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.
как работает реакторГрадирни АЭС
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.
схема работы ядерного реактораСхема ядерного реактора на АЭС
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.
Ядерное топливоЯдерное топливо
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.
Вам понравится: Математические штучки-фокусы для студентов-гуманитариев и не очень (Часть 1)
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!
blog/kak-rabotaet-yadernyj-reaktor/
Вот этот невзрачный серый цилиндр и является ключевым звеном российской атомной индустрии. Выглядит, конечно, не слишком презентабельно, но стоит понять его назначение и взглянуть на технические характеристики, как начинаешь осознавать, почему секрет его создания и устройства государство охраняет как зеницу ока.
Да, забыл представить: перед вами газовая центрифуга для разделения изотопов урана ВТ-3Ф (n-го поколения). Принцип действия элементарный, как у молочного сепаратора, тяжелое, по воздействием центробежной силы, отделяется от легкого. Так в чем же значимость и уникальность?
Для начала ответим на другой вопрос – а вообще, зачем разделять уран?
Природный уран, который вот прямо в земле лежит, представляет из себя коктейль из двух изотопов: урана-238
и урана-235
(и 0,0054 % U-234).
Уран-238
, это просто тяжелый, серого цвета металл. Из него можно сделать артиллерийский снаряд, ну или… брелок для ключей. А вот что можно сделать из урана-235
? Ну во первых атомную бомбу, во вторых топливо для АЭС. И вот тут мы подходим к ключевому вопросу – как разделить эти два, практически идентичных атома, друг от друга? Нет, ну действительно, КАК?!
Кстати: Радиус ядра атома урана —1.5 10 -8 см.
Для того, что бы атомы урана можно было загнать в технологическую цепочку, его (уран) нужно превратить в газообразное состояние. Кипятить смысла нет, достаточно соединить уран с фтором и получить гексафторид урана ГФУ
. Технология его получения не очень сложная и затратная, а потому ГФУ
получают прямо там, где этот уран и добывают. UF6 является единственным легколетучим соединением урана (при нагревании до 53°С гексафторид (на фото) непосредственно переходит из твердого состояния в газообразное). Затем его закачивают в специальные емкости и отправляют на обогащение.
Немного истории
В самом начале ядерной гонки, величайшими научными умами, как СССР, так и США, осваивалась идея диффузионного разделения – пропускать уран через сито. Маленький 235-й изотоп проскочит, а «толстый» 238-й застрянет. Причем изготовить сито с нано-отверстиями для советской промышленности в 1946-м году было не самой сложной задачей.
Из доклада Исаака Константиновича Кикоина на научно-технического совете при Совете Народных Комиссаров (приведен в сборнике рассекреченных материалах по атомному проекту СССР (Ред. Рябев)): В настоящее время мы научились делать сетки с отверстиями около 5/1 000 мм, т.е. в 50 раз большими длины свободного пробега молекул при атмосферном давлении. Следовательно, давление газа, при котором разделение изотопов на таких сетках будет происходить, должно быть меньше 1/50 атмосферного давления. Практически мы предполагаем работать при давлении около 0,01 атмосферы, т.е. в условиях хорошего вакуума. Расчет показывает, что для получения продукта, обогащенного до концентрации в 90 % легким изотопом (такая концентрация достаточна для получения взрывчатого вещества), нужно соединить в каскад около 2 000 таких ступеней. В проектируемой и частично изготовленной нами машине рассчитывается получить 75-100 г урана-235 в сутки. Установка будет состоять приблизительно из 80-100 «колонн», в каждой из которых будет смонтировано 20-25 ступеней».
Ниже приведен документ — доклад Берии Сталину о подготовке первого атоиного взрыва. Внизу дана небольшая справка о наработанных ядерных материалах к началу лета 1949-го года.
И вот теперь сами представьте – 2000 здоровенных установок, ради каких-то 100 грамм! Ну а куда деваться-то, бомбы ведь нужны. И стали строить заводы, и не просто завода, а целые города. И ладно только города, электричества эти диффузионные заводы требовали столько, что приходилось строить рядом отдельные электростанции.
На фото: первый в мире завод газодиффузионного обогащения урана К-25 в Ок-Ридже (США). Строительство обошлось в $500 млн. Протяженность U-образного здания около полумили.
В СССР Первая очередь Д-1 комбината №813, была рассчитана на суммарный выпуск 140 граммов 92-93 %-ного урана-235 в сутки на 2-х идентичных по мощности каскадах из 3100 ступеней разделения. Под производство отводился недостроенный авиационный завод в поселке Верх-Нейвинск, что в 60 км от Свердловска. Позже он превратился в Свердловск-44, а 813-й завод (на фото) в Уральский электрохимический комбинат – крупнейшее в мире разделительное производство.
И хотя технология диффузионного разделения, пусть и с большими технологическими трудностями, было отлажена, идея освоения более экономичного центрифужного процесса не сходила с повестки дня. Ведь если удастся создать центрифугу, то энергопотребление сократится от 20 до 50 раз!
Как устроена центрифуга?
Устроена она более чем элементарно и похожа на старую стиральную машину, работающую в режиме «отжим/сушка». В герметичном кожухе находится вращающийся ротор. В этот ротор подается газ (UF6) . За счет центробежной силы, в сотни тысяч раз превышающей поле тяготения Земли, газ начинает разделяться на «тяжелую» и «легкую» фракции. Легкие и тяжелые молекулы начинают группироваться в разных зонах ротора, но не в центре и по периметру, а в верху и в низу.
Это возникает из-за конвекционных потоков – крышка ротора имеет подогрев и возникает противоток газа. Вверху и в низу цилиндра установлены две небольших трубочки – заборника. В нижнею трубку попадает обедненная смесь, в верхнюю – смесь с большей концентрацией атомов 235U . Эта смесь попадает в следующую центрифугу, и так далее, пока концентрация 235-го урана не достигнет нужного значения. Цепочка центрифуг называется каскад.
Технические особенности.
Ну во первых скорость вращения — у современного поколения центрифуг она достигает 2000 об/сек (тут даже не знаю с чем сравнить…в 10 раз быстрее чем турбина в авиадвигателе)! И работает она без остановки ТРИ ДЕСЯТКА лет! Т.е. сейчас в каскадах вращаются центрифуги, включенные еще при Брежневе! СССР уже нет, а они все крутятся и крутятся. Не трудно подсчитать, что за свой рабочий цикл ротор совершает 2 000 000 000 000 (два триллиона) оборотов. И какой подшипник это выдержит? Да никакой! Нет там подшипников.
Сам ротор представляет из себя обыкновенный волчок, внизу у него прочная иголка, опирающаяся на корундовый подпятник, а верхний конец висит в вакууме, удерживаясь электромагнитным полем. Иголка тоже не простая, сделанная из обычной проволоки для рояльных струн, она закалена очень хитрым способом (каким – ГТ). Не трудно представить, что при такой бешеной скорости вращения, сама центрифуга должна быть не просто прочной, а сверхпрочной.
Вспоминает академик Иосиф Фридляндер:
«Трижды вполне расстрелять могли. Однажды, когда мы уже получили Ленинскую премию, случилась крупная авария, у центрифуги отлетела крышка. Куски разлетелись, разрушили другие центрифуги. Поднялось радиоактивное облако. Пришлось всю линию останавливать — километр установок! В Средмаше центрифугами командовал генерал Зверев, до атомного проекта он работал в ведомстве Берии. Генерал на совещании сказал: «Положение критическое. Под угрозой оборона страны. Если мы быстро не выправим положение, для вас повторится 37-й год». И сразу совещание закрыл. Придумали мы тогда совершенно новую технологию с полностью изотропной равномерной структурой крышек, но требовались очень сложные установки. С тех пор именно такие крышки и производятся. Никаких неприятностей больше не было. В России 3 обогатительных завода, центрифуг многие сотни тысяч.»
На фото: испытания первого поколения центрифуг
Корпуса роторов тоже поначалу были металлические, пока на смену им не пришел… углепластик. Легкий и особопрочный на разрыв, он является идеальным материалом для вращающегося цилиндра.
Вспоминает Генеральный директор УЭХК (2009-2012) Александр Куркин: «Доходило до смешного. Когда испытывали и проверяли новое, более «оборотистое» поколение центрифуг, один из сотрудников не стал дожидаться полной остановки ротора, отключил ее из каскада и решил перенести на руках на стенд. На вместо движения вперед, как не упирался, он с этим цилиндром в обнимку, стал двигаться назад. Так мы воочию убедились, что земля вращается, а гироскоп, это великая сила.»
Кто изобрел?
О, это загадка, погружённая в тайну и укутанная неизвестностью. Тут вам и немецкие плененные физики, ЦРУ, офицеры СМЕРШа и даже сбитый летчик-шпион Пауэрс. А вообще принцип газовой центрифуги описан еще в конце 19-го века.
Ещё на заре Атомного проекта инженер Особого конструкторского бюро Кировского завода Виктор Сергеев предлагал центрифужный метод разделения, но сначала его идею коллеги не одобряли. Параллельно над созданием разделительной центрифуги в специальном НИИ-5 в Сухуми бились учёные из побеждённой Германии: доктор Макс Штеенбек, который при Гитлере работал ведущим инженером Siemens, и бывший механик «Люфтваффе», выпускник Венского университета Гернот Циппе. Всего в группу входило около 300 «вывезенных» физиков.
Вспоминает генеральный директор ЗАО «Центротех-СПб» ГК «Росатом» Алексей Калитеевский: «Наши специалисты пришли к выводу, что немецкая центрифуга абсолютно непригодна для промышленного производства. В аппарате Штеенбека не было системы передачи частично обогащённого продукта в следующую ступень. Предлагалось охлаждать концы крышки и замораживать газ, а потом его разморозить, собрать и пустить в следующую центрифугу. То есть, схема неработоспособная. Однако в проекте было несколько очень интересных и необычных технических решений. Эти «интересные и необычные решения» были соединены с результатами, полученными советскими учёными, в частности с предложениями Виктора Сергеева. Условно говоря, наша компактная центрифуга - на треть плод немецкой мысли, а на две трети - советской». Кстати, когда Сергеев приезжал в Абхазию и высказывал тем же Штеенбеку и Циппе свои мысли по поводу отбора урана, Штеенбек и Циппе отмахнулись от них, как от нереализуемых.
Итак что же придумал Сергеев.
А предложение Сергеева заключалось в создании отборников газа в виде трубок Пито. Но доктор Штеенбек, съевший зубы, как он считал, на этой теме, проявил категоричность: «Они станут тормозить поток, вызывать турбулентность, и никакого разделения не будет!» Спустя годы, работая над мемуарами, он об этом пожалеет: «Идея, достойная того, чтобы исходить от нас! Но мне она в голову не приходила…».
Позже, оказавшись за пределами СССР Штеенбек центрифугами больше не занимался. А вот Геронт Циппе перед отъездом в Германию имел возможность ознакомиться с опытным образцом центрифуги Сергеева и гениально простым принципом ее работы. Оказавшись на Западе, «хитрый Циппе», как его нередко называли, запатентовал конструкцию центрифуги под своим именем (патент №1071597 от 1957 года, заявлен в 13 странах). В 1957 году, переехав в США, Циппе построил там работающую установку, воспроизведя по памяти опытный образец Сергеева. И назвал ее, отдадим должное, «Русской центрифугой» (на фото).
Кстати, русская инженерная мысль проявила себя и в многих других случаях. В качестве примера можно привести элементарный аварийный запорный клапан. Там нет датчиков, детектеров и электронных схем. Там есть только самоварный краник, который своим лепестком касается станины каскада. Если что не так, и центрифуга меняет свое положение в пространстве, он просто поворачивается и закрывает входную магистраль. Это как в анекдоте про американскую ручку и русский карандаш в космосе.
Наши дни
На этой неделе автор этих строк присутствовал на знаменательном событии – закрытии российского офиса наблюдателей министерства энергетики США по контракту ВОУ-НОУ
. Эта сделка (высокообогащенный уран – низкообогащенный уран) была, да и остается крупнейшим соглашением в области ядерной энергетики между Россией и Америкой. По условиям контракта российские атомщики переработали 500 тонн нашего оружейного (90%) урана в топливный (4%) ГФУ для американских АЭС. Доходы за 1993-2009 годы составили 8,8 млрд. долларов США. Это стало логическим исходом технологического прорыва наших ядерщиков в области разделения изотопов, сделанного в послевоенные годы.
На фото: каскады газовых центрифуг в одном из цехов УЭХК. Здесь их около 100 000 шт.
Благодаря центрифугам мы получили тысячи тонн относительно дешевого, как военного, так и коммерческого продукта. Атомная отрасль, одна из немногих оставшихся (военная авиация, космос), где Россия удерживает непререкаемое первенство. Одних только зарубежных заказов на десять лет вперед (с 2013 года по 2022 год), портфель «Росатома» без учета контракта ВОУ-НОУ
составляет 69,3 миллиарда долларов. В 2011 году он перевалил за 50 миллиардов…
На фото склад контейнеров с ГФУ на УЭХК.
28 сентября 1942 г. было принято постановление Государственного Комитета Обороны № 2352сс «Об организации работ по урану». Эта дата считается официальным началом отсчета истории атомной отрасли России.
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 И. В. Курчатова
.
К 1978 в мире работало уже около тысячи Ядерный реактор различных типов. Составными частями любого Ядерный реактор являются: активная зона
с ядерным топливом
, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель
, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления (рис. 1
). Основной характеристикой Ядерный реактор является его мощность. Мощность в 1 Мв
соответствует цепной реакции, в которой происходит 3·10 16
актов деления в 1 сек.
Устройство энергетических ядерных реакторов.
Энергетический ядерный реактор - это устройство в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зону прокачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например обычная или тяжелая вода.
Схема гомогенного реактора: 1-корпус реактора, 2-активная зона, 3 компенсатор объема, 4-теплообменник, 5-выход пара, 6-вход питательной воды, 7-циркуляционный насос
Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов - слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему теплоотвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма-квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.
В активной зоне Ядерный реактор находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние Ядерный реактор характеризуется эффективным коэффициентом Кэф размножения нейтронов или реактивностью r:
R = (К ¥ - 1)/К эф. (1)
Если К эф > 1, то цепная реакция нарастает во времени, Ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактивность r > 0; если К эф < 1 , то реакция затухает, реактор - подкритичен, r < 0; при К ¥ = 1, r = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске Ядерный реактор в активную зону обычно вносят источник нейтронов (смесь Ra и Be, 252 Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при К эф > 1.
В качестве делящегося вещества в большинстве Ядерный реактор применяют 235 U. Если активная зона, кроме ядерного топлива (природный или обогащенный уран), содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра, см. Замедление нейтронов ), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов (тепловой реактор ). В Ядерный реактор на тепловых нейтронах может быть использован природный уран, не обогащенный 235 U (такими были первые Ядерный реактор). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией x n > 10 кэв (быстрый реактор ). Возможны также реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1-1000 эв.
Условие критичности Ядерный реактор имеет вид:
К эф = К ¥ × Р = 1 , (1)
Где 1 - Р - вероятность выхода (утечки) нейтронов из активной зоны Ядерный реактор, К ¥ - коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров, определяемый для тепловых Ядерный реактор так называемой «формулой 4 сомножителей»:
К ¥ = neju. (2)
Здесь n - среднее число вторичных (быстрых) нейтронов, возникающих при делении ядра 235 U тепловыми нейтронами, e - коэффициент размножения на быстрых нейтронах (увеличение числа нейтронов за счёт деления ядер, главным образом ядер 238 U, быстрыми нейтронами); j - вероятность того, что нейтрон не захватится ядром 238 U в процессе замедления, u - вероятность того, что тепловой нейтрон вызовет деление. Часто пользуются величиной h = n/(l + a), где a - отношение сечения радиационного захвата s р к сечению деления s д.
Условие (1) определяет размеры Ядерный реактор Например, для Ядерный реактор из естественного урана и графита n = 2,4. e » 1,03, eju » 0,44, откуда К ¥ =1,08. Это означает, что для К ¥ > 1 необходимо Р<0,93, что соответствует (как показывает теория Ядерный реактор) размерам активной зоны Ядерный реактор ~ 5-10 м. Объём современного энергетического Ядерный реактор достигает сотен м 3 и определяется главным образом возможностями теплосъёма, а не условиями критичности. Объём активной зоны Ядерный реактор в критическом состоянии называется критическим объёмом Ядерный реактор, а масса делящегося вещества - критической массой. Наименьшей критической массой обладают Ядерный реактор с топливом в виде растворов солей чистых делящихся изотопов в воде и с водяным отражателем нейтронов. Для 235 U эта масса равна 0,8 кг , для 239 Pu - 0,5 кг . Наименьшей критической массой обладает 251 Cf (теоретически 10 г). Критические параметры графитового Ядерный реактор с естественным ураном: масса урана 45 т , объём графита 450 м 3 . Для уменьшения утечки нейтронов активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например цилиндр с высотой порядка диаметра или куб (наименьшее отношение поверхности к объёму).
Величина n известна для тепловых нейтронов с точностью 0,3% (табл. 1). При увеличении энергии x n нейтрона, вызвавшего деление, n растет по закону: n = n t + 0,15x n (x n в Мэв ), где n t соответствует делению тепловыми нейтронами.
Табл. 1. - Величины n и h) для тепловых нейтронов (по данным на 1977)
233 U |
235 U |
239 Pu |
241 Pu |
Величина (e-1) обычно составляет лишь несколько %, тем не менее роль размножения на быстрых нейтронах существенна, поскольку для больших Ядерный реактор (К ¥ - 1) << 1 (графитовые Ядерный реактор с естественным ураном, в которых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).
Максимально возможное значение J достигается в Ядерный реактор, который содержит только делящиеся ядра. Энергетические Ядерный реактор используют слабо обогащенный уран (концентрация 235 U ~ 3-5%), и ядра 238 U поглощают заметную часть нейтронов. Так, для естественной смеси изотопов урана максимальное значение nJ = 1,32. Поглощение нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах обычно не превосходит 5-20% от поглощения всеми изотопами ядерного топлива. Из замедлителей наименьшим поглощением нейтронов обладает тяжёлая вода, из конструкционных материалов - Al и Zr.
Вероятность резонансного захвата нейтронов ядрами 238 U в процессе замедления (1-j) существенно снижается в гетерогенных Ядерный реактор Уменьшение (1 - j) связано с тем, что число нейтронов с энергией, близкой к резонансной, резко уменьшается внутри блока топлива и в резонансном поглощении участвует только внешний слой блока. Гетерогенная структура Ядерный реактор позволяет осуществить цепной процесс на естественном уране. Она уменьшает величину О, однако этот проигрыш в реактивности существенно меньше, чем выигрыш из-за уменьшения резонансного поглощения.
Для расчёта тепловых Ядерный реактор необходимо определить спектр тепловых нейтронов. Если поглощение нейтронов очень слабое и нейтрон успевает много раз столкнуться с ядрами замедлителя до поглощения, то между замедляющей средой и нейтронным газом устанавливается термодинамическое равновесие (термализация нейтронов), и спектр тепловых нейтронов описывается Максвелла распределением . В действительности поглощение нейтронов в активной зоне Ядерный реактор достаточно велико. Это приводит к отклонению от распределения Максвелла - средняя энергия нейтронов больше средней энергии молекул среды. На процесс термализации влияют движения ядер, химические связи атомов и др.
Выгорание и воспроизводство ядерного топлива. В процессе работы Ядерный реактор происходит изменение состава топлива, связанное с накоплением в нём осколков деления (см. Ядра атомного деление ) и с образованием трансурановых элементов , главным образом изотопов Pu. Влияние осколков деления на реактивность Ядерный реактор называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных). Отравление обусловлено главным образом 135 Xe который обладает наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·10 6 барн ). Период его полураспада T 1/2 = 9,2 ч, выход при делении составляет 6-7%. Основная часть 135 Xe образуется в результате распада 135 ](Тц = 6,8 ч ). При отравлении Кэф изменяется на 1-3%. Большое сечение поглощения 135 Xe и наличие промежуточного изотопа 135 I приводят к двум важным явлениям: 1) к увеличению концентрации 135 Xe и, следовательно, к уменьшению реактивности Ядерный реактор после его остановки или снижения мощности («йодная яма»). Это вынуждает иметь дополнительный запас реактивности в органах регулирования либо делает невозможным кратковременные остановки и колебания мощности. Глубина и продолжительность йодной ямы зависят от потока нейтронов Ф: при Ф = 5·10 13 нейтрон/см 2 × сек продолжительность йодной ямы ~ 30 ч , а глубина в 2 раза превосходит стационарное изменение К эф , вызванное отравлением 135 Xe. 2) Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а значит - и мощности Ядерный реактор Эти колебания возникают при Ф> 10 13 нейтронов/см 2 × сек и больших размерах Ядерный реактор Периоды колебаний ~ 10 ч.
Число различных стабильных осколков, возникающих при делении ядер, велико. Различают осколки с большими и малыми сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация первых достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы Ядерный реактор (главным образом 149 Sm, изменяющий К эф на 1%). Концентрация вторых и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.
Образование трансурановых элементов в Ядерный реактор происходит по схемам:
Здесь з означает захват нейтрона, число под стрелкой - период полураспада.
Накопление 239 Pu (ядерного горючего) в начале работы Ядерный реактор происходит линейно во времени, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235 U), чем меньше обогащение урана. Затем концентрация 239 Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238 U и 239 Pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239 Pu ~ 3/ Ф лет (Ф в ед. 10 13 нейтронов/см 2 ×сек). Изотопы 240 Pu, 241 Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в Ядерный реактор после регенерации ядерного топлива.
Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в Ядерный реактор на 1 т топлива. Для Ядерный реактор, работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт ×сут/т (тяжело-водные Ядерный реактор). В Ядерный реактор со слабо обогащенным ураном (2-3% 235 U ) достигается выгорание ~ 20-30 Гвт-сут/т. В Ядерный реактор на быстрых нейтронах - до 100 Гвт-сут/т. Выгорание 1 Гвт-сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.
При выгорании ядерного топлива реактивность Ядерный реактор уменьшается (в Ядерный реактор на естественном уране при малых выгораниях происходит некоторый рост реактивности). Замена выгоревшего топлива может производиться сразу из всей активной зоны или постепенно по ТВЭЛ"ам так, чтобы в активной зоне находились ТВЭЛ"ы всех возрастов - режим непрерывной перегрузки (возможны промежуточные варианты). В первом случае Ядерный реактор со свежим топливом имеет избыточную реактивность, которую необходимо компенсировать. Во втором случае такая компенсация нужна только при первоначально с запуске, до выхода в режим непрерывной перегрузки. Непрерывная перегрузка позволяет увеличить глубину выгорания, поскольку реактивность Ядерный реактор определяется средними концентрациями делящихся нуклидов (выгружаются ТВЭЛ"ы с минимальной концентрацией делящихся нуклидов). В табл. 2 приведён состав извлекаемого ядерного топлива (в кг ) в водо-водяном реакторе мощностью 3 Гвт. Выгружается одновременно вся активная зона после работы Ядерный реактор в течение 3 лет и «выдержки» 3 лет (Ф = 3×10 13 нейтрон/см 2 ×сек). Начальный состав: 238 U - 77350, 235 U - 2630, 234 U - 20.
Табл. 2. - Состав выгружаемого топлива, кг
Чтобы понять принцип работы и устройство ядерного реактора, нужно совершить небольшой экскурс в прошлое. Атомный реактор – это многовековая воплощенная, пусть и не до конца, мечта человечества о неисчерпаемом источнике энергии. Его древний «прародитель» — костер из сухих веток, однажды озаривший и согревший своды пещеры, где находили спасение от холода наши далекие предки. Позже люди освоили углеводороды – уголь, сланцы, нефть и природный газ.
Наступила бурная, но недолгая эпоха пара, которую сменила еще более фантастическая эпоха электричества. Города наполнялись светом, а цеха – гулом невиданных доселе машин, приводимых в движение электродвигателями. Тогда казалось, что прогресс достиг своего апогея.
Все изменилось в конце XIX века, когда французский химик Антуан Анри Беккерель совершенно случайно обнаружил, что соли урана обладают радиоактивностью. Спустя 2 года, его соотечественники Пьер Кюри и его супруга Мария Склодовская-Кюри получили из них радий и полоний, причем уровень их радиоактивности в миллионы раз превосходил показатели тория и урана.
Эстафету подхватил Эрнест Резерфорд, детально изучивший природу радиоактивных лучей. Так начинался век атома, явивший на свет свое любимое дитя – атомный реактор.
Первый ядерный реактор
«Первенец» родом из США. В декабре 1942 года дал первый ток реактор, которому досталось имя его создателя — одного из величайших физиков столетия Э. Ферми. Три года спустя в Канаде обрела жизнь ядерная установка ZEEP. «Бронза» досталась первому советскому реактору Ф-1, запущенному в конце 1946 года. Руководителем отечественного ядерного проекта стал И. В. Курчатов. Сегодня в мире успешно трудятся более 400 ядерных энергоблоков.
Типы ядерных реакторов
Их основное назначение – поддерживать контролируемую ядерную реакцию, производящую электроэнергию. На некоторых реакторах производятся изотопы. Если кратко, то они представляют собой устройства, в недрах которых одни вещества превращаются в другие с выделением большого количества тепловой энергии. Это своеобразная «печь», где вместо традиционных видов топлива «сгорают» изотопы урана – U-235, U-238 и плутоний (Pu).
В отличии, к примеру, от автомобиля, рассчитанного на несколько видов бензина, каждому виду радиоактивного топлива соответствует свой тип реактора. Их два – на медленных (с U-235) и быстрых (c U-238 и Pu) нейтронах. На большинстве АЭС установлены реакторы на медленных нейтронах. Помимо АЭС, установки «трудятся» в исследовательских центрах, на атомных субмаринах и .
Как устроен реактор
У всех реакторов примерна одна схема. Его «сердце» — активная зона. Ее можно условно сравнить с топкой обычной печки. Только вместо дров там находится ядерное топливо в виде тепловыделяющих элементов с замедлителем – ТВЭЛов. Активная зона находится внутри своеобразной капсулы — отражателе нейтронов. ТВЭЛы «омываются» теплоносителем – водой. Поскольку в «сердце» очень высокий уровень радиоактивности, его окружает надежная радиационная защита.
Операторы контролируют работу установки с помощью двух важнейших систем – регулирования цепной реакции и дистанционной системы управления. Если возникает нештатная ситуация, мгновенно срабатывает аварийная защита.
Как работает реактор
Атомное «пламя» невидимо, так как процессы происходят на уровне деления ядер. В ходе цепной реакции тяжелые ядра распадаются на более мелкие фрагменты, которые, будучи в возбужденном состоянии, становятся источниками нейтронов и прочих субатомных частиц. Но на этом процесс не заканчивается. Нейтроны продолжают «дробиться», в результате чего высвобождается большая энергия, то есть, происходит то, ради чего и строятся АЭС.
Основная задача персонала – поддержание цепной реакции с помощью управляющих стержней на постоянном, регулируемом уровне. В этом его главное отличие от атомной бомбы, где процесс ядерного распада неуправляем и протекает стремительно, в виде мощнейшего взрыва.
Что произошло на Чернобыльской АЭС
Одна из основных причин катастрофы на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 года – грубейшее нарушение эксплуатационных правил безопасности в процессе проведения регламентных работ на 4-м энергоблоке. Тогда из активной зоны было одновременно выведено 203 графитовых стержня вместо 15, разрешенных регламентом. В итоге, начавшаяся неуправляемая цепная реакция завершилась тепловым взрывом и полным разрушением энергоблока.
Реакторы нового поколения
За последнее десятилетие Россия стала одним из лидеров мировой ядерной энергетики. На данный момент госкорпорация «Росатом» ведет строительство АЭС в 12 странах, где возводятся 34 энергоблока. Столь высокий спрос – свидетельство высокого уровня современной российской ядерной техники. На очереди — реакторы нового 4-го поколения.
«Брест»
Один из них – «Брест», разработка которого ведется в рамках проекта «Прорыв». Ныне действующие системы разомкнутого цикла работают на низкообогащенном уране, после чего остается большое количество отработанного топлива, подлежащего захоронению, что требует огромных затрат. «Брест» — реактор на быстрых нейтронах уникален замкнутым циклом.
В нем отработанное топливо после соответствующей обработки в реакторе на быстрых нейтронах опять становится полноценным топливом, которое можно загружать обратно в ту же установку.
«Брест» отличает высокий уровень безопасности. Он никогда не «рванет» даже при самой серьезной аварии, очень экономичен и экологически безопасен, поскольку повторно пользуется своим «обновленным» ураном. Его также невозможно использовать для наработки оружейного плутония, что открывает широчайшие перспективы по его экспорту.
ВВЭР-1200
ВВЭР-1200 – инновационный реактор поколения «3+» мощностью 1150 МВт. Благодаря своим уникальным техническим возможностям, он обладает практически абсолютной эксплуатационной безопасностью. Реактор в изобилии оснащен системами пассивной безопасности, которые сработают даже в отсутствии электроснабжения в автоматическом режиме.
Одна из них – система пассивного отведения тепла, которая автоматически активируется при полном обесточивании реактора. На этот случай предусмотрены аварийные гидроемкости. При аномальном падении давления в первом контуре в реактор начинается подача большого количества воды, содержащей бор, которая гасит ядерную реакцию и поглощает нейтроны.
Еще одно ноу-хау находится в нижней части защитной оболочки – «ловушка» расплава. Если все же в результате аварии активная зона «потечет», «ловушка» не позволит разрушиться защитной оболочке и предотвратит попадание радиоактивных продуктов в грунт.
Для обычного человека современные высокотехнологичные устройства настолько таинственны и загадочны, что впору им поклоняться, как древние поклонялись молнии. Школьные уроки физики, изобилующие математическими выкладками, не решают проблему. А ведь рассказать интересно можно даже про атомный реактор, принцип работы которого понятен даже подростку.
Как работает атомный реактор?
Принцип действия данного высокотехнологического устройства выглядит следующим образом:
- При поглощении нейтрона ядерное топливо (чаще всего это уран-235 или плутоний-239 ) происходит деление атомного ядра;
- Высвобождается кинетическая энергия, гамма-излучение и свободные нейтроны;
- Кинетическая энергия преобразуется в тепловую (когда ядра сталкиваются с окружающими атомами), гамма-излучение поглощается самим реактором и превращается также в тепло;
- Часть из образованных нейтронов поглощается атомами топлива, что вызывает цепную реакцию. Для управления ей используются поглотители и замедлители нейтронов;
- С помощью теплоносителя (вода, газ или жидкий натрий) происходит отвод тепла от места прохождения реакции;
- Находящийся под давлением пар от нагретой воды используется для приведения во вращение паровых турбин;
- С помощью генератора механическая энергия вращения турбин преобразуется в переменный электрический ток.
Подходы к классификации
Оснований для типологии реакторов может быть множество:
- По типу ядерной реакции . Деление (все коммерческие установки) или синтез (термоядерная энергетика, имеет распространение лишь в некоторых НИИ);
- По теплоносителю . В абсолютном большинстве случаев с этой целью используется вода (кипящая или тяжелая). Иногда используются альтернативные решения: жидкий металл (натрий, свинец-висмутовый сплав, ртуть), газ (гелий, углекислый газ или азот), расплавленная соль (фторидные соли);
- По поколению. Первое - ранние прототипы, которые не имели никакого коммерческого смысла. Второе - большинство ныне используемых АЭС, которые были построены до 1996 года. Третье поколение отличается от предыдущего лишь небольшими усовершенствованиями. Работа над четвертым поколением еще ведется;
- По агрегатному состоянию топлива (газовое пока существует только на бумаге);
- По целям использования (для производства электричества, пуска двигателя, производства водорода, опреснения, трансмутации элементов, получение нейронного излучения, теоретические и следовательские цели).
Устройство атомного реактора
Основными компонентами реакторов на большинстве электростанций являются:
- Ядерное топливо - вещество, которое необходимо для производства тепла для энергетических турбин (как правило, низкообогащенный уран);
- Активная зона ядерного ректора - именно здесь проходит ядерная реакция;
- Замедлитель нейтронов - снижает скорость быстрых нейтронов, превращая их в тепловые нейтроны;
- Пусковой нейтронный источник - используется для надежного и стабильного пуска ядерной реакции;
- Поглотитель нейтронов - имеются на некоторых электростанциях для снижения высокой реакционной способности свежего топлива;
- Нейтронная гаубица - используется для повторного инициирования реакции после выключения;
- Охлаждающая жидкость (очищенная вода);
- Управляющие стержни - для регулирования скорости деления ядер урана или плутония;
- Водный насос - перекачивает воду в паровой котел;
- Паровая турбина - превращает тепловую энергию пара во вращательную механическую;
- Градирня - устройство для отвода лишнего тепла в атмосферу;
- Система приема и хранения радиоактивных отходов;
- Системы безопасности (аварийные дизель-генераторы, устройства для аварийного охлаждения активной зоны).
Как устроены последние модели
Последнее 4-е поколение реакторов будет доступно для коммерческой эксплуатации не раньше 2030 года . В настоящее время принцип и устройство их работы находятся на этапе разработки. Согласно современным данным, эти модификации будут отличаться от существующих моделей такими преимуществами :
- Система быстрого газового охлаждения. Предполагается, что в качестве охлаждающего вещества будет использован гелий. Согласно проектной документации, таким образом можно охлаждать реакторы с температурой 850 °С. Для работы при таких высоких температурах потребуется и специфическое сырье: композитные керамические материалы и актинидные соединения;
- В качестве первичного теплоносителя возможно использование свинца или свинцово-висмутового сплава. Эти материалы имеют низкий показатель нейтронного поглощения и относительно низкую температуру плавления;
- Также в качестве основного теплоносителя может использоваться смесь из расплавленных солей. Тем самым удастся работать при более высоких температурах, чем современные аналоги с водяным охлаждением.
Естественные аналоги в природе
Ядерный реактор воспринимается в общественном сознании исключительно как продукт высоких технологий. Однако по факту первое такое устройство имеет природное происхождение . Оно было обнаружено в регионе Окло, что в центральноафриканском государстве Габон:
- Реактор был образован из-за подтопления урановых пород подземными водами. Они выступили как нейтронные замедлители;
- Тепловая энергия, выделяющаяся при распаде урана, превращает воду в пар, и цепная реакция останавливается;
- После падения температуры охлаждающей жидкости все повторяется вновь;
- Если бы жидкость не выкипала и не останавливала течение реакции, человечество бы столкнулось с новой природной катастрофой;
- Самоподдерживаемое деление ядер началось в этом реакторе около полутора миллиардов лет назад. За это время было выделено около 0,1 миллиона ватт выходной мощности;
- Подобное чудо света на Земле является единственным известным. Появление новых невозможно: доля урана-235 в природном сырье намного ниже уровня, необходимого для поддержания цепной реакции.
Сколько атомных реакторов в Южной Корее?
Бедная на природные ресурсы, но промышленно развитая и перенаселенная Республика Корея испытывает чрезвычайную потребность в энергии. На фоне отказа Германии от мирного атома эта страна возлагает большие надежды на обуздание ядерных технологий:
- Планируется, что к 2035 году доля электроэнергии, генерируемой на АЭС, достигнет 60%, а совокупное производство - более 40 гигаватт;
- Страна не имеет атомного оружия, но исследования по ядерной физике ведутся непрерывно. Корейские ученые разработали проекты современных реакторов: модульные, водородные, с жидким металлом и др.;
- Успехи местных исследователей позволяют продавать технологии за рубеж. Ожидается, что в ближайшие 15-20 лет страна экспортирует 80 таких установок;
- Но по состоянию на сегодняшний день большая часть АЭС сооружена при содействии американских или французских ученых;
- Количество действующих станций относительно невелико (только четыре), но каждая из них располагает значительным числом реакторов - в совокупности 40, причем эта цифра будет расти.
При бомбардировке нейтронами ядерное топливо приходит в цепную реакцию, в результате которой образуется огромное количество тепла. Находящаяся в системе вода забирает это тепло и превращается в пар, который вращает турбины, производящие электричество. Вот простая схема работы атомного реактора, мощнейшего источника энергии на Земле.
Видео: как работают атомные реакторы
В данном ролике физик-ядерщик Владимир Чайкин расскажет, с помощью чего врабатывается электричество в атомных реакторах, их подробное устройство:
Загрузка...
