З яких основних частин складається ядерний реактор. АЕС: як це працює

Ось цей непоказний сірий циліндр є ключовою ланкою російської атомної індустрії. Виглядає, звичайно, не надто презентабельно, але варто зрозуміти його призначення та поглянути на технічні характеристики, як починаєш усвідомлювати, чому секрет його створення та устрою держава охороняє як зіницю ока.

Так, забув уявити: перед вами газова центрифуга для поділу ізотопів урану ВТ-3Ф (n-го покоління). Принцип дії елементарний, як у молочного сепаратора, важка, за впливом відцентрової сили, відокремлюється від легені. Тож у чому значимість і унікальність?

Спершу відповімо на інше питання – а взагалі, навіщо розділяти уран?

Природний уран, який ось прямо в землі лежить, являє собою коктейль із двох ізотопів: урану-238і урану-235(І 0,0054% U-234).
Уран-238це просто важкий, сірого кольору метал. З нього можна зробити артилерійський снаряд, ну чи… брелок для ключів. А ось що можна зробити з урану-235? Ну, по-перше, атомну бомбу, по-друге, паливо для АЕС. І ось тут ми підходимо до ключового питання – як розділити ці два, практично ідентичні атоми, один від одного? Ні, ну справді, ЯК?!

До речі:Радіус ядра атома урану -1.5 10 -8 см.

Для того, щоб атоми урану можна було загнати в технологічний ланцюжок, його (уран) потрібно перетворити на газоподібний стан. Кип'ятити немає сенсу, достатньо з'єднати уран з фтором і отримати гексафторид урану ДФУ. Технологія його отримання не дуже складна та витратна, а тому ДФУодержують прямо там, де цей уран і добувають. UF6 є єдиним легколетучим з'єднанням урану (при нагріванні до 53°С гексафторид (на фото) безпосередньо переходить з твердого стану газоподібне). Потім його закачують у спеціальні ємності та відправляють на збагачення.

Трохи історії

На початку ядерних перегонів, найбільшими науковими умами, як СРСР, і США, освоювалася ідея дифузійного поділу – пропускати уран через сито. Маленький 235-йізотоп проскочить, а «товстий» 238-йзастрягне. Причому виготовити сито з нано-отворами для радянської промисловості в 1946 році було не найскладнішим завданням.

З доповіді Ісаака Костянтиновича Кікоіна на науково-технічній раді при Раді Народних Комісарів (наведено у збірнику розсекречених матеріалах за атомним проектом СРСР (Ред. Рябєв)): Нині ми навчилися робити сітки з отворами близько 5/1 000 мм, тобто. у 50 разів більшими за довжину вільного пробігу молекул при атмосферному тиску. Отже, тиск газу, при якому поділ ізотопів на таких сітках відбуватиметься, має бути меншим за 1/50 атмосферного тиску. Фактично ми припускаємо працювати при тиску близько 0,01 атмосфери, тобто. за умов хорошого вакууму. Розрахунок показує, що для отримання продукту, збагаченого до концентрації в 90% легким ізотопом (така концентрація є достатньою для отримання вибухової речовини), потрібно з'єднати в каскад близько 2000 таких ступенів. У проектованій та частково виготовленій нами машині розраховується отримати 75-100 г урану-235 на добу. Установка складатиметься приблизно з 80-100 «колон», у кожній з яких буде змонтовано 20-25 ступенів».

Нижче наведено документ – доповідь Берії Сталіну про підготовку першого атоїного вибуху. Внизу дано невелику довідку про напрацьовані ядерні матеріали до початку літа 1949-го року.

І ось тепер самі уявіть – 2000 здоровенних установок заради якихось 100 грам! Ну а куди подітися-то, адже бомби потрібні. І почали будувати заводи, і не просто заводи, а цілі міста. І тільки міста, електрики ці дифузійні заводи вимагали стільки, що доводилося будувати поруч окремі електростанції.

У СРСР Перша черга Д-1 комбінату №813, була розрахована на сумарний випуск 140 г 92-93%-ного урану-235 на добу на 2-х ідентичних за потужністю каскадах з 3100 ступенів поділу. Під виробництво відводився недобудований авіаційний завод у селищі Верх-Нейвінськ, що за 60 км від Свердловська. Пізніше він перетворився на Свердловськ-44, а 813-й завод (на фото) в Уральський електрохімічний комбінат – найбільше розділове виробництво у світі.

І хоча технологія дифузійного поділу, нехай і з великими технологічними труднощами, була налагоджена, ідея освоєння більш економічного центрифужного процесу не сходила з порядку денного. Адже якщо вдасться створити центрифугу, енергоспоживання скоротиться від 20 до 50 разів!

Як влаштовано центрифугу?

Влаштована вона більш ніж елементарно і схожа на стару пральну машину, що працює в режимі віджимання/сушіння. У герметичному кожусі знаходиться ротор, що обертається. У цей ротор подається газ (UF6). За рахунок відцентрової сили, яка в сотні тисяч разів перевищує поле тяжіння Землі, газ починає розділятися на «важку» та «легку» фракції. Легкі і важкі молекули починають групуватися в різних зонах ротора, але не в центрі і по периметру, а вгорі та внизу.

Це виникає через конвекційні потоки - кришка ротора має підігрів і виникає протитік газу. Вгорі і внизу циліндра встановлені дві невеликі трубочки - паркан. У нижню трубку потрапляє збіднена суміш, у верхню – суміш із більшою концентрацією атомів 235U. Ця суміш потрапляє в наступну центрифугу, і так далі, поки концентрація 235-гоурану не досягне потрібного значення. Ланцюжок центрифуг називається каскад.

Технічні особливості.

Ну, по-перше, швидкість обертання — у сучасного поколінняцентрифуг вона досягає 2000 об/сек (тут навіть не знаю з чим порівняти…в 10 разів швидше ніж турбіна в авіадвигуні)! І працює вона без зупинки ТРИ ДЕСЯТКИ років! Тобто. зараз у каскадах обертаються центрифуги, включені ще за Брежнєва! СРСР уже немає, а вони всі крутяться і крутяться. Не важко підрахувати, що за свій робочий цикл ротор здійснює 2000000000000 (два трильйони) оборотів. І який підшипник це витримає? Та ніякий! Немає там підшипників.

Сам ротор являє собою звичайний дзига, внизу у нього міцна голка, що спирається на корундовий підп'ятник, а верхній кінець висить у вакуумі, утримуючись електромагнітним полем. Голка теж не проста, зроблена зі звичайного дроту для рояльних струн, вона загартована дуже хитрим способом (яким ГТ). Не важко уявити, що при такій шаленій швидкості обертання сама центрифуга повинна бути не просто міцною, а надміцною.

Згадує академік Йосип Фрідляндер: «Тричі цілком розстріляти могли. Якось, коли ми вже здобули Ленінську премію, трапилася велика аварія, біля центрифуги відлетіла кришка. Шматки розлетілися, зруйнували інші центрифуги. Піднялася радіоактивна хмара. Довелося зупиняти всю лінію — кілометр установок! У Середмаші центрифугами командував генерал Звєрєв, до атомного проекту він працював у відомстві Берії. Генерал на нараді сказав: «Становище критичне. Під загрозою - оборона країни. Якщо ми швидко не виправимо становище, вам повториться 37-й рік». І одразу нараду закрив. Придумали ми тоді повністю нову технологіюз повністю ізотропною рівномірною структурою кришок, але були потрібні дуже складні установки. З того часу саме такі кришки і виробляються. Жодних неприємностей більше не було. У Росії 3 збагачувальні заводи, центрифуг багато сотень тисяч.
На фото: випробування першого покоління центрифуг

Корпуси роторів теж спочатку були металеві, поки на зміну їм не прийшов... вуглепластик. Легкий і особливо міцний на розрив, він є ідеальним матеріалом для циліндра, що обертається.

Згадує Генеральний директор УЕХК (2009-2012) Олександр Куркін: «Доходило до кумедного. Коли випробовували та перевіряли нове, більш «оборотне» покоління центрифуг, один із співробітників не чекав повної зупинки ротора, відключив її з каскаду і вирішив перенести на руках на стенд. На замість руху вперед, як не упирався, він з цим циліндром обійняв, почав рухатися назад. Так ми переконалися, що земля обертається, а гіроскоп, це велика сила.

Хто винайшов?

О, це загадка, занурена в таємницю і загорнута невідомістю. Тут вам і німецькі полонені фізики, ЦРУ, офіцери СМЕРШу і навіть збитий льотчик-шпигун Пауерс. А загалом принцип газової центрифуги описаний ще наприкінці 19 століття.

Ще на зорі Атомного проекту інженер Спеціального конструкторського бюро Кіровського заводу Віктор Сергєєв пропонував центрифужний спосіб поділу, але спочатку його ідею колеги не схвалювали. Паралельно над створенням розділової центрифуги у спеціальному НДІ-5 у Сухумі билися вчені з переможеної Німеччини: доктор Макс Штеєнбек, який за Гітлера працював провідним інженером Siemens, і колишній механік «Люфтваффе», випускник Віденського університету Гернот Ціппе. Загалом до групи входило близько 300 «вивезених» фізиків.

Згадує генеральний директор ЗАТ "Центротех-СПб" ДК "Росатом" Олексій Калітеєвський: «Наші фахівці дійшли висновку, що німецька центрифуга є абсолютно непридатною для промислового виробництва. У апараті Штеенбека був системи передачі частково збагаченого продукту на наступний щабель. Пропонувалося охолоджувати кінці кришки та заморожувати газ, а потім його розморозити, зібрати та пустити у наступну центрифугу. Тобто схема непрацездатна. Однак у проекті було кілька дуже цікавих та незвичайних технічних рішень. Ці «цікаві та незвичайні рішення» були пов'язані з результатами, отриманими радянськими вченими, зокрема, з пропозиціями Віктора Сергєєва. Умовно кажучи, наша компактна центрифуга – на третину плід німецької думки, а на дві третини – радянської».До речі, коли Сергєєв приїжджав до Абхазії і висловлював тим самим Штеєнбеку і Циппе свої думки щодо відбору урану, Штеєнбек і Ціппе відмахнулися від них, як від нереалізованих.

То що ж вигадав Сергєєв.

А пропозиція Сергєєва полягала у створенні відбірників газу у вигляді трубок Піто. Але доктор Штеєнбек, який з'їв зуби, як він вважав, на цій темі, виявив категоричність: «Вони гальмуватимуть потік, викликатимуть турбулентність, і ніякого поділу не буде!» Через роки, працюючи над мемуарами, він пожалкує про це: «Ідея, гідна того, щоб виходити від нас! Але мені вона на думку не спадала…».

Пізніше, опинившись поза СРСР Штеенбек центрифугами більше займався. А ось Геронт Ціппе перед від'їздом до Німеччини мав змогу ознайомитись із досвідченим зразком центрифуги Сергєєва та геніально простим принципом її роботи. Опинившись на Заході, «хитрий Циппе», як його нерідко називали, запатентував конструкцію центрифуги під своїм ім'ям (патент №1071597 від 1957 року, заявлений у 13 країнах). 1957 року, переїхавши до США, Циппе побудував там працюючу установку, відтворивши по пам'яті досвідчений зразок Сергєєва. І назвав її, віддамо належне, «Російською центрифугою» (на фото).

До речі, російська інженерна думка виявила себе і в багатьох інших випадках. Як приклад можна навести елементарний аварійний запірний клапан. Там немає датчиків, детекторів та електронних схем. Там є тільки самоварний краник, який своїм пелюстком стосується станини каскаду. Якщо що не так, і центрифуга змінює своє становище у просторі, він просто повертається та закриває вхідну магістраль. Це як в анекдоті про американську ручку та російський олівець у космосі.

Наші дні

Цього тижня автор цих рядків був присутній на визначній події – закритті російського офісу спостерігачів міністерства енергетики США за контрактом ВОУ-НОУ. Ця угода (високозбагачений уран - низькозбагачений уран) була, та й залишається найбільшою угодою в галузі ядерної енергетики між Росією та Америкою. За умовами контракту російські атомники переробили 500 тонн нашого збройового (90%) урану на паливний (4%) ДФУ для американських АЕС. Доходи за 1993-2009 роки становили 8,8 млрд. доларів США. Це стало логічним результатом технологічного прориву наших ядерників у галузі поділу ізотопів, зробленого у повоєнні роки.
На фото: каскади газових центрифуг в одному із цехів УЕХК. Тут їх близько 100 тисяч шт.

Завдяки центрифугам ми отримали тисячі тонн щодо дешевого як військового, так і комерційного продукту. Атомна галузь, одна з небагатьох, що залишилися (військова авіація, космос), де Росія утримує незаперечну першість. Лише зарубіжних замовлень на десять років наперед (з 2013 року по 2022 рік), портфель «Росатому» без урахування контракту ВОУ-НОУскладає 69,3 мільярда доларів. У 2011 році він перевищив 50 мільярдів…
На фото склад контейнерів із ДФУ на УЕХК.

28 вересня 1942 р. було прийнято постанову Державного Комітету Оборони № 2352сс «Про організацію робіт з урану». Ця дата вважається офіційним початком відліку історії атомної галузі Росії.

Сьогодні ми здійснимо невелику подорож у світ ядерної фізики. Темою нашої екскурсії буде ядерний реактор. Ви дізнаєтеся, як він улаштований, які фізичні принципи лежать в основі його роботи і де застосовують цей пристрій.

Зародження атомної енергетики

Перший у світі ядерний реактор було створено 1942 року у СШАекспериментальною групою фізиків під керівництвом лауреата нобелівської преміїЕнріко Фермі. Тоді ж ними була здійснена реакція розщеплення урану, що самопідтримується. Атомний джин був випущений на волю.

Перший радянський ядерний реактор був запущений у 1946 році,а через 8 років дала струм перша у світі АЕС у місті Обнінську. Головним науковим керівником робіт в атомній енергетиці СРСР був видатний фізик Ігор Васильович Курчатов.

З них змінилося кілька поколінь ядерних реакторів, але основні елементи його конструкції збереглися незмінними.

Анатомія атомного реактора

Ця ядерна установка є товстостінним сталевим баком з циліндричною ємністю від декількох кубічних сантиметрів до багатьох кубометрів.

Усередині цього циліндра розміщується свята святих - активна зона реактораСаме тут відбувається ланцюгова реакція розподілу ядерного палива.

Розглянемо, як відбувається цей процес.

Ядра важких елементів, зокрема Уран-235 (U-235),під дією невеликого енергетичного поштовху здатні розвалюватися на 2 уламки приблизно рівної маси. Збудником цього є нейтрон.

Осколки найчастіше являють собою ядра барію та криптону. Кожен із них несе позитивний заряд, тому сили кулонівського відштовхування змушують їх розлітатись у різні боки зі швидкістю близько 1/30 світлової швидкості. Ці уламки є носіями колосальної кінетичної енергії.

Для практичного використання енергії необхідно, щоб її виділення мало самопідтримуваний характер. Ланцюгова реакція,про яку йдеться, тим цікава, кожен акт поділу супроводжується випусканням нових нейтронів. На один початковий нейтрон у середньому виникає 2-3 нових нейтрони. Кількість ядер урану, що діляться, лавиноподібно наростає,викликаючи виділення величезної енергії. Якщо цей процес не контролюватиме – відбудеться ядерний вибух. Він має місце у .

Щоб регулювати кількість нейтронів у систему вводяться матеріали, які поглинають нейтрони,забезпечуючи плавне виділення енергії. Як поглиначі нейтронів використовують кадмій або бір.

Як же приборкати та використовувати величезну кінетичну енергію уламків? Для цього служить теплоносій, тобто. спеціальне середовище, рухаючись у якому уламки гальмуються і нагрівають її до надзвичайно високих температур. Таким середовищем може бути звичайна або важка вода, рідкі метали (натрій), а також деякі гази. Щоб не викликати перехід теплоносія в пароподібний стан, у активній зоні підтримується високий тиск (до 160 атм).З цієї причини стінки реактора виготовляють із десятисантиметрової сталі спеціальних сортів.

Якщо нейтрони вилетять межі ядерного палива, то ланцюгова реакція може перерватися. Тому існує критична маса речовини, що ділиться, тобто. його мінімальна маса, при якій підтримуватиметься ланцюгова реакція. Вона залежить від різних параметрів, у тому числі від наявності відбивача, що оточує активну зону реактора. Він служить для запобігання витоку нейтронів у навколишнє середовище. Найбільш поширеним матеріалом цього конструктивного елемента є графіт.

Процеси, що відбуваються в реакторі, супроводжуються виділенням найнебезпечнішого виду радіації – гамма випромінювання. Щоб мінімізувати цю небезпеку, у ньому передбачено протирадіаційний захист.

Як працює атомний реактор

В активній зоні реактора розміщують ядерне пальне, що називається ТВЕЛами. Вони являють собою таблетки, сформовані з матеріалу, що розщеплюється і укладені в тонкі трубки довжиною близько 3,5 м і діаметром в 10 мм.

Сотні однотипних паливних збірок розміщують в активну зону, вони стають джерелами теплової енергії, що виділяється в процесі ланцюгової реакції. Теплоносій, що омиває ТВЕЛи, утворює перший контур реактора.

Нагрітий до високих параметрів, він перекачується насосом парогенератор, де передає свою енергію воді другого контуру, перетворюючи її на пару. Отримана пара обертає турбогенератор. Електроенергія, що виробляється цим агрегатом, передається споживачеві. А відпрацьована пара, охолоджена водою зі ставка-охолоджувача, у вигляді конденсату, повертається в парогенератор. Цикл замикається.

Така двоконтурна схема робота ядерної установки унеможливлює проникнення радіації, що супроводжує процеси, що відбуваються в активній зоні, за його межі.

Отже, в реакторі відбувається ланцюжок перетворень енергії: ядерна енергія матеріалу, що розщеплюється → в кінетичну енергію осколків → теплову енергію теплоносія → кінетичну енергію турбіни → та в електричну енергію в генераторі.

Неминучі втрати енергії призводять до того, що ККД атомних електростанцій порівняно невеликий 33-34%.

Крім вироблення електричної енергії на АЕС, ядерні реактори використовують для отримання різних радіоактивних ізотопів, для досліджень у багатьох галузях промисловості, для вивчення допустимих параметрів промислових реакторів. Все більшого поширення набувають транспортні реактори, що забезпечують енергією двигуни транспортних засобів.

Типи ядерних реакторів

Як правило, ядерні реактори працюють на урані U-235. Однак його вміст у природному матеріалі надзвичайно мало, лише 0,7%. Основну масу природного урану становить ізотоп U-238. Ланцюгову реакцію в U-235 можуть викликати лише повільні нейтрони, а ізотоп U-238 розщеплюється лише швидкими нейтронами. У результаті розщеплення ядра народжуються як повільні, і швидкі нейтрони. Швидкі нейтрони, зазнаючи гальмування в теплоносії (воді), стають повільними. Але кількість ізотопу U-235 у природному урані настільки мало, що доводиться вдаватися до його збагачення, доводячи його концентрацію до 3-5%. Процес цей дуже дорогий та економічно невигідний. Крім того, час вичерпання природних ресурсівцього ізотопу оцінюється лише 100-120 роками.

Тому в атомній промисловості відбувається поступовий перехід на реактори, що працюють на швидких нейтронах.

Основна їхня відмінність - як теплоносій використовують рідкі метали, які не уповільнюють нейтрони, а в ролі ядерного пального використовують U-238. Ядра цього ізотопу через ланцюжок ядерних перетворень переходять у Плутоній-239, який схильний до ланцюгової реакції так само як і U-235. Тобто має місце відтворення ядерного пального, причому у кількості, що перевищує його витрату.

За оцінкою фахівців запасів ізотопу Урана-238 має вистачити на 3000 років.Цього часу цілком достатньо, щоб людство вистачило часу для розробки інших технологій.

Проблеми використання ядерної енергетики

Поряд із очевидними перевагами ядерної енергетики не можна недооцінювати масштаб проблем, пов'язаних з експлуатацією ядерних об'єктів.

Перша з них – це утилізація радіоактивних відходів та демонтованого обладнанняатомної енергетики. Ці елементи мають активне радіаційне тло, яке зберігається протягом тривалого періоду. Для утилізації цих відходів використовують спеціальні контейнери свинцю. Їх передбачається ховати у районах вічної мерзлоти на глибині до 600 метрів. Тому постійно ведуться роботи з пошуку способу переробки радіоактивних відходів, що має вирішити проблему утилізації та сприяти збереженню екології нашої планети.

Другою не менш важкою проблемою є забезпечення безпеки у процесі експлуатації АЕС.Великі аварії, подібні до Чорнобильської, здатні забрати безліч людських життівта вивести з використання величезні території.

Аварія на японській АЕС «Фукусіма-1» лише підтвердила потенційну небезпеку, яка проявляється у разі позаштатної ситуації на ядерних об'єктах.

Проте можливості ядерної енергетики настільки великі, що екологічні проблеми йдуть другого план.

На сьогоднішній день у людства немає іншого шляху вгамування все наростаючого енергетичного голоду. Основою ядерної енергетики майбутнього, мабуть, стануть «швидкі» реактори з функцією відтворення ядерного палива.

Якщо це повідомлення тобі стало в нагоді, буду рада бачити тебе

У середині двадцятого століття увага людства була зосереджена навколо атома та пояснення вченими ядерної реакції, яку спочатку вирішили використати у військових цілях, винаходячи згідно з Манхеттенським проектом перші ядерні бомби. Але в 50-х роках XX століття ядерний реактор у СРСР застосували у мирних цілях. Загальновідомо, що 27 червня 1954 року на службу людства надійшла перша у світі атомна електростанція потужністю 5000 кВт. Сьогодні ядерний реактор дозволяє виробляти електроенергію в 4000 МВт і більше, тобто у 800 разів більше, ніж півстоліття тому.

Що таке ядерний реактор: основне визначення та головні комплектуючі елементи агрегату

Ядерний реактор – це спеціальний агрегат, з якого виробляється енергія як наслідок правильного підтримки контрольованої ядерної реакції. Використовувати слово «атомний» разом із словом «реактор» - допускається. Багато хто взагалі вважає поняття «ядерний» та «атомний» - синонімами, оскільки не знаходять між ними принципової різниці. Але представники науки схиляються до більш правильного поєднання - "ядерний реактор".

Цікавий факт!Ядерні реакції можуть протікати з виділенням чи поглинанням енергії.

Основними комплектуючими у пристрої ядерного реактора вважаються такі елементи:

• Уповільнювач;
• Регулюючі стрижні;
• Стрижні, вміст збагачену суміш ізотопів урану;
• спеціальні захисні елементи від радіації;
• Теплоносій;
• Парогенератор;
• Турбіна;
• Генератор;
• Конденсатор;
• Ядерне пальне.

Які основоположні принципи роботи ядерного реактора визначаються вченими-фізиками і чому вони непорушні

Основний принцип роботи ядерного реактора виходить з особливостях прояви ядерної реакції. У момент стандартного фізичного ланцюгового ядерного процесу протікає взаємодія частки з атомним ядром, як наслідок, ядро ​​перетворюється на нове із виділенням вторинних частинок, які вчені називають гамма-квантами. Під час ядерної ланцюгової реакції вивільняється величезна кількість теплової енергії. Простір, у якому протікає ланцюгова реакція, називається активною зоною реактора.

Цікавий факт!Активна зона зовні нагадує собою котел, через який протікає звичайна вода, яка виконує роль теплоносія.

Для попередження втрати нейтронів зону активу реактора оточують спеціальним відбивачем нейтронів. Його першорядне завдання - відкидати більшу частину нейтронів, що вилітають, всередину активної зони. Як відбивач використовують зазвичай ту ж речовину, яка служить сповільнювачем.

Головне управління ядерним реактором відбувається за допомогою спеціальних стрижнів, що регулюють. Відомо, що ці стрижні вводяться в активну зону реактора та створюють всі умови для функціонування агрегату. Зазвичай стрижні, що управляють, виготовляються з хімічних сполукбору та кадмію. Чому використовуються ці елементи? Та все тому, що бор чи кадмій здатні ефективно поглинати теплові нейтрони. І як тільки планується запуск, за принципом дії ядерного реактора, стрижні, що управляють, вводяться в активну зону. Їхнє першорядне завдання – поглинати значну частину нейтронів, тим самим провокуючи розвиток ланцюгової реакції. Результат має дійти до бажаного рівня. При збільшенні потужності понад встановлений рівень включаються автомати, що обов'язково занурюють керуючі стрижні вглиб активної зони реактора.

Таким чином, стає зрозуміло, що стрижні, що управляють або регулюють, відіграють важливу роль у роботі теплового ядерного реактора.

А для зменшення витоку нейтронів активну зону реактора оточують відбивачем нейтронів, що відкидають значну масу нейтронів, що вилітають вільно, всередину активної зони. У значенні відбивача використовують зазвичай те саме речовина, що й уповільнювача.

Ядро атомів речовини-сповільнювача за стандартом має порівняно невелику масу, щоб при зіткненні з легким ядром нейтрон, що є з ланцюга, втрачав енергію більшу, ніж при зіткненні з важким. Найбільш поширені сповільнювачі – звичайна вода чи графіт.

Цікавий факт!Нейтрони в процесі ядерної реакції характеризуються надзвичайно високою швидкістю руху, тому й потрібний сповільнювач, який підштовхує нейтрони втрачати частину своєї енергії.

Жоден реактор у світі не може функціонувати нормально без допомоги теплоносія, тому що його призначення – виводити енергію, що виробляється у серці реактора. В якості теплоносія обов'язково використовується рідина або гази, так як вони не здатні поглинати нейтрони. Наведемо приклад теплоносія для компактного ядерного реактора – вода, вуглекислий газ, інколи ж навіть рідкий металевий натрій.

Таким чином, принципи роботи ядерного реактора повністю базуються на законах ланцюгової реакції, її перебігу. Усі комплектуючі реактора - уповільнювач, стрижні, теплоносій, ядерне пальне - виконують поставлені завдання, спричиняючи нормальну працездатність реактора.

Яке паливо використовують для ядерних реакторів і чому саме ці хімічні елементи обираються

Основним паливом в реакторах можуть бути ізотопи урану, також плутонію або торію.

Ще в 1934 році Ф.Жоліо-Кюрі, спостерігаючи за процесом поділу ядра урану, зауважив, що в результаті хімічної реакціїЯдро урану ділиться на уламки-ядра і два-три вільні нейтрони. А це означає, що з'являється ймовірність, що вільні нейтрону приєднаються до інших ядр урану і спровокують черговий поділ. А так, як передбачає ланцюгова реакція: з трьох ядер урану звільниться вже шість-дев'ять нейтронів, і вони знову приєднаються до ядр, що знову утворилися. І так до безкінечності.

Важливо пам'ятати!Нейтрони, що з'являються при розподілі ядер, здатні провокувати розподіл ядер ізотопу урану з масовим числом 235, а для знищення ядер ізотопу урану з масовим числом 238 може виявитися мало виникає в процесі розпаду енергії.

Уран із числом 235 рідко зустрічається у природі. На його частку припадає лише 0,7%, а от природний уран-238 займає більшу нішу і становить 99,3%.

Незважаючи на таку малу частку урану-235 у природі, все одно фізики та хіміки від нього не можуть відмовитись, тому що він найбільш ефективний для функціонування ядерного реактора, здешевлюючи процес отримання енергії для людства.

Коли з'явилися перші ядерні реактори і де їх прийнято застосовувати сьогодні

Ще в 1919 році фізики вже тріумфували, коли Резерфордом було виявлено і описано процес утворення протонів, що рухаються, як результат зіткнення альфа-часток з ядрами атомів азоту. Це відкриття означало, що ядро ​​ізотопу азоту в результаті зіткнення з альфа-частинкою перетворювалося на ядро ​​ізотопу кисню.

Перш ніж з'явилися перші ядерні реактори, світ дізнався про кілька нових законів фізики, які трактують всі важливі аспекти ядерної реакції. Так, у 1934 році Ф.Жоліо-Кюрі, Х.Халбан, Л.Коварскі вперше запропонували суспільству та колу світових учених теоретичне припущення та доказову базу щодо можливості здійснення ядерних реакцій. Всі експерименти були пов'язані зі спостереженням за розподілом ядра урану.

В 1939 Е. Фермі, І. Жоліо-Кюрі, О. Ган, О. Фріш відстежили реакцію поділу ядер урану при бомбардуванні їх нейтронами. У ході досліджень вчені встановили, що при попаданні в ядро ​​урану одного прискореного нейтрона ядро ​​ділиться на дві-три частини.

Ланцюгова реакція була практично доведена в середині XX століття. Вченим вдалося в 1939 довести, що при розподілі одного уранового ядра вивільняється десь 200 МеВ енергії. А ось на кінетичну енергію ядер-уламків відводиться приблизно 165 МеВ, а залишок забирає з собою гамма-кванти. Це відкриття зробило прорив у квантовій фізиці.

Е.Фермі роботи та дослідження продовжує ще кілька років і запускає перший ядерний реактор 1942 року в США. Втілений проект отримав назву – «Чиказька полонянка» і був поставлений на воєнні рейки. 5 вересня 1945 року Канада запустила свій ядерний реактор ZEEP. Європейський континент не відставав, і в цей час зводилася установка Ф-1. А для росіян є й інша пам'ятна дата – 25 грудня 1946 року у Москві під керівництвом І.Курчатова запускається реактор. Це були не найпотужніші ядерні реактори, але це було початком освоєння людиною атома.

У мирних цілях науковий ядерний реактор створили 1954 року в СРСР. Перший у світі мирний корабель з ядерною силовою установкою - атомний криголам "Ленін" - був побудований в Радянському Союзі в 1959 році. І ще одне досягнення нашої держави – атомний криголам «Арктика». Цей надводний корабель уперше у світі досяг Північного полюса. Це сталося 1975 року.

Перші портативні ядерні реактори працювали на повільних нейтронах.

Де використовують ядерні реактори та які види використовує людство

• Промислові реактори. Їх використовують для вироблення енергії на АЕС.
• Атомні реактори, що виступають як рушій атомних підводних човнів.
• Експериментальні (портативні, малі) реактори. Без них не проходить жоден сучасний науковий досвідчи дослідження.

Сьогодні наукове світло навчилося за допомогою спеціальних реакторів опрісняти морську воду, забезпечувати населення якісною питною водою. Діючих ядерних реакторів у Росії дуже багато. Так, за статистикою, станом на 2018 рік працює в державі близько 37 блоків.

А за класифікацією вони можуть бути такими:

• Дослідницькі (історичні). До них відносять станцію Ф-1, яка створювалася як досвідчений майданчик для отримання плутонію. На Ф-1 працював Курчатов І.В., керував першим фізичним реактором.
• Дослідницькі (діючі).
• Збройові. Як зразок реактора – А-1, який увійшов до історії, як перший реактор із охолодженням. Попередня потужність ядерного реактора невелика, але функціональна.
• Енергетичні.
• Суднові. Відомо, що на кораблях та підводних човнах по необхідності та технічної доцільності використовують водо-водяні або рідкометалеві реактори.
• Космічні. Як приклад, назвемо установку «Єнісей» на космічних кораблях, яка набирає чинності, якщо необхідно видобути додаткову кількість енергії, і отримувати її доведеться за допомогою сонячних батарейта ізотопних джерел.

Таким чином, тема про ядерні реактори досить розширена, тому потребує глибокого вивчення та розуміння законів квантової фізики. Але значення ядерних реакторів для енергетики та економіки держави вже, безперечно, овіяне аурою корисності та вигоди.

Для звичайної людинисучасні високотехнологічні пристрої настільки таємничі і загадкові, що можна їм поклонятися, як древні поклонялися блискавки. Шкільні урокифізики, які рясніють математичними викладками, не вирішують проблему. Але ж розповісти цікаво можна навіть про атомний реактор, принцип роботи якого зрозумілий навіть підлітку.

Як працює атомний реактор?

Принцип дії даного високотехнологічного пристрою має такий вигляд:

1. При поглинанні нейтрону ядерне паливо (найчастіше це уран-235або плутоній-239) відбувається розподіл атомного ядра;
2. Вивільняється кінетична енергія, гамма-випромінювання та вільні нейтрони;
3. Кінетична енергія перетворюється на теплову (коли ядра зіштовхуються з навколишніми атомами), гамма-випромінювання поглинається самим реактором і перетворюється також на тепло;
4. Частина з утворених нейтронів поглинається атомами палива, що спричиняє ланцюгову реакцію. Для керування їй використовуються поглиначі та сповільнювачі нейтронів;
5. За допомогою теплоносія (вода, газ або рідкий натрій) відбувається відведення тепла від місця проходження реакції;
6. Пар, що знаходиться під тиском, від нагрітої води використовується для приведення в обертання парових турбін;
7. За допомогою генератора механічна енергія обертання турбін перетворюється на змінний електричний струм.

Підходи до класифікації

Підстав для типології реакторів може бути безліч:

• За типом ядерної реакції. Розподіл (всі комерційні установки) чи синтез (термоядерна енергетика, має поширення лише деяких НДІ);
• За теплоносієм. В абсолютній більшості випадків із цією метою використовується вода (кипляча або важка). Іноді використовують альтернативні рішення: рідкий метал (натрій, свинець-вісмутовий сплав, ртуть), газ (гелій, вуглекислий газ або азот), розплавлена ​​сіль (фторидні солі);
• За поколінням.Перше - ранні прототипи, які мали ніякого комерційного сенсу. Друге - більшість АЕС, які нині використовуються, які були побудовані до 1996 року. Третє покоління відрізняється від попереднього лише невеликими удосконаленнями. Робота над четвертим поколінням ведеться;
• За агрегатним станомпалива (газове поки що існує тільки на папері);
• За цілями використання(для виробництва електрики, пуску двигуна, виробництва водню, опріснення, трансмутації елементів, отримання нейронного випромінювання, теоретичні та слідчі цілі).

Пристрій атомного реактора

Основними компонентами реакторів на більшості електростанцій є:

1. Ядерне паливо - речовина, яка потрібна для виробництва тепла для енергетичних турбін (як правило, низькозбагачений уран);
2. Активна зона ядерного ректора – саме тут відбувається ядерна реакція;
3. Уповільнювач нейтронів - знижує швидкість швидких нейтронів, перетворюючи в теплові нейтрони;
4. Пускове нейтронне джерело - використовується для надійного та стабільного пуску ядерної реакції;
5. Поглинач нейтронів - є на деяких електростанціях зниження високої реакційної здатності свіжого палива;
6. Нейтронна гаубиця – використовується для повторного ініціювання реакції після вимкнення;
7. Охолоджуюча рідина (очищена вода);
8. Керуючі стрижні - регулювання швидкості розподілу ядер урану чи плутонію;
9. Водний насос – перекачує воду у паровий котел;
10. Парова турбіна - перетворює теплову енергію пари на обертальну механічну;
11. Градирня – пристрій для відведення зайвого тепла в атмосферу;
12. Система прийому та зберігання радіоактивних відходів;
13. Системи безпеки (аварійні дизель-генератори, пристрої аварійного охолодження активної зони).

Як влаштовані останні моделі

Останнє 4-е покоління реакторів буде доступним для комерційної експлуатації. не раніше 2030 року. В даний час принцип та влаштування їх роботи знаходяться на етапі розробки. Згідно з сучасними даними, ці модифікації відрізнятимуться від існуючих моделей такими перевагами:

• Система швидкого газового охолодження Передбачається, що як охолоджувальна речовина буде використаний гелій. Згідно проектної документаціїтаким чином можна охолоджувати реактори з температурою 850 °С. Для роботи при таких високих температурах знадобиться і специфічна сировина: композитні керамічні матеріали та актинідні сполуки;
• Як первинний теплоносій можливе використання свинцю або свинцево-вісмутового сплаву. Ці матеріали мають низький показник нейтронного поглинання та відносно низьку температуруплавлення;
• Також як основний теплоносій може використовуватися суміш із розплавлених солей. Тим самим вдасться працювати за більш високих температур, ніж сучасні аналоги з водяним охолодженням.

Природні аналоги у природі

Ядерний реактор сприймається в суспільній свідомостівиключно як продукт найвищих технологій. Однак за фактом перше таке пристрій має природне походження. Воно було виявлено у регіоні Окло, що у центральноафриканській державі Габон:

• Реактор був утворений через підтоплення уранових порід підземними водами. Вони виступили як нейтронні сповільнювачі;
• Теплова енергія, що виділяється при розпаді урану, перетворює воду на пару, і ланцюгова реакція зупиняється;
• Після падіння температури охолоджуючої рідини повторюється знову;
• Якби рідина не википала і не зупиняла перебіг реакції, людство зіткнулося б з новою природною катастрофою;
• Поділ ядер, що самопідтримується, почався в цьому реакторі близько півтора мільярда років тому. За цей час було виділено близько 0,1 мільйона ват вихідної потужності;
• Подібне диво світу на Землі є єдиним відомим. Поява нових неможлива: частка урану-235 у природній сировині набагато нижча від рівня, необхідного для підтримки ланцюгової реакції.

Скільки атомних реакторів у Південній Кореї?

Бідна на природні ресурси, але промислово розвинена та перенаселена Республіка Корея відчуває надзвичайну потребу в енергії. На тлі відмови Німеччини від мирного атома ця країна покладає великі надії на приборкання ядерних технологій:

• Планується, що до 2035 року частка електроенергії, що генерується на АЕС, досягне 60%, а сукупне виробництво – понад 40 гігават;
• Країна не має атомної зброї, але дослідження з ядерної фізики ведуться безперервно. Корейські вчені розробили проекти сучасних реакторів: модульні, водневі, з рідким металом та ін;
• Успіхи місцевих дослідників дають змогу продавати технології за кордон. Очікується, що у найближчі 15-20 років країна експортує 80 таких установок;
• Але станом нині більшість АЕС споруджено за сприяння американських чи французьких учених;
• Кількість станцій, що діють, відносно невелика (тільки чотири), але кожна з них має значну кількість реакторів - в сукупності 40, причому ця цифра зростатиме.

При бомбардуванні нейтронами ядерне паливо входить у ланцюгову реакцію, у результаті якої утворюється дуже багато тепла. Вода, що знаходиться в системі, забирає це тепло і перетворюється на пару, яка обертає турбіни, що виробляють електрику. Ось проста схема роботи атомного реактора, потужного джерела енергії Землі.

Відео: як працюють атомні реактори

У цьому ролику фізик-ядерник Володимир Чайкін розповість, за допомогою чого впрацьовується електрика в атомних реакторах, їх докладний пристрій:

Відправити

Що таке ядерний реактор?

Ядерний реактор, раніше відомий як "атомний котел" є пристроєм, що використовується для ініціювання та контролю ядерної ланцюгової реакції, що підтримується. Ядерні реактори використовуються на атомних електростанціях для виробництва електроенергії та для корабельних двигунів. Тепло від ядерного поділу передається у робочу рідину (воду чи газ), що проходить через парові турбіни. Вода чи газ надають руху лопаті корабля, або обертають електрогенератори. Пар, що виникає в результаті ядерної реакції, в принципі, може використовуватися для теплової промисловості або для централізованого теплопостачання. Деякі реактори використовуються для виробництва ізотопів, що застосовуються в медичних та промислових цілях або для збройового плутонію. Деякі з них призначені лише для досліджень. Сьогодні існує близько 450 ядерних енергетичних реакторів, які використовуються для вироблення електроенергії приблизно у 30 країнах світу.

Принцип роботи ядерного реактора

Подібно до того, як звичайні електростанції виробляють електроенергію за рахунок використання теплової енергії, що виділяється від спалювання викопного палива, ядерні реактори перетворюють енергію, що виділяється контрольованим розподілом ядер, теплову енергію для подальшого перетворення в механічні або електричні форми.

Процес розподілу атомного ядра

Коли значну кількість атомних ядер, що розпадаються (такі як уран-235 або плутоній-239) поглинають нейтрон, то може відбутися процес ядерного розпаду. Тяжке ядро ​​розпадається на два або більше легких ядер, (продукти поділу), вивільняючи кінетичну енергію, гамма-випромінювання та вільні нейтрони. Частина цих нейтронів згодом можуть бути поглинені іншими атомами, що діляться, і викликати подальший поділ, який вивільняє ще більше нейтронів, і так далі. Цей процес відомий як ланцюгова ядерна реакція.

Для управління такою ланцюговою ядерною реакцією, поглиначі та сповільнювачі нейтронів можуть змінити частку нейтронів, які підуть на розподіл більшої кількості ядер. Ядерні реактори управляються вручну або автоматично, щоб мати змогу зупинити реакцію розпаду при виявленні небезпечних ситуацій.

Зазвичай використовуються такі регулятори нейтронного потоку як звичайна ("легка") вода (74,8% реакторів у світі), твердий графіт (20% реакторів) та "важка" води (5% реакторів). У деяких експериментальних типах реакторів пропонується використовувати берилій та вуглеводні.

Тепловиділення в ядерному реакторі

Робоча зона реактора виробляє тепло кількома способами:

• Кінетична енергія продуктів поділу перетворюється на теплову енергію, коли ядра зіштовхуються із сусідніми атомами.
• Реактор поглинає частину гамма-випромінювання, що утворюється в ході розподілу та перетворює його енергію на тепло.
• Тепло виробляється в результаті радіоактивного розпаду продуктів поділу та тих матеріалів, які зазнали впливу під час поглинання нейтронів. Це джерело тепла зберігатиметься незмінним протягом деякого часу, навіть після того, як реактор зупинено.

В ході ядерних реакцій кілограм урану-235 (U-235) виділяє приблизно в три мільйони разів більше енергії, ніж кілограм вугілля, що спалюється умовно (7,2 × 1013 джоулів на кілограм урану-235 в порівнянні з 2,4 × 107 джоулів вугілля) ,

Система охолодження ядерного реактора

Охолоджувач ядерного реактора - зазвичай вода, але іноді газ, рідкий метал (наприклад, рідкий натрій) або розплавлена ​​сіль - він циркулює навколо активної зони реактора для поглинання тепла, що виділяється. Тепло відводиться з реактора і використовується для генерації пари. Більшість реакторів використовують систему охолодження, яка фізично ізольована від води, що кипить і генерує пар, що використовується для турбін, як реактор із водою під тиском. Тим не менш, у деяких реакторах вода для парових турбін кипить безпосередньо в активній зоні реактора; наприклад, у водо-водяному типі реактора.

Контроль нейтронного потоку в реакторі

Вихідна потужність реактора регулюється шляхом контролю кількості нейтронів, здатних викликати більше поділів.

Керуючі стрижні, які виготовлені з "нейтронної отрути" використовуються для поглинання нейтронів. Чим більше нейтронів, що поглинається керуючим стрижнем, тим менше нейтронів можуть викликати подальший поділ. Таким чином, занурення поглинальних стрижнів углиб реактора, зменшує його вихідну потужність і, навпаки, вилучення стрижня, що управляє, збільшить її.

На першому рівні управління у всіх ядерних реакторах процес затриманої емісії нейтронів ряду нейтронозбагачених ізотопів поділу є важливим фізичним процесом. Ці запізнювальні нейтрони становлять близько 0,65% від загальної кількості нейтронів, що утворюються при розподілі, а решта (так звані "швидкі нейтрони") утворюються відразу в ході розподілу. Продукти поділу, які формують нейтрони, що запізнюються, мають періоди напіврозпаду від мілісекунд до декількох хвилин, і тому потрібен значний час, щоб точно визначити, коли реактор досягає критичної точки. Підтримка реактора в режимі ланцюгової реактивності, де нейтрони, що запізнюються, необхідні для досягнення критичної маси, досягається за допомогою механічних пристроїв або управлінням під контролем людини, з метою контролю над ланцюговою реакцією в "реальному часі"; в іншому випадку час між досягненням критичності і плавленням активної зони ядерного реактора в результаті експоненційного стрибка напруги в ході нормальної ядерної ланцюгової реакції буде занадто коротким, щоб здійснити втручання. Цей останній етап, де запізнювальні нейтрони більше не потрібно для підтримки критичності, відомий як критичність за миттєвими нейтронами. Існує шкала для опису критичності в числовій формі, в якій задаткова критичність позначена терміном "нуль доларів", швидка критична точка як "один долар", інші моменти в процесі інтерполяції в "центах".

У деяких реакторах охолоджувальна рідина також виступає в ролі уповільнювача нейтронів. Уповільнювач збільшує потужність реактора, змушуючи швидкі нейтрони, які вивільняються під час поділу втрачати енергію та стають тепловими нейтронами. Теплові нейтрони з більшою ймовірністю, ніж швидкі нейтрони, викликають поділ. Якщо охолоджувач є також сповільнювачем нейтронів, то зміни температури можуть вплинути на щільність охолоджувача/уповільнювача і, отже, зміна вихідної потужності реактора. Чим вище температура охолоджувача, тим він буде менш щільним, а отже, менш ефективним сповільнювачем.

В інших типах реакторів охолоджувач виступає в ролі "нейтронної отрути", поглинаючи нейтрони, таким же способом, як і стрижні, що регулюють. У цих реакторах вихідна потужність може бути збільшена шляхом нагрівання охолоджувача, що робить його менш щільним. Ядерні реактори, як правило, мають автоматичні та ручні системи для зупинки реактора для аварійного відключення. Ці системи поміщають великої кількості "нейтронної отрути" (часто бору у вигляді борної кислоти) в реактор для того, щоб зупинити процес поділу, якщо виявлені або передбачають небезпечні стани.

Більшість типів реакторів чутливі до процесу відомого як "ксенонова яма" або "йодна яма". Поширений продукт розпаду ксенон-135, що виникає в результаті реакції розподілу, відіграє роль нейтронного поглинача, який прагне зупинити реактор. Накопиченням ксенону-135 можна керувати, підтримуючи досить високий рівень потужності, щоб знищити його шляхом поглинання нейтронів так само швидко, як він виробляється. Розподіл також призводить до формування йоду-135, який у свою чергу розпадається (з періодом напіврозпаду 6,57 години) з утворенням ксенону-135. Коли реактор зупинено, йод-135 продовжує розпадатися з утворенням ксенону-135, що робить перезапуск реактора більш важким протягом одного або двох днів, оскільки ксенон-135 розпадається, утворюючи цезій-135, який не є таким нейтронним поглиначем, як ксенон- 135 з періодом напіврозпаду 9,2 години. Такий тимчасовий стан є "йодною ямою". Якщо реактор має достатню додаткову потужність, то він може бути перезапущений. Чим більше ксенону-135 перетвориться на ксенон-136, що менше нейтронного поглинача, і протягом кількох годин реактор зазнає так званого "етапу ксенонового вигоряння". Додатково в реактор повинні бути вставлені стержні, що управляють, щоб компенсувати поглинання нейтронів замість загубленого ксенону-135. Неможливість правильно дотримуватися такої процедури стало ключовою причиною аварії на Чорнобильській АЕС.

Реактори, що використовуються в суднових атомних установках (особливо атомних підводних човнів), часто не можуть бути запущені в режимі безперервного вироблення енергії так само, як і наземні енергетичні реактори. Крім того, такі енергетичні установки повинні мати тривалий період експлуатації без зміни палива. З цієї причини багато конструкцій використовують високозбагачений уран, але містять виглинаючий поглинач нейтронів у паливних стрижнях. Це дозволяє сконструювати реактор з надлишком матеріалу, що розщеплюється, який відносно безпечний на початку вигоряння паливного циклу реактора у зв'язку з наявністю нейтронного поглинаючого матеріалу, який згодом заміщається звичайними довговічними поглиначами нейтронів (більш довговічними, ніж ксенон-135), які поступово накопичуються протягом палива.

Як виробляється електроенергія?

Енергія, що утворюється в процесі розподілу генерує тепло, частина якого може бути перетворена на корисну енергію. Загальний методвикористання цієї теплової енергії - це використання її для кип'ятіння води та отримання пари під тиском, який у свою чергу призводить до обертання приводу парової турбіни, яка обертає генератор змінного струму і виробляє електроенергію.

Історія появи перших реакторів

Нейтрони було відкрито 1932 р. Схема ланцюгової реакції, спровокована ядерними реакціями внаслідок впливу нейтронів вперше було здійснено угорським ученим Лео Сіллардом, 1933 року. Він подав заявку на патент ідеї свого простого реактора вже протягом наступного року роботи в Адміралтействі в Лондоні. Тим не менш, ідея Сцилларда не включала теорію поділу ядер як джерела нейтронів, так як цей процес ще не був виявлений. Ідеї ​​Сцилларда для ядерних реакторів з використанням нейтронно-опосередкованої ядерної ланцюгової реакції легких елементів виявилися нездійсненними.

Спричиненням створення нового типу реактора з використанням урану послужило відкриття Лізі Мейтнер, Фріца Штрассмана та Отто Гана в 1938 році, які "бомбардували" уран нейтронами (за допомогою реакції альфа-розпаду берилію, "нейтронною гарматою") з утворенням барію, який, як вони вважали, що виникла при розпаді ядер урану. Наступні дослідження, проведені на початку 1939 року (Сцилард і Фермі) показали, деякі нейтрони також утворилися під час розшеплення атома і це уможливило здійснення ядерної ланцюгової реакції, як передбачав Сцилард шість років тому вони.

2 серпня 1939 року Альберт Ейнштейн підписав лист, написаний Сциллардом, президенту Франкліну Д. Рузвельту, де розповідається про те, що відкриття поділу урану може призвести до створення "надзвичайно потужних бомб нового типу". Це дало поштовх до вивчення реакторів та радіоактивного розпаду. Сціллард і Ейнштейн добре знали один одного і працювали разом багато років, але Ейнштейн ніколи не думав про таку можливість для ядерної енергетики, доки Сціллард не повідомив йому, на самому початку його пошуках, щоб і написати листа Ейнштейна-Сцілларда, щоб попередити уряд США,

Незабаром після цього, 1939 року гітлерівська Німеччина напала на Польщу, розпочавши Другу світову війну в Європі. Офіційно США ще не були про стан війни, але в жовтні, коли листа Ейнштейна-Сциларда було доставлено, Рузвельт зазначив, що метою дослідження є те, що потрібно бути впевненим, що "нацисти не підірвуть нас." Ядерний проект США почався, хоч і з деякою затримкою, оскільки залишався скепсис (зокрема від Фермі), а також через невелику кількість урядовців, які спочатку курирували цей проект.

Наступного року уряд США отримав меморандум Фріша-Пайєрльса від Великобританії, в якому говорилося, що кількість урану, необхідна для здійснення ланцюгової реакції, значно менша, ніж вважалося раніше. Меморандум був створений за участю "Мауд Комміті", який працював над проектом атомної бомби у Великій Британії, відомої пізніше під кодовою назвою "Tube Alloys" (Трубчасті Сплави) і пізніше врахований у рамках Манхеттенського проекту.

Зрештою, перший штучний ядерний реактор, названий "Чиказька Поленниця - 1", був побудований в Чикагському Університеті командою під керівництвом Енріко Фермі наприкінці 1942 р. До цього часу, атомна програма США вже була прискорена через вступ країни війну. "Чиказька Поленниця" досягла критичної точки 2 грудня 1942 року о 15 годині 25 хвилині. Каркас реактора був дерев'яним, скріплюючи штабель графітових блоків (звідси і назва) із вкладеними "брикетами" або "псевдосферами" природного оксиду урану.

Починаючи з 1943 р. невдовзі після створення "Чикагської Поленниці" американські військові розробили цілу серію ядерних реакторів для Манхеттенського проекту. Основною метою створення найбільших реакторів (розташованих у Хенфордському комплексі штату Вашингтон) було масове виробництво плутонію для ядерної зброї. Фермі та Сцілард подали патентну заявку на реактори 19 грудня 1944 р. Його видача була відкладена на 10 років через режим секретності воєнного часу.

"Перший у світі" - цей напис зроблено на місці реактора EBR-I, де зараз розташований музей поряд з містом Арко, штат Айдахо. Спочатку названий "Чиказька Поленниця-4" цей реактор був створений під керівництвом Вальтера Зінна для Арегонської національної лабораторії. Цей експериментальний реактор-розмножувач швидких нейтронів був у розпорядженні Комісії з атомної енергії США. Реактор виробив 0,8 кВт енергії при випробуваннях 20 грудня 1951 і 100 кВт енергії (електричної) наступного дня, маючи проектну потужність 200 кВт (електричної енергії).

Крім військового використання ядерних реакторів, були політичні причини продовжувати дослідження атомної енергії у мирних цілях. Президент США Дуайт Ейзенхауер зробив свою знамениту мову"Атоми в ім'я миру" на Генеральній Асамблеї ООН 8 грудня 1953 р. Цей дипломатичний крок призвів до поширення реакторних технологій як у США, так і в усьому світі.

Першою атомною електростанцією, побудованою для цивільних цілей, була АЕС "AM-1" в Обнінську, запущена 27 червня 1954 року в Радянському Союзі. Вона зробила близько 5 МВт електричної енергії.

Після Другої світової війни, американські військові шукали інші сфери застосування технології ядерного реактора. Дослідження проведені в армії та ВПС не були реалізовані; Проте ВМС США досягли успіху, спустивши на воду атомний підводний човен USS Nautilus (SSN-571) 17 січня 1955 року.

Перша комерційна атомна електростанція (Колдер-Холл в Селлафілді, Англія) була відкрита в 1956 з початковою потужністю 50 МВт (пізніше 200 МВт).

Перший портативний ядерний реактор Alco PM-2A використовувався для вироблення електроенергії (2 МВт) для американської військової бази Camp Century з 1960 року.

Основні компоненти АЕС

Основними компонентами більшості типів атомних електростанцій є:

Елементи атомного реактора

• Ядерне паливо (активна зона ядерного реактора; сповільнювач нейтронів)
• Вихідне джерело нейтронів
• Поглинач нейтронів
• Нейтронна гармата (забезпечує постійне джерело нейтронів для повторного ініціювання реакції після вимкнення)
• Система охолодження (часто уповільнювач нейтронів і охолоджувач - те саме, зазвичай очищена вода)
• Керуючі стрижні
• Корпус ядерного реактора (КЯР)

Насос подачі води в котел

• Парогенератори (не в ядерних реакторах киплячого типу)
• Парова турбіна
• Генератор електроенергії
• Конденсатор
• Градирня (потрібна не завжди)
• Система обробки радіоактивних відходів (частина станції для утилізації радіоактивних відходів)
• Майданчик перевантаження ядерного палива
• Басейн витримки відпрацьованого палива

Система радіаційної безпеки

• Система захисту рекатора (ЗЗР)
• Аварійні дизель-генератори
• Система аварійного охолодження активної зони реактора (САОЗ)
• Аварійна рідинна система регулювання (аварійне упорскування бору, тільки в ядерних реакторах киплячого типу)
• Система забезпечення технічною водою відповідальних споживачів (СОТВОП)

Захисна оболонка

• Пульт керування
• Установка для роботи в аварійних ситуаціях
• Ядерний навчально-тренувальний комплекс (як правило, є імтація пульта управління)

Класифікація ядерних реакторів

Типи ядерних реакторів

Ядерні реактори класифікуються кількома способами; короткий викладцих методів класифікації представлено далі.

Класифікація ядерних реакторів на кшталт уповільнювача

Теплові реактори, що використовуються:

• Графітові реактори
  
• Водо-водяний реактори
• Реактори на важкій воді(використовуються в Канаді, Індії, Аргентині, Китаї, Пакистані, Румунії та Південній Кореї).
• Реактори на легкій воді(ЛВР). Реактори на легкій воді (найпоширеніший тип теплового реактора) використовують звичайну воду для керування та охолодження реакторів. Якщо температура води зростає, її щільність зменшується, уповільнюючи потік нейтронів настільки, щоб викликати подальші ланцюгові реакції. Це негативний зворотний зв'язок стабілізує швидкість ядерної реакції. Графіт і важководні реактори, як правило, інтенсивніше нагріваються, ніж легководні реактори. З-за додаткового нагрівання, такі реактори можуть використовувати природний уран/незбагачене паливо.
• Реактори на основі уповільнювачів з легких елементів.
• Реактори із сповільнювачами із розплавлених солей(MSR) управляються за рахунок наявності легких елементів, таких як літій або берилій, які входять до складу матричних солей охолоджувача / палива LiF і BEF2.
• Реактори з охолоджувачами на основі рідкого металу, де охолоджувач представлений сумішшю свинцю та вісмуту, може використовувати окис ВеО в поглинача нейтронів.
• Реактори на основі органічного сповільнювача(OMR) використовують дифеніл і терфеніл як сповільнювач і охолоджуючого компонентів.

Класифікація ядерних реакторів на вигляд теплоносія

• Реактор із водяним охолодженням. У Сполучених Штатах існує 104 діючі реактори. 69 є водо-водяними реакторами (PWR), а 35 - реактори з киплячою водою (BWR). Ядерні реактори з водою під тиском (РВД) становлять переважну більшість західних АЕС. Основною характеристикою типу РВД є наявність нагнітача, спеціальної судини високого тиску. Більшість комерційних реакторів типу РВС та військово-морських реакторних установок використовують нагнітачі. Під час нормальної роботи нагнітач частково заповнений водою і над ним підтримується паровий міхур, який створюється шляхом нагрівання води з занурювальними нагрівачами. У штатному режимі нагнітач підключений до корпусу реактора високого тиску (КРВД) та компенсатор тиску забезпечує наявність порожнини у разі зміни об'єму води в реакторі. Така схема також забезпечує контроль тиску реактора шляхом збільшення або зменшення напору пари в компенсаторі з використанням нагрівачів.

• Важководні реактори високого тискувідносяться до різновиду реакторів з водою під тиском (РВД), поєднуючи в собі принципи використання тиску, ізольованого теплового циклу, припускаючи використанням важкої води як охолоджувача та сповільнювача, що економічно вигідно.
• Реактор із киплячою водою(BWR). Моделі реакторів з окропом характеризуються наявністю окропу навколо паливних стрижнів в нижній частині основного корпусу реактора. У реакторі з киплячою водою як паливо використовується збагачений 235U, у формі діоксиду урану. Паливо скомпоновано в стрижні, розміщені в сталевому посуді, який, у свою чергу, занурений у воду. Процес ядерного поділу викликає кипіння води та формування пари. Ця пара проходить через трубопроводи в турбінах. Турбіни рухаються пором, і цей процес генерує електрику. Під час нормальної роботи тиск регулюється кількістю водяної пари, що надходить з ємності високого тиску реактора в турбіну.
• Реактор басейнового типу
• Реактор із рідкометалевим теплоносієм. Так як вода є сповільнювач нейтронів, то вона не може бути використана як теплоносій в реакторі на швидких нейтронах. Теплоносії на основі рідкого металу включають натрій, NaK, свинець, свинець-вісмутова евтектика, а для реакторів ранніх поколінь, ртуть.
• Реактор на швидких нейтронах із натрієвим теплоносієм.
• Реактор на швидких нейтронах із свинцевим теплоносієм.
• Реактори з газовим охолодженнямохолоджуються циркулюючим інертним газом, зачату гелієм у високотемпературних конструкціях. При цьому вуглекислий газ був використаний раніше на британських та французьких АЕС. Азот також використовувався. Використання тепла залежить від типу реактора. Деякі реактори нагріті настільки, що газ може безпосередньо привести в рух газову турбіну. Старі моделі реакторів, як правило, мали на увазі пропускання газу через теплообмінник для того, щоб утворити пару для парової турбіни.
• Реактори на розплавах солей(MSR) охолоджуються за рахунок циркуляції розплавленої солі (зазвичай евтектичних сумішей фтористих солей, таких як FLiBe). У типовому MSR, теплоносій також використовується як матриця, в якій розчинений матеріал, що розщеплюється.

Покоління ядерних реакторів

• Реактор першого покоління(Ранні прототипи, дослідні реактори, некомерційні енергетичні реактори)
• Реактор другого покоління(Більшість сучасних атомних електростанцій 1965-1996)
• Реактор третього покоління(еволюційні вдосконалення існуючих конструкцій 1996-тепер)
• Реактор четвертого покоління(технології все ще перебувають на стадії розробки, невідома дата початку експлуатації, можливо, 2030 р.)

У 2003 році французький комісаріат з атомної енергетики (CEA) вперше ввів позначення "Gen II" на протязі Тижня Нуклеоніки.

Перша згадка про "Gen III" у 2000 році була зроблена у зв'язку з початком форуму Generation IV International Forum (GIF).

"Gen IV" було згадано у 2000 році Міністерством енергетики Сполучених Штатів Америки (DOE) для розробки нових типів електростанцій.

Класифікація ядерних реакторів за видом палива

• Реактор на твердому паливі
• Реактор на рідкому паливі
• Гомогенний реактор з водяним охолоджувачем
• Реактор на основі розплавлених солей
• Реактори, що працюють на газі (теоретично)

Класифікація ядерних реакторів за призначенням

• Вироблення електрики
• Атомні електростанції, включаючи малі касетні реактори
• Самохідні пристрої (див. ядерні енергетичні установки)
• Ядерні морські установки
• Різні види ракетних двигунів, що пропонуються
• Інші форми використання тепла
• Опріснення
• Генерація тепла для побутового та промислового опалення
• Виробництво водню для використання у водневій енергетиці
• Виробничі реактори для перетворення елементів
• Реактори-розмножувачі, здатні виробляти більше матеріалу, що ділиться, ніж вони споживають під час ланцюгової реакції (шляхом перетворення батьківських ізотопів U-238 в Pu-239, або Th-232 до U-233). Таким чином, відпрацювавши один цикл реактор-розмножувач урану може бути повторно дозаправлений природним або навіть збідненим ураном. У свою чергу реактор-розмножувач торію може бути повторно дозаправлений торієм. Тим не менш, необхідний початковий запас матеріалу, що ділиться.
• Створення різних радіоактивних ізотопів, таких, як америцій для використання в детекторах диму та кобальту-60, молібдену-99 та інших, що використовуються як індикатори та для лікування.
• Виробництво матеріалів для ядерної зброї, таких як плутон
• Створення джерела нейтронного випромінювання (наприклад, імпульсного реактора "Леді Годіва") та позитронного-випромінювання (наприклад, нейтронно-активаційний аналіз та датування калій-аргоновим методом)
• Дослідницький реактор: зазвичай реактори використовуються для наукових досліджень та навчання, тестування матеріалів або виробництва радіоізотопів для медицини та промисловості. Вони набагато менші, ніж енергетичні реактори або корабельні реактори. Багато таких реакторів є в університетських містечках. Існує близько 280 таких реакторів, які працюють у 56 країнах. Деякі працюють із високозбагаченим урановим паливом. Здійснюються міжнародні зусилля, щоб замінити низькозбагачене паливо.

Сучасні ядерні реактори

Водоводяні реактори (PWR)

Ці реактори використовують корпус високого тиску, щоб утримувати ядерне паливо, що регулюють стрижні, сповільнювач та теплоносій. Охолодження реакторів та уповільнення нейтронів відбувається рідкою водою під високим тиском. Гаряча радіоактивна вода, яка виходить із корпусу високого тиску, проходить через ланцюг парового генератора, який у свою чергу нагріває вторинний (не радіоактивний) контур. Дані реактори становлять більшу частину сучасних реакторів. Це пристрій нагрівальної конструкції нейтронного реактора, найновішим з яких є ВВЕР-1200, удосконалений реактор з водою під тиском та Європейський водоводяний реактор з водою під тиском. Реактори ВМС є реакторами цього типу.

Реактори з окропом (BWR)

Реактори з киплячою водою подібні до реакторів з водою під тиском без парогенератора. Реактори з окропом також використовують воду в якості теплоносія і сповільнювача нейтронів, що і реактори з водою під тиском, але при більш низькому тиску, що дозволяє воді кипіти всередині котла, створюючи пар, який обертає турбіни. На відміну від реактора з водою під тиском, відсутній первинний та вторинний контур. Нагрівальна здатність цих реакторів може бути вищою, і вони можуть бути більш простими в конструктивному плані, і навіть більш стабільними і безпечними. Це пристрій реактора на теплових нейтронах, найновішим з яких є вдосконалений реактор з окропом і економічний спрощений ядерний реактор з окропом.

Реактор з важководним сповільнювачем та теплоносієм під тиском (PHWR)

Канадська технологія (відома як CANDU), це реактори з важководним сповільнювачем і теплоносієм під тиском. Замість використання однієї судини високого тиску, як у реакторах з водою під тиском, паливо знаходиться у сотнях каналів високого тиску. Ці реактори працюють на природному урані і є реакторами на теплових нейтронах. Тяжководні реактори можуть дозаправлятися паливом під час роботи на повної потужностіщо робить їх дуже ефективними при використанні урану (це дозволяє точно регулювати потік в активній зоні). Тяжководні CANDU реактори були побудовані в Канаді, Аргентині, Китаї, Індії, Пакистані, Румунії та Південній Кореї. В Індії також діє ряд важководних реакторів, які часто називають "CANDU-похідні", побудовані після того, як уряд Канади припинив відносини в ядерній сфері з Індією після проведення випробування ядерної зброї "Усміхнений Будда" в 1974 році.

Реактор великої потужності канальний (РБМК)

Радянська розробка сконструйована для напрацювання плутонію, а також електроенергії. РБМК використовують воду як теплоносій і графіт як сповільнювач нейтронів. РБМК у деяких відношеннях аналогічні CANDU, оскільки вони можуть перезаряджатися під час роботи та використовують трубки тиску замість корпусу високого тиску (як і в реакторах з водою під тиском). Проте, на відміну від CANDU, вони дуже нестійкі і громіздкі, роблячи ковпак реактора дорогим. Ряд критичних недоліків безпеки також було виявлено у конструкціях РБМК, хоча деякі з цих недоліків було виправлено після Чорнобильської катастрофи. Їх головною особливістю є використання легкої води та незбагаченого урану. Станом на 2010 рік, 11 реакторів залишаються відкритими, в основному за рахунок підвищення рівня безпеки та за підтримки з боку міжнародних організацій з безпеки, таких як Міністерство енергетики США. Незважаючи на ці вдосконалення реактори РБМК, як і раніше, вважаються одними з найнебезпечніших конструкційних виконань реакторів для використання. Реактори РБМК були задіяні лише у колишньому Радянському Союзі.

Реактор з газовим охолодженням (GCR) та покращений реактор з газовим охолодженням (AGR)

Вони зазвичай використовують графітовий сповільнювач нейтронів і охолоджувач CO2. Через високі робочі температури вони можуть мати більш високу ефективність для вироблення тепла, порівняно з реакторами водою під тиском. Є цілий ряд діючих реакторів цієї конструкції, головним чином Сполученому Королівстві, де була розроблена концепція. Старі розробки (тобто Магнокс станції) або закриті, або будуть закриті в найближчому майбутньому. Тим не менш, покращені реактори з газовим охолодженням мають передбачуваний період експлуатації ще від 10 до 20 років. Реактори цього типу представляють реактори на теплових нейтронах. Грошові витрати на виведення з експлуатації таких реакторів можуть бути високі через великий обсяг активної зони.

Реактор-розмножувач на швидких нейтронах (LMFBR)

Конструкція цього реактора охолоджується рідким металом, без сповільнювача і виробляє більше палива, ніж споживає. Кажуть, що вони "розмножують" паливо, оскільки вони виробляють паливо, що розщеплюється, в ході захоплення нейтронів. Такі реактори можуть функціонувати так само, як і реактори з водою під тиском з точки зору ефективності, в них потрібно компенсувати підвищений тиск, оскільки використовується рідкий метал, що не створює надлишок тиску навіть при дуже високих температурах. БН-350 і БН-600 у СРСР і "Суперфенікс" у Франції були реакторами такого типу, як і Фермі-I у Сполучених Штатах. Реактор "Монжу" в Японії, пошкоджений під час витоку натрію у 1995 році, відновив свою роботу у травні 2010 року. Всі ці реактори використовують/використовували рідкий натрій. Дані реактори є ректорами на швидких нейтронах і не належать до ректорів на теплових нейтронах. Ці реактори бувають двох типів:

Зі свинцевим охолодженням

Використання свинцю в якості рідкого металу забезпечує відмінний захист від радіоактивного випромінювання і дозволяє працювати при дуже високих температурах. Крім того, свинець (в основному) прозорий для нейтронів, тому менше нейтронів втрачається в теплоносії, а рідина, що охолоджує, не стає радіоактивною. На відміну від натрію, свинець загалом інертний, тому існує менший ризик вибуху або аварії, але такі великі кількості свинцю можуть спричинити проблеми з токсичності та з точки зору утилізації відходів. Часто у реакторах такого типу можна використовувати свинець-вісмутові евтектичні суміші. У цьому випадку вісмут представлятиме невеликі перешкоди для випромінювання, оскільки є не повністю прозорим для нейтронів, і може видозмінитися в інший ізотоп легше, ніж свинець. Російський підводний човен класу "Альфа" використовує реактор на швидких нейтронах із свинець-вісмутовим охолодженням як основну систему вироблення електроенергії.

З натрієвим охолодженням

Більшість рідкометалевих розмножувальних реакторів (LMFBR) відносяться до цього типу. Натрій відносно легко отримати і з ним просто працювати, крім цього за його допомогою вдається запобігти корозії різних частин реактора, зануреними в нього. Тим не менш, натрій бурхливо реагує при контакті з водою, тому необхідно бути обережним, хоча такі вибухи не будуть набагато потужнішими, ніж, наприклад, витоку перегрітої рідини з реакторів SCWR або RWD. EBR-I – перший реактор такого типу, де активна зона складається з розплаву.

Реактор із засипкою із кульових тепловиділяючих елементів (PBR)

Вони використовують паливо запресоване в керамічні кулі, в яких циркулює газ через кулі. В результаті є ефективними, невибагливими, дуже безпечними реакторами з недорогим уніфікованим паливом. Прототипом був реактор AVR.

Реактори з використанням розплавленої солі

Вони паливо розчинене у фтористих солях, або використовуються фториди як теплоносія. Їхні різноманітні системи безпеки, висока ефективність та висока щільність енергії підходять для транспортних засобів. Примітно, що вони не мають частин, що піддаються високим тискам або горючих компонентів в активній зоні. Прототипом був реактор MSRE, який також використав торієвий паливний цикл. Як реактор-розмножувач, він переробляє відпрацьоване паливо, витягуючи як уран, так і трансуранові елементи, залишаючи лише 0,1% від трансуранових відходів у порівнянні зі звичайними прямоточними урановими легководними реакторами, що знаходяться в даний час в експлуатації. Окремим питанням є радіоактивні продукти поділу, які не піддаються повторній переробці та мають бути утилізовані у звичайних реакторах.

Водний гомогенний реактор (AHR)

Ці реактори використовують паливо у вигляді розчинних солей, які розчинені у воді та змішані з теплоносієм та сповільнювачем нейтронів.

Інноваційні ядерні системи та проекти

Удосконалені реактори

Понад десяток проектів удосконаленого реактора знаходяться на різних етапах розвитку. Деякі з них еволюціонували з конструкцій реакторів типу RWD, BWR і PHWR деякі відрізняються більш значно. Перші включають удосконалений реактор з окропом (ABWR) (два з яких в даний час працює, а інші знаходяться в стадії будівництва), а також запланований Економічний спрощений ядерний реактор з окропом з пасивною системою безпеки (ESBWR) і AP1000 установки (див. Ядерно-енергетичну програму (2010).

Інтегральний ядерний реактор на швидких нейтронах(IFR) був побудований, протестований і витримав випробування протягом 1980-х років, а потім виведений з експлуатації після відставки адміністрації Клінтона в 1990-ті роки через політику в галузі ядерного нерозповсюдження. Переробка ядерного палива, що відпрацювало, закладено в основу його конструкції і, отже, він виробляє лише частину відходів діючих реакторів.

Модульний високотемпературний реактор із газовим охолодженнямреактора (HTGCR), розроблений таким чином, що високі температури знижують вихідну потужність рахунок доплерівського розширення поперечного перерізу пучка нейтронів. Реактор використовує керамічний тип палива, тому безпечні робочі температури його перевищують температурний діапазон зменшення потужності. Більшість конструкцій охолоджуються інертним гелієм. Гелій не може призвести до вибуху за рахунок розширення пари, не є поглиначем нейтронів, що призвело б до радіоактивності, і не розчиняє забруднюючі речовини, які можуть бути радіоактивними. Типові конструкції складаються більшої кількості шарів пасивного захисту (до 7), ніж у легководних реакторах (зазвичай 3). Унікальна особливість, яка може забезпечити безпеку те, що паливні кулі фактично формують активну зону і замінюються один за одним з часом. Конструктивні особливості паливних елементів роблять їхню переробку дорогою.

Невеликий, закритий, пересувний, автономний реактор (SSTAR)спочатку був випробуваний та розроблений у США. Реактор був задуманий як реактор на швидких нейтронах, із системою пасивного захисту, який може бути вимкнений дистанційно у разі, якщо виникне підозра про неполадки.

Чистий та екологічно безпечний удосконалений реактор (CAESAR)є концепцією ядерного реактора, який використовує пар як сповільнювач нейтронів - ця конструкція ще знаходиться в розробці.

Зменшений реактор з водним сповільнювачем побудований на основі покращеного реактора з окропом (ABWR), який в даний час знаходиться в експлуатації. Це не повною мірою реактор на швидких нейтронах, а використовує в основному надтеплові нейтрони, які мають проміжні швидкості між тепловими і швидкими.

Ядерний енергетичний модуль, що саморегулюється, з водневим сповільнювачем нейтронів. (HPM)являє собою конструкційний тип реактора, випущений Національною лабораторією Лос-Аламос, який використовує гідрид урану як паливо.

Підкритичні ядерні реакторипризначені як безпечніші і більш стабільно-працюючі, але складні в інженерному та економічному відносинах. Одним із прикладів є "Підсилювач Енергії".

Реактори на основі торію. Можна перетворювати торій-232 U-233 в реакторах, призначених спеціально для цієї мети. Таким чином, торій, який є більш поширеним, ніж уран у чотири рази, може бути використаний для отримання ядерного палива на основі U-233. Вважають, що U-233 має сприятливі ядерні властивості в порівнянні з U-235, що традиційно використовується, зокрема, кращий коефіцієнткорисного використання нейтронів та зменшення кількості одержуваних довгоживучих трансуранових відходів.

Покращений реактор із важкою водою (AHWR)- запропонований важководний реактор, який представлятиме розробку наступного поколіннятипу PHWR. На стадії розробки в ядерному науково-дослідному центрі Бхабха (BARC), Індія.

KAMINI- Унікальний реактор з використанням ізотопу уран-233 в якості палива. Побудований в Індії, у дослідному центрі BARC та у центрі ядерних досліджень імені Індіри Ганді (IGCAR).

Індія також планує побудувати реактори на швидких нейтронах із використанням торій - уранового-233 паливного циклу. FBTR (реактор на швидких нейтронах) (Калпаккам, Індія) під час роботи використовує плутоній як паливо та рідкий натрій як теплоносій.

Що являють собою реактори четвертого покоління

Четверте покоління реакторів є сукупністю різних теоретичних проектів, які розглядаються в даний час. Ці проекти, мабуть, не будуть реалізовані до 2030 року. Сучасні реактори, що знаходяться в експлуатації, як правило, вважаються системами другого або третього покоління. Системи першого покоління не використовуються вже деякий час. Розробки цієї четвертої генерації реакторів були офіційно розпочаті на Міжнародному форумі IV Покоління (GIF) виходячи з восьми цілей у галузі технології. Основні завдання полягали у покращенні ядерної безпеки, підвищенні захищеності від поширення, мінімізації відходів та використанні природних ресурсів, а також зниження витрат на будівництво та запуск таких станцій.

• Газоохолоджуваний реактор на швидких нейтронах
• Реактор на швидких нейтронах зі свинцевим охолоджувачем
• Рідкосольовий реактор
• Реактор на швидких нейтронах із натрієвим охолодженням
• Надкритичний ядерний реактор з водяним охолодженням
• Надвисокотемпературний ядерний реактор

Що таке реактори п'ятого покоління?

П'яте покоління реакторів – це проекти, реалізація яких можлива з теоретичної точки зору, але які не є об'єктом активного розгляду та дослідження в даний час. Незважаючи на те, що такі реактори можуть бути побудовані у поточній чи короткостроковій перспективі, вони викликають мало інтересу з причин економічної доцільності, практичності чи безпеки.

• Рідкофазний реактор. Замкнутий контур з рідиною в активній зоні ядерного реактора, де речовина, що ділиться, знаходиться у вигляді розплавленого урану або уранового розчину охолоджуваного за допомогою робочого газу, що нагнітається в наскрізні отвори в основі утримуючої судини.
• Реактор із газовою фазою в активній зоні. Варіант замкнутого циклу для ракети з ядерним двигуном, де матеріалом, що ділиться, є газоподібний уран-гексафторид, розташований в кварцовій ємності. Робочий газ (такий як водень) обтікатиме цю судину і поглинатиме ультрафіолетове випромінювання, що виникає в результаті ядерної реакції. Така конструкція могла б використовуватися як ракетний двигун, як згадувалося 1976 року в науково-фантастичному романі Гаррі Гаррісона "Skyfall". Теоретично використання гексафториду урану як ядерного палива (а не як проміжної речовини, як це робиться в даний час) призвело б до нижчих витрат на вироблення енергії, а також значно зменшило б розміри реакторів. На практиці реактор, що працює з такими високими щільностями потужності, виробляв би некерований потік нейтронів, послаблюючи властивості міцності більшої частини матеріалів реактора. Таким чином, потік був би схожий з потоком частинок, що виділяються в термоядерних установках. У свою чергу, це потребувало б використовувати такі матеріали, які схожі на матеріали, що використовуються в рамках Міжнародного проекту з реалізації установки для опромінення матеріалів в умовах термоядерної реакції.
• Газофазний електромагнітний реактор. Такий як газофазний реактор, але з фотоелектричними елементами перетворюють ультрафіолет безпосередньо в електрику.
• Реактор на основі осколкового поділу
• Гібридний ядерний синтез. Використовуються нейтрони, що випускаються при злитті та розпаді вихідного або "речовини в зоні відтворення". Наприклад, трансмутація U-238, Th-232 або відпрацьованого палива/радіоактивних відходів іншого реактора відносно більш доброякісні ізотопи.

Реактор із газовою фазою в активній зоні. Варіант замкнутого циклу для ракети з ядерним двигуном, де матеріалом, що ділиться, є газоподібний уран-гексафторид, розташований в кварцовій ємності. Робочий газ (такий як водень) обтікатиме цю судину і поглинатиме ультрафіолетове випромінювання, що виникає в результаті ядерної реакції. Така конструкція могла б використовуватися як ракетний двигун, як згадувалося 1976 року в науково-фантастичному романі Гаррі Гаррісона "Skyfall". Теоретично використання гексафториду урану як ядерного палива (а не як проміжної речовини, як це робиться в даний час) призвело б до нижчих витрат на вироблення енергії, а також значно зменшило б розміри реакторів. На практиці реактор, що працює з такими високими щільностями потужності, виробляв би некерований потік нейтронів, послаблюючи властивості міцності більшої частини матеріалів реактора. Таким чином, потік був би схожий з потоком частинок, що виділяються в термоядерних установках. У свою чергу, це потребувало б використовувати такі матеріали, які схожі на матеріали, що використовуються в рамках Міжнародного проекту з реалізації установки для опромінення матеріалів в умовах термоядерної реакції.

Газофазний електромагнітний реактор. Такий як газофазний реактор, але з фотоелектричними елементами перетворюють ультрафіолет безпосередньо в електрику.

Реактор на основі осколкового поділу

Гібридний ядерний синтез. Використовуються нейтрони, що випускаються при злитті та розпаді вихідного або "речовини в зоні відтворення". Наприклад, трансмутація U-238, Th-232 або відпрацьованого палива/радіоактивних відходів іншого реактора відносно більш доброякісні ізотопи.

Термоядерні реактори

Керований ядерний синтез може бути використаний у термоядерних електростанціях для виробництва електроенергії без складнощів, пов'язаних із роботою з актиноїдами. Тим не менш, зберігаються серйозні наукові та технологічні перешкоди. Декілька термоядерних реакторів було збудовано, але тільки останнім часом вдалося домогтися того, щоб реактори вивільняли б більше енергії, ніж споживали. Незважаючи на те, що дослідження було розпочато у 1950-і роки, передбачається, що комерційний термоядерний реактор так і не функціонуватиме аж до 2050 року. В даний час в рамках проекту ITER вживаються зусилля щодо використання термоядерної енергії.

Ядерно-паливний цикл

Теплові реактори загалом залежать від ступеня очищення та збагачення урану. Деякі ядерні реактори можуть працювати на основі суміші плутонію та урану (див. MOX-паливо). Процес, при якому уранова руда видобувається, обробляється, збагачується, використовується, можливо, переробляється та утилізується, відомий як ядерно-паливний цикл.

До 1% урану в природі це ізотоп U-235, що легко розщеплюється. Таким чином, пристрій більшості реакторів мають на увазі використання збагаченого палива. Збагачення передбачає збільшення частки U-235 і, як правило, здійснюється за допомогою газової дифузії або газової центрифуги. Збагачений продукт надалі перетворюють на порошок діоксиду урану, який спресовують і обпалюють гранули. Ці гранули укладаються в трубки, які потім герметизують. Такі трубки називають паливними стрижнями. У кожному ядерному реакторі використовується безліч паливних стрижнів.

Більшість промислових реакторів типу BWR та PWR використовують уран, збагачений до 4% U-235 приблизно. Крім того, деякі промислові реактори з високою економією нейтронів взагалі не вимагають збагаченого палива (тобто вони можуть використовувати природний уран). За даними Міжнародного агентства з атомної енергії у світі існують принаймні 100 дослідницьких реакторів, які використовують високозбагачене паливо (рівня зброї / 90% зі збагачення урану). Ризик крадіжки такого типу палива (можливого для застосування у виробництві ядерної зброї) призвело до кампанії, яка закликає перейти на використання реакторів з низькозбагаченим ураном (що становить меншу загрозу розповсюдженню).

U-235, що ділиться і не розщеплюється, здатний до ядерного поділу U-238, використовуються в процесі ядерних перетворень. U-235 розщеплюється під впливом теплових (тобто повільно рухомих) нейтронів. Тепловим нейтроном є той нейтрон, який рухається приблизно з тією самою швидкістю, як і атоми навколо нього. Оскільки частота коливань атомів пропорційна їх абсолютної температури, то тепловий нейтрон має більшу можливість розщепити U-235, коли він рухається з тією ж коливальною швидкістю. З іншого боку, U-238 швидше за все захопить нейтрон, якщо нейтрон рухається дуже швидко. Атом U-239 якнайшвидше розпадається з утворенням плутонію-239, який сам є паливом. Pu-239 є повноцінним паливом і має враховуватися навіть за використання високозбагаченого уранового палива. Процеси розпаду плутонію переважатимуть процеси розщеплення U-235 в деяких реакторах. Особливо після того, як вихідний завантажений U-235 вичерпається. Плутоній розщеплюється як у реакторах на швидких, так і теплових нейтронах, роблячи його ідеальним як для ядерних реакторів, так і для ядерних бомб.

Більшість існуючих реакторів це теплові реактори, які зазвичай використовують воду як сповільнювач нейтронів (сповільнювач означає, що він уповільнює нейтрон до теплової швидкості), а також як теплоносій. Однак у реакторі на швидких нейтронах, використовується дещо інший вид теплоносія, який не сповільнюватиме потік нейтронів занадто сильно. Це дозволяє переважати швидким нейтронам, які ефективно можуть бути використані для постійного поповнення запасу палива. Всього лише розміщуючи дешевий, незбагачений уран в активній зоні, U-238, що мимоволі не розщеплюється, буде перетворюватися на Pu-239, "відтворюючи" паливо.

У паливному циклі на основі торію, торій-232 поглинає нейтрон як в реакторі швидких, так і на теплових нейтронах. Бета-розпад торію призводить до утворення протактинію-233, а потім урану-233, який, у свою чергу, використовується як паливо. Отже, як і уран-238, торій-232 є відтворюючим матеріалом.

Обслуговування ядерних реакторів

Кількість енергії в резервуарі ядерного палива часто виражається в терміні "доба роботи на повній потужності", який є кількістю 24-годинних періодів (днів) роботи реактора на повну потужність для вироблення теплової енергії. Доба роботи на повній потужності в робочому циклі реактора (між проміжками, необхідними для заправки) пов'язані з кількістю урану-235 (U-235), що розпадається, що міститься в паливних збірках на початку циклу. Чим вищий відсоток U-235 в активній зоні на початку циклу, тим більше доби роботи на повній потужності дозволить реактору працювати.

Наприкінці робочого циклу паливо в деяких збірках "відпрацьовується", вивантажується і замінюється у вигляді нових (свіжих) тепловиділяючих збірок. Також така реакція накопичення продуктів розпаду ядерного палива визначає термін служби ядерного палива реакторі. Навіть задовго до того, як відбудеться остаточний процес розщеплення палива, в реакторі встигнуть накопичитися довгоживучі побічні нейтронопоглинаючі продукти розпаду, що перешкоджають протіканню ланцюгової реакції. Частка активної зони реактора, що замінюється під час перезаправки реактора паливом, як правило становить одну чверть для реактора на киплячій воді і одну третину для реактора з водою під тиском. Утилізація та зберігання цього відпрацьованого палива є одним із найскладніших завдань в організації роботи промислової атомної електростанції. Такі ядерні відходи вкрай радіоактивні і їхня токсичність становить небезпеку протягом тисяч років.

Не всі реактори мають бути виведені із роботи для дозаправки; наприклад, ядерні реактори із засипкою з кульових тепловиділяючих елементів, реактори РБМК (реактор великої канальної потужності), реактори на основі розплавленої солі, Magnox, AGR і CANDU реактори дозволяють переміщати паливні елементи під час роботи установки. У реакторі CANDU можна розміщувати окремі паливні елементи в активній зоні таким чином, щоб відрегулювати вміст U-235 в паливному елементі.

Кількість енергії, вилученої з ядерного палива, називається його вигорянням, яке виражається в термінах теплової енергії, виробленої вихідною одиницею ваги палива. Вигоряння зазвичай виражається у формі теплових мегават днів тонної вихідного важкого металу.

Безпека ядерної енергетики

Ядерна безпека є дії, спрямовані на запобігання ядерним і радіаційним аваріям або локалізацію їх наслідків. Ядерна енергетика удосконалила безпеку та продуктивність реакторів, а також запропонувала нові безпечніші конструкційні рішення реакторів (які, як правило, не тестувалося). Проте немає жодної гарантії, що такі реактори будуть спроектовані, побудовані та зможуть надійно працювати. Трапляються помилки, коли розробники реакторів на АЕС Фукусіма в Японії не очікували, що цунамі, утворене внаслідок землетрусу, відключить дублюючу систему, яка мала стабілізувати роботу реактора після землетрусу, незважаючи на численні попередження з боку NRG (національної дослідницької групи) та японської адміністрації. з ядерної безпеки. За даними UBS AG, ядерні аварії Фукусіма I ставлять під сумнів те, що навіть країни з розвиненою економікою, як Японія, можуть забезпечити ядерну безпеку. Також можливі катастрофічні сценарії, включаючи терористичні акти. Міждисциплінарна група з MIT (Масачусетський технологічний інститут) підрахувала, що з урахуванням очікуваного зростання ядерної енергетики, у період 2005-2055 слід очікувати принаймні чотири серйозні ядерні аварії.

Ядерні та радіаційні аварії

Деякі серйозні ядерні та радіаційні аварії. Ядерні аварії електростанції включають інцидент SL-1 (1961), аварію на Three Mile Island (1979), Чорнобильську катастрофу (1986), а також ядерну катастрофу Фукусіма Даїті (2011). Аварії на атомоходах включають аварії реактора на K-19 (1961), К-27 (1968), і K-431 (1985).

Ядерні реакторні установки запускалися на орбіту навколо Землі принаймні 34 рази. Ряд інцидентів, пов'язаних із радянським безпілотним супутником RORSAT з живленням від ядерної установки, призвели до проникнення відпрацьованого ядерного палива в атмосферу Землі з орбіти.

Природні ядерні реактори

Незважаючи на те, що часто вважають, що реактори на основі ядерного поділу є продуктом сучасної технології, перші ядерні реактори є в природних умов. Природний ядерний реактор може формуватися за певних умов, що імітують умови сконструйованому реакторі. До цього часу виявлено до п'ятнадцяти природних ядерних реакторів у межах трьох окремих рудних родовищ уранової копальні Окло в Габоні ( Західна Африка). Вперше виявив загальновідомі "відмерлі" реактори Оклло у 1972 році французький фізик Френсіс Перрен. Реакція ядерного поділу, що самопідтримується, відбувалася в цих реакторах приблизно 1,5 мільярда років тому, і підтримувалася протягом декількох сотень тисяч років, виробивши в середньому 100 кВт вихідної потужності в цей період. Концепція природного ядерного реактора була пояснена з точки зору теорії ще в 1956 Полом Курода в Університеті штату Арканзас.

Подібні реактори вже не можуть утворюватися на Землі: радіоактивний розпад протягом цього величезного проміжку часу зменшив частку U-235 у природному урані нижче за рівень, який потрібний для підтримки ланцюгової реакції.

Природні ядерні реактори сформувалися, коли мінеральне родовище урану багаті стали заповнюватися підземними водами, які діяли як сповільнювач нейтронів та настання значної ланцюгової реакції. Уповільнювач нейтронів у вигляді води випаровувався, приводячи до прискорення реакції і потім конденсувався назад, приводячи до уповільнення ядерної реакції і запобігання плавлення. Реакція поділу зберігалася протягом сотень тисяч років.

Такі природні реактори ґрунтовно вивчені вченими, зацікавленими у похованні радіоактивних відходів у геологічній обстановці. Вони пропонують провести тематичне дослідження того, як радіоактивні ізотопи мігруватимуть через шар земної кори. Це ключовий момент для критиків поховання відходів у геологічній обстановці, які побоюються, що ізотопи, що містяться у відходах, можуть опинитися в системах водопостачання або мігрувати в навколишнє середовище.

Екологічні проблеми ядерної енергетики

Ядерний реактор вивільняє невелику кількість тритію, Sr-90 у повітря та у ґрунтові води. Вода, забруднена тритієм, безбарвна і не має запаху. Великі дози Sr-90 підвищують ризик розвитку раку кісток і лейкемію у тварин і, ймовірно, у людей.