводства таких реакторов достигает 1,5, то есть на 1 кг урана-235 получается до 1,5 кг плутония. В обычных реакторах также образуется плутоний, но в гораздо меньших количествах.

Первый ядерный реактор был построен в 1942 году в США под руководством Э. Ферми. В нашей стране первый реактор был построен в 1946 году под руководством И. В. Курчатова.

2. Термоядерные реакции . Второй путь освобождения ядерной энергии связан с реакциями синтеза. При слиянии легких ядер и образовании нового ядра должно выделяться большое количество энергии. Это видно из кривой зависимости удельной энергии связи от массового числа A. Вплоть до ядер с массовым числом около 60 удельная энергия связи нуклонов растет с увеличением A. Поэтому синтез любого ядра с A

Реакции слияния легких ядер носят название термоядерных реакций, так как они могут протекать только при очень высоких температурах. Чтобы два ядра вступили в реакцию синтеза, они должны сблизится на расстояние действия ядерных сил порядка 2·10 –15 м, преодолев электрическое отталкивание их положительных зарядов. Для этого средняя кинетическая энергия теплового движения молекул должна превосходить потенциальную энергию кулоновского взаимодействия. Расчет необходимой для этого температуры T приводит к величине порядка 10 8 –10 9 К. Это чрезвычайно высокая температура. При такой температуре вещество находится в полностью ионизированном состоянии, которое называется плазмой .

Энергия, которая выделяется при термоядерных реакциях, в расчете на один нуклон в несколько раз превышает удельную энергию, выделяющуюся в цепных реакциях деления ядер. Так, например, в реакции слияния ядер дейтерия и трития

выделяется 3,5 МэВ/нуклон. В целом в этой реакции выделяется 17,6 МэВ. Это одна из наиболее перспективных термоядерных реакций.

Осуществление управляемых термоядерных реакций даст человечеству новый экологически чистый и практически неисчерпаемый источник энергии. Однако получение сверхвысоких температур и удержание плазмы, нагретой до миллиарда градусов, представляет собой труднейшую научно-техническую задачу на пути осуществления управляемого термоядерного синтеза.

На данном этапе развития науки и техники удалось осуществить только неуправляемую реакцию синтеза в водородной бомбе. Высокая температура, необходимая для ядерного синтеза, достигается здесь с помощью взрыва обычной урановой или плутониевой бомбы.

Термоядерные реакции играют чрезвычайно важную роль в эволюции Вселенной. Энергия излучения Солнца и звезд имеет термоядерное происхождение.

Ядерный реактор. Разновидности, устройство, принцип действия, управление

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР , устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождаю­щаяся выделением энергии. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 в США под руководством Э. Ферми. В Европе пер­вый ядерный реактор пущен в декабре 1946 в Москве под руководством П. В. Курчатова. Составны­ми частями любого ядерного реактора являются: ак­тивная лона с ядерным топливом, обыч­но окружённая отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиан, защита, система дистанционного управления. Основной ха­рактеристикой ядерного реактора является его мощ­ность. Мощность в 1 Мвт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3*10 16 актов деления в 1 сек.

Рисунок 2.1 Схема устройства ядерного реактора.

В активной зоне ядерного реактора находит­ся ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом К эф размножения нейтронов или реактивностью :

 = (К эф - 1)/К эф.

Если К эф > 1, то цепная реакция нара­стает во времени, ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактив­ность ρ > 0; если К эф 1.

В качестве делящегося вещества в боль­шинстве Ядерный реактор применяют 235 U. Если ак­тивная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащённый уран), со­держит замедлитель нейтронов (графит, вода и др. вещества, содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под дей­ствием тепловых нейтронов (тепловой реактор). В ядерном реакторе на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащённый 235 U (такими были пер­вые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делении вызыва­ется быстрыми нейтронами с энергией ξ > 10 кэв (быстрый реактор). Воз­можны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1 - 1000 эв.

По конструкции ядерные реакторы делятся на гете­рогенные реакторы, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов; и гомогенные, реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель представ­ляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном ядерном реакторе, называются тепловыде­ляющими элементами (ТВЭЛ"ами), об­разуют правильную решётку; объём, при­ходящийся на один ТВЭЛ, называют ячейкой. По характеру использования Ядерный реактор делят­ся на энергетические реакторы и иссле­довательские реакторы. Часто один ядерный реактор выполняет несколько функций.

Выгорание ядерного топлива характе­ризуют суммарной энергией, выделив­шейся в ядерном реакторе на 1 т топлива. Для ядерных реакторов работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт*сут/т (тяжело­водные ядерные реакторы). В ядерных реакторах со слабо обо­гащённым ураном (2 - 3% 235 U) достига­ется выгорание ~ 20-30 Гвт*cyт/т. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах - до 100 Гвт*сут/т. Выгорание 1 Гвт*сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

2.1. Управление ядерного реактора.

Для регулирования ядерного реактора важно, что часть нейтронов при де­лении вылетает из осколков с запазды­ванием. Доля таких запаздываю­щих нейтронов невелика (0.68% для 235 U, 0,22% для 239 Pu). Вре­мя запаздывания Т зап от 0,2 до 55 сек. Если (К эф - 1)   3 / 0 , то число делений в ядерном реакторе растёт (К эф > 1) или падает (К эф

Для управления ядерного реактора служит система управления и защиты (СУЗ). Органы СУЗ делятся на: аварийные, уменьшающие реактивность (вводящие в ядерный реактор отрицательную реактивность) при появлении аварийных сигналов; автоматические регуляторы, поддерживающие постоянным нейтронный поток Ф (а значит - и мощность); компенсирующие (компенсация отравления, выгорания, температурных эффектов). В большинстве случаев это стержни, вводимые в активную зону ядерного реактора (сверху или снизу) из веществ, сильно поглощающих нейтроны (Cd, B и др.). Их движение управляется механизмами, сра­батывающими по сигналу приборов, чув­ствительных к величине нейтронного по­тока. Для компенсации выгорания могут использоваться выгорающие поглотители, эффективность которых убывает при за­хвате ими нейтронов (Cd, В, редкозе­мельные элементы), или растворы по­глощающего вещества в замедлителе. Стабильности работы ядерного реактора способствует отрицательный температурный коэффициент реактивности (с ростом температуры  уменьшается). Если этот коэффициент положителен, то работа органов СУЗ суще­ственно усложняется.

Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии ядерного реактора: о потоке нейтронов в разных точ­ках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях ядерного реактора и в вспомогательных помещениях, о положе­нии органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании математической обработки. Этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы ядерного реактора (машина - советчик), либо, наконец, осуществлять управление ядерного реактора без участия оператора (управляющая машина).

2.2. Классификация ядерных реакторов

По назначению и мощности ядерные реакторы делятся на несколько групп:

1) экспериментальный реактор (критическая сборка), предназначенный для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов: мощность таких ядерных реакторов не превышает нескольких квт:

2) исследователь­ские реакторы, в которых потоки нейтронов и -квантов, генерируемые 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 ядерного реактора), для производства изотопов. Мощность исследовательского ядерного реактора не превосходит 100 Мвт: выделяю­щаяся энергия, как правило, не исполь­зуется. К исследовательским ядерным реакторам отно­сится импульсный реактор:

3) изотопные ядерные реакторы, в которых потоки нейтронов исполь­зуются для получения изотопов, в т. ч. Pu и 3 Н для военных целей;

4) энергетические ядерные реакторы, в которых энер­гия, выделяющаяся при делении ядер, используется для выработки электроэнер­гии, теплофикации, опреснения морской воды, в силовых установках на кораблях и т. д. Мощность (тепловая) современного энер­гетического ядерного реактора достигает 3-5 Гвт.

Ядерные реакторы могут различаться также по виду ядерного топлива (естественный уран, слабо обогащённый, чистый делящийся изотоп), по его химическому составу (металлический U, UO 2 , UC и т. д.), по виду теплоносителя (Н 2 О, газ, D 2 O, органические жидкости, расплавленный металл), по роду замедлителя (С, Н 2 О, D 2 O, Be, BeO. гидриды метал­лов, без замедлителя). Наиболее распро­странены гетерогенные Ядерный реактор на тепловых нейтронах с замедлителями - Н 2 О, С, D 2 O и теплоносителями - Н 2 О, газ, D 2 O.

2.3. Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии

Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный коэффициент размножения нейтронов k эф немного меньше единицы. Облучим это устройство постоянным внешним потоком нейтронов N 0. Тогда каждый нейтрон (за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в k эф) вызовет деление, которое даст дополнительный поток N 0 k 2 эф. Каждый нейтрон из этого числа снова произведёт в среднем k эф нейтронов, что даст дополнительный поток N 0 k эф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих процессы деления, оказывается равным

N = N 0 (1 + k эф + k 2 эф + k 3 эф + ...) = N 0 k n эф.

Если k эф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением критического поведения процесса в этом случае. Если же k эф

Выделение энергии в единицу времени (мощность) тогда определяется выделением энергии в процессе деления,

нейтронах. Удобно представить поток нейтронов через ток ускорителя

где е- заряд протонов, равный элементарному электрическому заряду. Когда мы выражаем энергию в электрон-вольт, это значит, что мы берём представление Е = еV, где V- соответствующий этой энергии потенциал, содержащий столько вольт, сколько электрон-вольт содержит энергия. Это значит, что с учётом предыдущей формулы можно переписать формулу выделения энергии в виде

Наконец удобно представить мощность установки в виде

где V- потенциал, соответствующий энергии ускорителя, так что VI по известной формуле есть мощность пучка ускорителя: P 0 = VI, а R 0 в предыдущей формуле есть коэффициент для k эф = 0,98,что обеспечивает надёжный запас подкритичности. Все остальные величины известны, и для энергии протонного ускорителя 1 ГэВ имеем
. Мы получили коэффициент усиления 120, что, разумеется, очень хорошо. Однако коэффициент предыдущей формулы соответствует идеальному случаю, когда полностью отсутствуют потери энергии и в ускорителе, и при производстве электроэнергии. Для получения реального коэффициента нужно умножить предыдущую формулу на эффективность ускорителя r у и КПД тепловой электростанции r э. Тогда R=r y r э R 0 . Эффективность ускорения может быть достаточно высокой, например в реальном проекте сильноточного циклотрона на энергию 1ГэВ r y = 0,43. Эффективность производства электроэнергии может составлять 0,42. Окончательно реальный коэффициент усиления R = r y r э R 0 = 21,8, что по-прежнему вполне хорошо, потому что всего 4,6% производимой установкой энергии нужно возвращать для поддержания работы ускорителя. При этом реактор работает только при включенном ускорителе и никакой опасности неконтролируемой цепной реакции не существует.

2.4. Воспроизводство топлива

Для производства энергии в подкритическом режиме требуется хорошо делящийся изотоп. Обычно рассматриваются три возможности 239 Pu, 235 U, 233 U. Очень интересным оказывается последний вариант, связанный с 233 U. Этот изотоп может воспроизводиться в реакторе при облучении интенсивным потоком нейтронов, а это и есть непременное условие роботы реактора в подкритическом режиме. Действительно, представим себе, что реактор заполнен природного тория 232 Th и 233 U. Тогда при облучения реактора нейтронами, полученными с помощью ускорителя, как описано в предыдущем разделе, идут два основных процесса: во-первых, при попадании нейтронов в 233 U происходит деление, которое и является источником энергии, и, во-вторых, при захвате нейтрона ядром 232 Th идёт цепочка реакций.

232 Th+n () 233 Th () 233 Pa () 233 U

Каждая реакция деления приводит к убыли одного ядра 233 U, а каждая предыдущая реакция приводит к появлению такого ядра. Если сравниваются вероятности процесса деления и предыдущего процесса, то кол-во 233 U при работе реактора остаётся постоянной, то есть топливо воспроизводится автоматически. Вероятности процесса определяются их эффективными сечениями согласно формуле определения числа событий N. Из этой формулы мы получаем условия стабильной работы реактора с постоянным содержанием 233 U: n(232 Th)
(232 Th)=n(233 U)(233 U)

где n(.) - плотность ядер соответствующего изотопа. Сечение деления (233 U) = 2,784 барн приведено выше, а сечение захвата нейтрона торием при тех же энергиях (232 Th) = 0,387 барн. Отсюда получаем отношение концентраций 233 U и 232 Th

Таким образом, если мы в качестве рабочего вещества выберем смесь из 88% природного тория и 12% изотопа 233 U, то такой состав, будет длительное время сохраняться при работе реактора. Положение изменится после, того, как будет выработано достаточно большое кол-во тория. После этого нужно производить смену рабочего вещества, но 233 U следует выделить из отработанного вещества и использовать в следующей загрузке. Оценим время, которое может проработать реактор при одной загрузке. Возьмём в качестве примера параметры установки, предлагаемые группой проф. К. Руббиа Здесь ток ускорителя 12,5 мА при энергии 1 ГэВ и исходная масса топлива 28,41 т. Топливо состоит из Окислов ThO 2 и 233 UO 2 . Исходное кол-во ядер 232 Th 5,58 10 28 . При приведённом значении тока производится 1,72 10 18 нейтронов в секунду. В силу соотношения N=N 0 nl эф половина нейтронов захватывается торием, это соответствует 2,7 10 25 захватов в год. Отсюда делается заключение, что при времени работы на одной загрузке порядка нескольких лет будет выработано менее 1% всего кол-ва тория. В проекте принята периодичность замены топлива 5 лет.

Необходимо отметить, что продукты деления 233 U, представляющие большую радиационную опасность, с большой вероятностью участвуют в

реакциях с нейтронами, в результате которых наиболее опасные продукты

деления со средним временем жизни пережигаются, то есть либо переходят в устойчивые изотопы, либо, наоборот, в очень нестабильные, которые быстро распадаются. Таким образом, отпадает необходимость геологического хранения отходов работы атомной электростанции. Это ещё одно несомненное преимущество подкритического режима работы ядерного реактора. При этом, разумеется, часть потока нейтронов расходуется на пережигание отходов, что несколько понижает коэффициент усиления

R = r y r э R 0 = 21,8. Однако эти затраты, вне всякого сомнения, оправданны.

Факторы опасности ядерных реакторов. Условия безопасности на атомных станциях

Факторы опасности ядерных реакторов достаточно многочисленны. Перечислю лишь некоторые из них. Возможность аварии с разгоном реактора. При этом вследствие сильнейшего тепловыделения может произойти расплавление активной зоны реактора и попадание радиоактивных веществ в окружающую среду. Если в реакторе имеется вода, то в случае такой аварии она будет разлагаться на водород и кислород, что приведет к взрыву гремучего газа в реакторе и достаточно серьезному разрушению не только реактора, но и всего энергоблока с радиоактивным заражением местности. Аварии с разгоном реактора можно предотвратить, применив специальные технологии конструкции реакторов, систем защиты, подготовки персонала. Радиоактивные выбросы в окружающую среду. Их количество и характер зависит от конструкции реактора и качества его сборки и эксплуатации. Очистные сооружения могут уменьшить их. Впрочем, у атомной станции, работающей в нормальном режиме, эти выбросы меньше, чем, скажем, у угольной станции, так как в угле тоже содержатся радиоактивные вещества, и при его сгорании они выходят в атмосферу. Необходимость захоронения отработавшего реактора. На сегодняшний день эта проблема не решена, хотя есть много разработок в этой области. Радиоактивное облучение персонала. Можно предотвратить или уменьшить применением соответствующих мер радиационной безопасности в процессе эксплуатации атомной станции. Ядерный взрыв ни в одном реакторе произойти в принципе не может.

Безопасность ядерных реакторов обычно рассматривают с двух точек зрения: ядерной и радиационной. Оценка ядерной безопасности предполагает анализ тех характеристик реактора, которые определяют масштаб возможных изменений мощности реактора, возникающих при различных аварийных ситуациях в системе. Под радиационной безопасностью понимают меры, принимаемые для защиты обслуживающего персонала и населения от неконтролируемой утечки радиоактивности при любом режиме работы реактора, включая аварийный. Радиационная безопасность определяется надежностью системы и степенью гарантий в случае предельно возможных аварий.

Можно ожидать, что, по мере того, как ядерная энергетика будет приобретать доминирующее положение в структуре всей энергетики в целом, преимущества теплотехнической концепции будут все больше утрачиваться. В этих условиях возрастет притягательность концепции физико-химического направления в реакторостроении, которая позволит достигнуть более высоких качественных характеристик АЭС и решить ряд задач энергетики, недоступных для твердотопливных реакторов.

ЖСР (жидкосолевой реактор) в отношении ядерной безопасности имеют ряд характерных особенностей по сравнению с твердотопливными реакторами, состоящими в следующем:

* передача тепла от топлива к промежуточному теплоносителю происходит вне активной зоны реактора, поэтому разрушение поверхности раздела между топливом и теплоносителем не приводит к серьезным нарушениям режима работы активной зоны и изменениям радиоактивности;

* топливо в ЖСР выполняет одновременно функцию теплоносителя первого контура, поэтому в принципе исключается весь комплекс проблем, которые возникают в твердотопливных реакторах при авариях, приводящих к потере теплоносителя;

* непрерывный вывод продуктов деления, особенно нейтронных ядов, а также возможность непрерывной подпитки топливом сводит к минимуму начальный запас реактивности, компенсируемый поглощающими стержнями.

К изменению реактивности ЖСР могут привести следующие аварийные ситуации:

* увеличение концентрации делящихся материалов в топливной соли;

* изменение эффективной доли запаздывающих нейтронов;

* изменение состава и плотности топливной соли и перераспределение ее в активной зоне;

* изменение температуры активной зоны.

Подробный анализ аварийных ситуаций, показывает, что особенности присущие ЖСР позволяют обеспечить достаточно высокую ядерную безопасность и надежно исключить возможность нарушения герметичности топливного контура.

Высокая ядерная безопасность, присущая ЖСР, имеет свою обратную сторону и сопряжена с проблемами, которых нет у твердотопливных реакторов. В отличии от них радиоактивные материалы в ЖСР находятся в жидкой или газовой форме при высокой температуре и циркулирует в топливном контуре и контуре системы переработки топлива. Опасность утечки радиоактивности при нарушении герметичности топливного контура здесь значительно более высокая, чем у твердотопливных реакторов при нарушении твэлов. Поэтому радиоактивная безопасность ЖСР в первую очередь связана с надежной герметизацией топливного контура.

Одной из важнейших проблем при создании ядерного реактора является проблема проектирования средств управления и в особенности системы аварийного отключения (САО). САО должна обеспечивать автоматическую остановку реактора (быстрое гашение цепной реакции) при возникновении аварийной ситуации. Для реализации этого требования САО должна иметь широко разветвленную систему автоматического диагностирования аварийных ситуаций (событий, состояний оборудования, значений параметров, характеризирующих состояние ядерного реактора и его систем).

Кроме того, существует проблема транспортировки облученных элементов на радиохимические предприятия, что означает, что радиоактивные элементы будут "размазаны" по весьма широкой территории. При этом возникает как опасность радиоактивного загрязнения среды вследствие возможных аварий, так и опасность хищения радиоактивных материалов.

Заключение

Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль.

Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. Но следует помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей, которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов. В связи с этим необходимо закладывать решение проблемы безопасности (в частности, предупреждение аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределах биозащиты, уменьшение радиоактивных выбросов и др.) еще в конструкцию реактора, на стадии его проектирования. Стоит также рассматривать другие предложения по повышению безопасности объектов атомной энергетики, как-то: строительство атомных электростанций под землей, отправка ядерных отходов в космическое пространство. Целью настоящей работы было всего лишь рассказать о современной атомной энергетике, показать устройство и основные типы ядерных реакторов. К сожалению, объем доклада не позволяет более подробно остановиться на вопросах физики реактора, тонкостях конструкции отдельных типов и вытекающих из них проблем эксплуатации, надежности и безопасности.

Библиографический список

1 Абрамов А.И. Измерение «неизмеримого» [Текст] / Абрамов А.И. – 4-е издание, перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 208 с.

2 Арбузов, Б.А. Физика подкритического ядерного реактора [Текст]/ Арбузов Б.А.// Соросовский общеобразовательный журнал. – 1997.- №1.

3 Блинкин, В.Л. Жидкосолевые ядерные реакторы [Текст] / Блинкин В.Л., Новиков В.М..- М.:Атомиздат, 1978.

4 Вильдермут, К. Единая теория ядра [Текст]: пер. с англ. Тан Я., М. – 1980. – 284 с.

5 Вальтер, А.К. Ядерная физика [Текст]/ Вальтер, А.К., Залюбовский И.И.- Харьков: Основа, 1991.

6 Воронько, В.А. [Текст]/ Воронько В.А. – М.: Атомная энергия, 1990.

7 Ганев, И.Х. Физика и расчет реактора [Текст]/ Ганев И.Х..-М.: Энергоатомиздат, 1992.

8 Давыдов, А.С. Теория атомного ядра [Текст]/ А.С. Давыдов. – М.: Прогресс, 1958 – 256 с.

9 Ионайтис, Р.Р. Нетрадиционные средства управления ядерными реакторами [Текст] / Ионайтис, Р.Р..- М.: Изд-во МГТУ, 1992.

10 Климов, А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы [Текст] / Климов А.Н..- М.: Атомиздат,1985.

11 Мухин, К.Н. Введение в ядерную физику [Текст]/ П.С. Мухин. – М.: Энергоатомиздат, 2 изд., 1965 – 328 с.

12 Матвеев, Л.В. Почти все о ядерном реакторе [Текст]/ Л.В.Матвеев, А.П.Рудик.- М.: Энергоатомиздат, 1990.

13 Справочник пол ядерной энерготехнологии [Текст]: пер. с англ./ Ф. Ран, А. Адмантиадес, Дж. Кентон, И. Браун. – М.:Энергоатомиздат, 1989. – 752 с.

14 Яворский, Б.М. Справочник по физике [Текст] / Яворский Б.М., Детлаф А.А.- М.: Наука,1974.

В средине двадцатого века внимание человечества было сосредоточено вокруг атома и объяснения учеными ядерной реакции, которую первоначально решили использовать в военных целях, изобретая согласно Манхэттенскому проекту первые ядерные бомбы. Но в 50-х годах XX века ядерный реактор в СССР применили в мирных целях. Общеизвестно, что 27 июня 1954 года на службу человечества поступила первая в мире атомная электростанция мощностью 5000 кВт. Сегодня ядерный реактор позволяет вырабатывать электроэнергию в 4000 МВт и более, то есть в 800 раз больше, чем было полвека назад.

Что такое ядерный реактор: основное определение и главные комплектующие элементы агрегата

Ядерный реактор – это специальный агрегат, при помощи которого вырабатывается энергия как следствие правильного поддержания контролируемой ядерной реакции. Использовать слово «атомный» в сочетании со словом «реактор» - допускается. Многие вообще считают понятия «ядерный» и «атомный» - синонимами, так как не находят между ними принципиальной разницы. Но представители науки склоняются к более верному сочетанию – «ядерный реактор».

Интересный факт! Ядерные реакции могут протекать с выделением или поглощением энергии.

Основными комплектующими в устройстве ядерного реактора считаются следующие элементы:

• Замедлитель;
• Регулирующие стержни;
• Стержни, содержание обогащенную смесь изотопов урана;
• Специальные защитные элементы от радиации;
• Теплоноситель;
• Парогенератор;
• Турбина;
• Генератор;
• Конденсатор;
• Ядерное горючее.

Какие основополагающие принципы работы ядерного реактора определяются учеными-физиками и почему они незыблемы

Основополагающий принцип работы ядерного реактора базируется на особенностях проявления ядерной реакции. В момент стандартного физического цепного ядерного процесса протекает взаимодействие частицы с атомным ядром, как следствие, ядро превращается в новое с выделением вторичных частиц, которые ученые называют гамма-квантами. Во время ядерной цепной реакции высвобождается огромное количество тепловой энергии. Пространство, в котором протекает цепная реакция, называется активной зоной реактора.

Интересный факт! Активная зона внешне напоминает собой котел, через который протекает обычная вода, выполняющая роль теплоносителя.

Для упреждения потери нейтронов зону актива реактора окружают специальным отражателем нейтронов. Его первостепенная задача – отбрасывать большую часть вылетающих нейтронов внутрь активной зоны. В качестве отражателя используют обычно то же вещество, которое служит замедлителем.

Главное управление ядерным реактором происходит с помощью специальных регулирующих стержней. Известно, что эти стержни вводятся в активную зону реактора и создают все условия для функционирования агрегата. Обычно управляющие стержни изготавливаются из химических соединений бора и кадмия. Почему используются именно эти элементы? Да все потому, что бор или кадмий способны эффективно поглощать тепловые нейтроны. И как только планируется запуск, по принципу действия ядерного реактора, управляющие стержни вводятся в активную зону. Их первостепенная задача – поглощать значительную часть нейтронов, тем самым провоцируя развитие цепной реакции. Результат должен дойти до желаемого уровня. При увеличении мощности свыше установленного уровня включаются автоматы, обязательно погружающие управляющие стержни вглубь активной зоны реактора.

Таким образом, становится понятно, что управляющие или регулирующие стержни играют важную роль в работе теплового ядерного реактора.

А для уменьшения утечки нейтронов активную зону реактора окружают отражателем нейтронов, отбрасывающих значительную массу вылетающих свободно нейтронов внутрь активной зоны. В значении отражателя используют обычно то же самое вещество, что и для замедлителя.

Ядро атомов вещества-замедлителя по стандарту обладает сравнительно небольшой массой, чтобы при столкновении с легким ядром имеющийся с цепи нейтрон терял энергию большую, чем при столкновении с тяжелым. Наиболее распространенные замедлители – обычная вода или графит.

Интересный факт! Нейтроны в процессе ядерной реакции характеризуются чрезвычайно высокой скоростью движения, поэтому и требуется замедлитель, подталкивающий нейтроны терять часть своей энергии.

Ни один реактор в мире не может функционировать нормально без помощи теплоносителя, так как его назначение – выводить энергию, которая вырабатывается в сердце реактора. В качестве теплоносителя используется обязательно жидкость или газы, так как они не способны поглощать нейтроны. Приведем пример теплоносителя для компактного ядерного реактора – вода, углекислый газ, а иногда даже жидкий металлический натрий.

Таким образом, принципы работы ядерного реактора всецело базируются на законах цепной реакции, ее протекании. Все комплектующие реактора - замедлитель, стержни, теплоноситель, ядерное горючее – выполняют поставленные задачи, обуславливая нормальную работоспособность реактора.

Какое топливо используют для ядерных реакторов и почему именно эти химические элементы избираются

Основным топливом в реакторах могут служить изотопы урана, также плутония или тория.

Еще в 1934 году Ф.Жолио-Кюри, пронаблюдав за процессом деления ядра урана, заметил, что в результате химической реакции ядро урана делится на осколки-ядра и два-три свободных нейтрона. А это значит, что появляется вероятность, что свободные нейтрону примкнут к другим ядрам урана и спровоцируют очередное деление. А так, как предсказывает цепная реакция: из трех ядер урана освободится уже шесть-девять нейтронов, и они снова примкнут к вновь образовавшимся ядрам. И так до бесконечности.

Важно помнить! Нейтроны, появляющиеся при делении ядер, способны провоцировать деление ядер изотопа урана с массовым числом 235, а для уничтожения ядер изотопа урана с массовым числом 238 может оказаться мало возникающей в процессе распада энергии.

Уран с числом 235 редко встречается в природе. На его долю приходится только 0,7%, а вот природный уран-238 занимает более просторную нишу и составляет 99,3 %.

Невзирая на такую малую долю урана-235 в природе, все равно физики и химики от него не могут отказаться, потому что он наиболее эффективен для функционирования ядерного реактора, удешевляя процесс получения энергии для человечества.

Когда появились первые ядерные реакторы и где их принято применять сегодня

Еще в 1919 году физики уже триумфовали, когда Резерфордом была обнаружен и описан процесс образования движущихся протонов как результат столкновения альфа-частиц с ядрами атомов азота. Это открытие означало, что ядро изотопа азота в результате столкновения с альфа-частицей превращалось в ядро изотопа кислорода.

Прежде чем появились первые ядерные реакторы, мир узнал несколько новых законов физики, трактующих все важные аспекты ядерной реакции. Так, в 1934 году Ф.Жолио-Кюри, Х.Халбан, Л. Коварски впервые предложили обществу и кругу мировых ученых теоретическое предположение и доказательную базу о возможности осуществления ядерных реакций. Все эксперименты были связаны с наблюдением за делением ядра урана.

В 1939 году Э.Ферми, И.Жолио-Кюри, О. Ган, О. Фриш отследили реакцию деления ядер урана при бомбардировке их нейтронами. В ходе исследований ученые установили, что при попадании в ядро урана одного ускоренного нейтрона имеющееся ядро делится на две-три части.

Цепная реакция была практически доказана в средине XX века. Ученым удалось в 1939 году доказать, что при делении одного уранового ядра высвобождается где-то 200 МэВ энергии. А вот на кинетическую энергию ядер-осколков отводится приблизительно 165 МэВ, а остаток уносит с собой гамма-кванты. Данное открытие совершило прорыв в квантовой физике.

Э.Ферми работы и исследования продолжает еще несколько лет и запускает первый ядерный реактор в 1942 году в США. Воплощенный проект получил название – «Чикагская поленница» и был поставлен на венные рельсы. 5 сентября 1945 года Канада запустила свой ядерный реактор ZEEP. Европейский континент не отставал, и в это же время возводилась установка Ф-1. А для россиян есть и другая памятная дата – 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И.Курчатова запускается реактор. Это были не самые мощные ядерные реакторы, но это было началом освоения человеком атома.

В мирных целях научный ядерный реактор создали в 1954 году в СССР. Первый в мире мирный корабль с ядерной силовой установкой – атомный ледокол «Ленин» - был построен в Советском Союзе в 1959 году. И еще одно достижение нашего государства – атомный ледокол «Арктика». Данный надводный корабль впервые в мире достиг Северного полюса. Это случилось в 1975 году.

Первые портативные ядерные реакторы работали на медленных нейтронах.

Где используют ядерные реакторы и какие виды использует человечество

• Промышленные реакторы. Их используют для выработки энергии на АЭС.
• Атомные реакторы, выступающие как движетель атомных подводных лодок.
• Экспериментальные (портативные, малые) реакторы. Без них не проходит ни один современный научный опыт или исследование.

Сегодня научный свет научился при помощи специальных реакторов опреснять морскую воду, обеспечивать население качественной питьевой водой. Действующих ядерных реакторов в России очень много. Так, по статистике по состоянию на 2018 год работает в государстве около 37 блоков.

А по классификации они могут быть следующими:

• Исследовательские (исторические). К ним относят станцию Ф-1, которая создавалась как опытная площадка по получению плутония. На Ф-1 работал Курчатов И.В., руководил первым физическим реактором.
• Исследовательские (действующие).
• Оружейные. Как образец реактора – А-1, который вошел в историю, как первый реактор с охлаждением. Прошлая мощность ядерного реактора небольшая, но функциональная.
• Энергетические.
• Судовые. Известно, что на кораблях и подводных лодках по необходимости и технической целесообразности используют водо-водяные или жидкометаллические реакторы.
• Космические. Как пример, назовем установку «Енисей» на космических кораблях, которая вступает в действие, если необходимо добыть дополнительное количество энергии, и получать ее придется при помощи солнечных батарей и изотопных источников.

Таким образом, тема о ядерных реакторах достаточно расширенная, поэтому требует глубокого изучения и понимания законов квантовой физики. Но значение ядерных реакторов для энергетики и экономики государства уже, бесспорно, овеяно аурой полезности и выгоды.

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.