Каж­дый день мы исполь­зуем элек­три­че­сто и не заду­мы­ва­емся над тем, как оно про­из­во­дится и как оно к нам попало. А тем не менее это одна из самых важ­ных частей совре­мен­ной циви­ли­за­ции. Без элек­три­че­ства не было бы ничего - ни света, ни тепла, ни движения.

Все знают про то, что элек­три­чевто выра­ба­ты­ва­ется на элек­тро­стан­циях, в том числе и на атом­ных. Сердце каж­дой АЭС - это ядер­ный реак­тор . Именно его мы будем раз­би­рать в этой статье.

Ядер­ный реак­тор , устрой­ство в кото­ром про­ис­те­кает управ­ля­е­мая цеп­ная ядер­ная реак­ция с выде­ле­нием тепла. В основ­ном ти устрой­ства исполь­зу­ются для выра­ботки элек­тро­энер­гии и в каче­стве при­вода боль­ших кораб­лей. Для того, чтобы пред­ста­вить себе, мощ­ность и эко­но­мич­ность ядер­ных реак­то­ров можно при­ве­сти при­мер. Там где сред­нему ядер­ному реак­тору потре­бу­ется 30 кило­грамм урана, сред­ней ТЭЦ потре­бу­ется 60 ваго­нов угля или 40 цистерн мазута.

Про­об­раз ядер­ного реак­тора был построен в декабре 1942 года в США под руко­вод­ством Э. Ферми. Это была так назы­ва­е­мая “Чикаг­ская стопка”. Chicago Pile (впо­след­ствии слово “Pile” наряду с дру­гими зна­че­ни­ями стало обо­зна­чать ядер­ный реак­тор). Такое назва­ние дали ему из-за того, что он напо­ми­нал собой боль­шую стопку гра­фи­то­вых бло­ков, поло­жен­ных один на другой.

Между бло­ками была поме­щены шаро­об­раз­ные “рабо­чие тела”, из при­род­ного урана и его диоксида.

В СССР пер­вый реак­тор был построен под руко­вод­ством ака­де­мика И. В. Кур­ча­това. Реак­тор Ф-1 был зара­бо­тал 25 декабря 1946 г. Реак­тор был в форме шара, имел в диа­метре около 7,5 мет­ров. Он не имел системы охла­жде­ния, поэтому рабо­тал на очень малых уров­нях мощности.

Иссле­до­ва­ния про­дол­жи­лись и в 27 июня 1954 года всту­пила в строй пер­вая в мире атом­ная элек­тро­стан­ция мощ­но­стью 5 МВт в г. Обнинске.

Прин­цип дей­ствия атом­ного реактора.

При рас­паде урана U 235 про­ис­хо­дит выде­ле­ние тепла, сопро­вож­да­е­мое выбро­сом двух-трех ней­тро­нов. По ста­ти­сти­че­ским дан­ным - 2,5. Эти ней­троны стал­ки­ва­ются с дру­гими ато­мами урана U 235 . При столк­но­ве­нии уран U 235 пре­вра­ща­ется в неста­биль­ный изо­топ U 236 , кото­рый прак­ти­че­ски сразу же рас­па­да­ется на Kr 92 и Ba 141 + эти самые 2–3 ней­трона. Рас­пад сопро­вож­да­ется выде­ле­нием энер­гии в виде гамма излу­че­ния и тепла.

Это и назы­ва­ется цеп­ная реак­ция. Атомы делятся, коли­че­ство рас­па­дов уве­ли­чи­ва­ется в гео­мет­ри­че­ской про­грес­сии, что в конеч­ном итоге при­во­дит к мол­ние­нос­ному, по нашим мер­кам высво­бож­де­нию огром­ного коли­че­ства энер­гии - про­ис­хо­дит атом­ный взрыв, как послед­ствие неуправ­ля­е­мой цеп­ной реакции.

Однако в ядер­ном реак­торе мы имеем дело с управ­ля­е­мой ядер­ной реак­цией. Как такая ста­но­вится воз­мож­ной - рас­ска­зано дальше.

Устрой­ство ядер­ного реактора.

В насто­я­щее время суще­ствует два типа ядер­ных реак­то­ров ВВЭР (водо-водяной энер­ге­ти­че­ский реак­тор) и РБМК (реак­тор боль­шой мощ­но­сти каналь­ный). Отли­чие в том, что РБМК - кипя­щий реак­тор, а ВВЭР исполь­зует воду под дав­ле­нием в 120 атмосфер.

Реак­тор ВВЭР 1000. 1 - при­вод СУЗ; 2 - крышка реак­тора; 3 - кор­пус реак­тора; 4 - блок защит­ных труб (БЗТ); 5 - шахта; 6 - выго­родка актив­ной зоны; 7 - топ­лив­ные сборки (ТВС) и регу­ли­ру­ю­щие стержни;

Каж­дый ядер­ный реак­тор про­мыш­лен­ного типа пред­став­ляет собой котел, сквозь кото­рый про­те­кает теп­ло­но­си­тель. Как пра­вило это обыч­ная вода (ок. 75% в мире), жид­кий гра­фит (20%) и тяже­лая вода (5%). В экс­пе­ри­мен­таль­ных целях исполь­зо­вался бери­лий и пред­по­ла­гался углеводород.

ТВЭЛ - (теп­ло­вы­де­ля­ю­щий эле­мент). Это стержни в цир­ко­ни­е­вой обо­лочке с нио­бий­ным леги­ро­ва­нием, внутри кото­рых рас­по­ло­жены таб­летки из диок­сида урана.

ТВЭЛы в кас­сете выде­лены зеленым.

Топ­лив­ная кас­сета в сборе.

Актив­ная зона реак­тора состоит из сотен кас­сет, постав­лен­ных вер­ти­кально и объ­еди­нен­ных вме­сте метал­ли­че­ской обо­лоч­кой - кор­пу­сом, игра­ю­щим также роль отра­жа­те­лем ней­тро­нов. Среди кас­сет, с регу­ляр­ной часто­той встав­лены управ­ля­ю­щие стержни и стержни ава­рий­ной защиты реак­тора, кото­рые в слу­чае пере­грева при­званы заглу­шить реактор.

При­ве­дем в при­мер дан­ные по реак­тору ВВЭР-440:

Управ­ля­ю­щие могут пере­ме­щаться вверх и вниз погру­жа­ясь или наобо­рот, выходя из актив­ной зоны, где реак­ция идет интен­сив­нее всего. Это обес­пе­чи­вают мощ­ные элек­тро­мо­торы, в сово­куп­но­сти с систе­мой управления.Стержни ава­рий­ной защиты при­званы заглу­шить реак­тор в слу­чает нештат­ной ситу­а­ции, упав в актив­ную зону и погло­тив больше коли­че­ство сво­бод­ных нейтронов.

Каж­дый реак­тор имеет крышку, через кото­рую про­из­во­дится погрузка и выгрузка отра­бо­тав­ших и новых кассет.

Поверх кор­пуса реак­тора обычно уста­нав­ли­ва­ется теп­ло­изо­ля­ция. Сле­ду­ю­щим барье­ром идет био­ло­ги­че­ская защита. Это как пра­вило желе­зо­бе­тон­ный бун­кер, вход в кото­рый закры­ва­ется шлю­зо­вой каме­рой с гер­ме­тич­ными дверьми. Био­ло­ги­че­ская защита при­звана не выпу­стить в атмо­сферу радио­ак­тив­ный пар и куски реак­тора, если все таки про­изой­дет взрыв.

Ядер­ный взрыв в совре­мен­ных реак­тора крайне мало воз­мо­жен. Потому что топ­ливо доста­точно мало обо­га­щено, и раз­де­лено на ТВЕЛы. Даже если рас­пла­вится актив­ная зона, топ­ливо не смо­жет настолько активно про­ре­а­ги­ро­вать. Маси­мум что может про­изойти - теп­ло­вой взрыв как на Чер­но­быле, когда дав­ле­ние в реак­торе достигло таких вели­чин, что метал­ли­че­ский кор­пус про­сто разо­рвало, а крышка реак­тора, весом в 5000 тонн сде­лала пры­жок с пере­во­ро­том, про­бив крышу реак­тор­ного отсека и выпу­стив пар наружу. Если бы чер­но­быль­ская АЭС была осна­щена пра­виль­ной био­ло­ги­че­ской защи­той, напо­до­бие сего­дняш­него сар­ко­фага, то ката­строфа обо­шлась чело­ве­че­ству намного дешевле.

Работа атом­ной электростанции.

Если в двух сло­вах, то рабо­боа выгля­дит так.

Атом­ная элек­тро­стан­ция. (Кликабельно)

После поступ­ле­ния в актив­ную зону реак­тора с помо­щью насо­сов, вода нагре­ва­ется с 250 до 300 гра­ду­сов и выхо­дит с “дру­гой сто­роны” реак­тора. Это назы­ва­ется пер­вым кон­ту­ром. После чего направ­ля­ется в теп­л­об­мен­ник, где встре­ча­ется со вто­рым кон­ту­ром. После чего пар под дав­ле­нием посту­пает на лопатки тур­бин. Тур­бины выра­ба­ты­вают электричество.

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

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

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

Основные элементы ядерного реактора

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

Видео работы ядерного реактора

Как работает ядерный реактор?

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

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

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

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

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

Где используются ядерные реакторы?

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

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

Активная зона ядерного реактора - сосредоточение наиболее концентрированного вида энергии из всех, что используются в настоящее время, - расположена в стальной оболочке с 15-сантиметровыми стенками. Активная зона содержит уран-235 в виде таблеток, загруженных в сотни трубок из нержавеющей стали, каждая из которых имеет длину около трех метров.

Атомы урана-235 подвергаются цепной реакции ядерного деления, во время которой они расщепляются на части с выделением огромного количества энергии. Деление 1 грамма (0,35 унции) урана-235 высвобождает столько же энергии, сколько ее выделяется при сгорании около 2000 литров нефти Вода, проходящая через активную зону реактора, нагревает питательную воду вторичного контура, превращая ее в пар, подаваемый на лопатки турбины.

Помимо выделения энергии, расщепляющиеся атомы урана-235 высвобождают нейтроны - один из двух основных видов частиц в атомном ядре. Эти нейтроны сталкиваются с другими атомами урана-235, расщепляя их и высвобождая дополнительное количество нейтронов, необходимое для поддержания цепной реакции и создания тем самым долговременного источника энергии. Управление цепной реакцией осуществляется путем введения в активную зону стержней из бора или кадмия - материалов, хорошо поглощающих нейтроны.

Цепная реакция в уране-235

При столкновении с нейтроном атом урана-235 становится нестабильным и расщепляется на два более мелких атома. Этот процесс называется ядерным делением. Когда уран-235 расщепляется, он высвобождает два или три нейтрона, которые могут столкнуться с другими атомами урана-235 и запустить самоподдерживающуюся цепную реакцию.

Ядерная энергия

Ядерное деление высвобождает огромное количество энергии внутри активной зоны реактора. Вода, проходящая через горячую активную зону, нагревает питательную воду вторичного контура и превращает ее в пар, который затем подается в турбину.

Атомная электростанция в Японском институте исследования атомной энергии.

Сегодня мы совершим небольшое путешествие в мир ядерной физики. Темой нашей экскурсии будет ядерный реактор. Вы узнаете, как он устроен, какие физические принципы лежат в основе его работы и где применяют это устройство.

Зарождение атомной энергетики

Первый в мире ядерный реактор был создан в 1942 году в США экспериментальной группой физиков под руководством лауреата нобелевской премии Энрико Ферми. Тогда же ими была осуществлена самоподдерживающаяся реакция расщепления урана. Атомный джин был выпущен на свободу.

Первый советский ядерный реактор был запущен в 1946 году, а спустя 8 лет дала ток первая в мире АЭС в городе Обнинске. Главным научным руководителем работ в атомной энергетике СССР был выдающийся физик Игорь Васильевич Курчатов.

С тех сменилось несколько поколений ядерных реакторов, но основные элементы его конструкции сохранились неизменными.

Анатомия атомного реактора

Эта ядерная установка представляет собой толстостенный стальной бак с цилиндрической ёмкостью от нескольких кубических сантиметров до многих кубометров.

Внутри этого цилиндра размещается святая святых - активная зона реактора. Именно здесь происходит цепная реакция деления ядерного топлива.

Рассмотрим, как происходит этот процесс.

Ядра тяжелых элементов, в частности Уран-235 (U-235), под действием небольшого энергетического толчка способны разваливаться на 2 осколка приблизительно равной массы. Возбудителем этого процесса является нейтрон.

Осколки чаще всего представляют собой ядра бария и криптона. Каждый из них несет положительный заряд, поэтому силы кулоновского отталкивания вынуждают их разлетаться в разные стороны со скоростью около 1/30 световой скорости. Эти осколки являются носителями колоссальной кинетической энергии.

Для практического использования энергии, необходимо, чтобы её выделение носило самоподдерживающийся характер. Цепная реакция, о которой идёт речь, тем интересна, что каждый акт деления сопровождается испусканием новых нейтронов. На один начальный нейтрон в среднем возникает 2-3 новых нейтрона. Количество делящихся ядер урана лавинообразно нарастает, вызывая выделение огромной энергии. Если этот процесс не контролировать - произойдет ядерный взрыв. Он имеет место в .

Чтобы регулировать число нейтронов в систему вводятся материалы, которые поглощают нейтроны, обеспечивая плавное выделение энергии. В качестве поглотителей нейтронов используют кадмий или бор.

Как же обуздать и использовать громадную кинетическую энергию осколков? Для этих целей служит теплоноситель, т.е. специальная среда, двигаясь в которой осколки тормозятся и нагревают её до чрезвычайно высоких температур. Такой средой может являться обычная или тяжелая вода, жидкие металлы (натрий), а также некоторый газы. Чтобы не вызвать переход теплоносителя в парообразное состояние, в активной зоне поддерживается высокое давление (до 160 атм). По этой причине стенки реактора изготавливают из десятисантиметровой стали специальных сортов.

Если нейтроны вылетят за пределы ядерного топлива, то цепная реакция может прерваться. Поэтому существует критическая масса делящегося вещества, т.е. его минимальная масса, при которой, будет поддерживаться цепная реакция. Она зависит от различных параметров, в том числе и от наличия отражателя, окружающего активную зону реактора. Он служит для предотвращения утечки нейтронов в окружающую среду. Наиболее распространенным материалом для этого конструктивного элемента является графит.

Процессы, происходящие в реакторе, сопровождаются выделением самого опасного вида радиации – гамма излучения. Чтобы минимизировать эту опасность, в нём предусмотрена противорадиационная защита.

Как работает атомный реактор

В активной зоне реактора размещают ядерное горючее, именуемое ТВЭЛами. Они представляют собой таблетки, сформированные из расщепляемого материала и уложенные в тонкие трубки длиной около 3,5 м и диаметром в 10 мм.

Сотни однотипных топливных сборок размещают в активную зону, они и становятся источниками тепловой энергии, выделяемой в процессе цепной реакции. Теплоноситель, омывающий ТВЭЛы, образует первый контур реактора.

Нагретый до высоких параметров, он перекачивается насосом в парогенератор, где передает свою энергию воде второго контура, превращая её в пар. Полученный пар вращает турбогенератор. Вырабатываемая этим агрегатом электроэнергия передается потребителю. А отработанный пар, охлажденный водой из пруда–охладителя, в виде конденсата, возвращается в парогенератор. Цикл замыкается.

Такая двухконтурная схема работа ядерной установки исключает проникновение радиации, сопровождающей процессы, происходящие в активной зоне, за его пределы.

Итак, в реакторе происходит цепочка превращений энергии: ядерная энергия расщепляемого материала → в кинетическую энергию осколков → тепловую энергию теплоносителя → кинетическую энергию турбины → и в электрическую энергию в генераторе.

Неизбежные потери энергии приводят к тому, что КПД атомных электростанций сравнительно не велик 33-34%.

Кроме выработки электрической энергии на АЭС ядерные реакторы используют для получения различных радиоактивных изотопов, для исследований во многих областях промышленности, для изучения допустимых параметров промышленных реакторов. Всё более широкое распространение получают транспортные реакторы, обеспечивающие энергией двигатели транспортных средств.

Типы ядерных реакторов

Как правило, ядерные реакторы работают на уране U-235. Однако его содержание в природном материале чрезвычайно мало, всего 0,7%. Основную же массу природного урана составляет изотоп U-238. Цепную реакцию в U-235 могут вызвать лишь медленные нейтроны, а изотоп U-238 расщепляется только быстрыми нейтронами. В результате же расщепления ядра рождаются как медленные, так и быстрые нейтроны. Быстрые нейтроны, испытывая торможение в теплоносителе (воде), становятся медленным. Но количество изотопа U-235 в природном уране столь мало, что приходится прибегать к его обогащению, доводя его концентрацию до 3-5%. Процесс этот весьма дорогой и экономически невыгоден. Кроме того время исчерпания природных ресурсов этого изотопа оценивается лишь 100-120 годами.

Поэтому в атомной промышленности происходит постепенный переход на реакторы, работающие на быстрых нейтронах.

Основное их отличие - в качестве теплоносителя используют жидкие металлы, которые не замедляют нейтроны, а в роли ядерного горючего используют U-238. Ядра этого изотопа через цепочку ядерных превращений переходят в Плутоний-239, который подвержен цепной реакции так же как и U-235. Т.е имеет место воспроизведение ядерного горючего, причём в количестве, превышающем его расход.

По оценке специалистов запасов изотопа Урана-238 должно хватить на 3000 лет. Этого времени вполне достаточно, чтобы у человечества хватило времени для разработки иных технологий.

Проблемы использования ядерной энергетики

Наряду с очевидными преимуществами ядерной энергетики, нельзя недооценивать масштаб проблем, связанных с эксплуатацией ядерных объектов.

Первая из них - это утилизация радиоактивных отходов и демонтированного оборудования атомной энергетики. Эти элементы обладают активным радиационным фоном, который сохраняется на протяжении длительного периода. Для утилизации этих отходов используют специальные свинцовые контейнеры. Их предполагается хоронить в районах вечной мерзлоты на глубине до 600 метров. Поэтому постоянно ведутся работы по поиску способа переработки радиоактивных отходов, что должно решить проблему утилизации и способствовать сохранению экологии нашей планеты.

Второй не менее тяжелой проблемой является обеспечение безопасности в процессе эксплуатации АЭС. Крупные аварии, подобные Чернобыльской, способны унести множество человеческих жизней и вывести из использования огромные территории.

Авария на японской АЭС «Фукусима-1» лишь подтвердила потенциальную опасность, которая проявляется при возникновении внештатной ситуации на ядерных объектах.

Однако возможности ядерной энергетики столь велики, что экологические проблемы уходят на второй план.

На сегодняшний день у человечества нет иного пути утоления всё нарастающего энергетического голода. Основой ядерной энергетики будущего, вероятно, станут «быстрые» реакторы с функцией воспроизводства ядерного топлива.

Если это сообщение тебе пригодилось, буда рада видеть тебя

Устройство и принцип действия основаны на инициализации и контроле самоподдерживающейся ядерной реакции. Его используют в качестве исследовательского инструмента, для производства радиоактивных изотопов и в качестве источника энергии для атомных электростанций.

принцип работы (кратко)

Здесь используется процесс при котором тяжелое ядро ​​распадается на два более мелких фрагмента. Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее. Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией. При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции. Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны. Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

В атомной бомбе цепная реакция увеличивает свою интенсивность, пока не будет расщеплена большая часть материала. Это происходит очень быстро, производя чрезвычайно мощные взрывы, характерные для таких бомб. Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на поддержании цепной реакции на регулируемом, почти постоянном уровне. Он сконструирован таким образом, что взорваться, как атомная бомба, не может.

Цепная реакция и критичность

Физика ядерного реактора деления состоит в том, что цепная реакция определяется вероятностью расщепления ядра после испускания нейтронов. Если популяция последних уменьшается, то скорость деления в конце концов упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в докритическом состоянии. Если же популяция нейтронов поддерживается на постоянном уровне, то скорость деления будет оставаться стабильной. Реактор будет находиться в критическом состоянии. И, наконец, если популяция нейтронов со временем растет, скорость деления и мощность будет увеличиваться. Состояние активной зоны станет сверхкритическим.

Принцип действия ядерного реактора следующий. Перед его запуском популяция нейтронов близка к нулю. Затем операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, увеличивая деление ядер, что временно переводит реактор в сверхкритическое состояние. После выхода на номинальную мощность операторы частично возвращают управляющие стержни, регулируя количество нейтронов. В дальнейшем реактор поддерживается в критическом состоянии. Когда его необходимо остановить, операторы вставляют стержни полностью. Это подавляет деление и переводит активную зону в докритическое состояние.

Типы реакторов

Большинство существующих в мире ядерных установок являются энергетическими, генерирующими тепло, необходимое для вращения турбин, которые приводят в движение генераторы электрической энергии. Также есть много исследовательских реакторов, а некоторые страны имеют подводные лодки или надводные корабли, движимые энергией атома.

Энергетические установки

Существует несколько видов реакторов этого типа, но широкое применение нашла конструкция на легкой воде. В свою очередь, в ней может использоваться вода под давлением или кипящая вода. В первом случае жидкость под высоким давлением нагревается теплом активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло от первичного контура передается на вторичный, также содержащий воду. Генерируемый в конечном счете пар служит рабочей жидкостью в цикле паровой турбины.

Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения на среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через серию сепараторов и сушилок, расположенных в корпусе реактора, что приводит его в сверхперегретое состояние. Перегретый водяной пар затем используется в качестве рабочей жидкости, вращающей турбину.

Высокотемпературные с газовым охлаждением

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) - это ядерный реактор, принцип работы которого основан на применении в качестве топлива смеси графита и топливных микросфер. Существуют две конкурирующие конструкции:

• немецкая «засыпная» система, которая использует сферические топливные элементы диаметром 60 мм, представляющие собой смесь графита и топлива в графитовой оболочке;
• американский вариант в виде графитовых гексагональных призм, которые сцепляются, создавая активную зону.

В обоих случаях охлаждающая жидкость состоит из гелия под давлением около 100 атмосфер. В немецкой системе гелий проходит через промежутки в слое сферических топливных элементов, а в американской - через отверстия в графитовых призмах, расположенных вдоль оси центральной зоны реактора. Оба варианта могут работать при очень высоких температурах, так как графит имеет чрезвычайно высокую температуру сублимации, а гелий полностью инертен химически. Горячий гелий может быть применен непосредственно в качестве рабочей жидкости в газовой турбине при высокой температуре или его тепло можно использовать для генерации пара водяного цикла.

Жидкометаллический и принцип работы

Реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уделялось большое внимание в 1960-1970-х годах. Тогда казалось, что их возможности по воспроизводству в ближайшее время необходимы для производства топлива для быстро развивающейся атомной промышленности. Когда в 1980-е годы стало ясно, что это ожидание нереалистично, энтузиазм угас. Однако в США, России, Франции, Великобритании, Японии и Германии построен ряд реакторов этого типа. Большинство из них работает на диоксиде урана или его смеси с диоксидом плутония. В Соединенных Штатах, однако, наибольший успех был достигнут с металлическими топливом.

CANDU

Канада сосредоточила свои усилия на реакторах, в которых используется природный уран. Это избавляет от необходимости для его обогащения прибегать к услугам других стран. Результатом такой политики стал дейтерий-урановый реактор (CANDU). Контроль и охлаждение в нем производится тяжелой водой. Устройство и принцип работы ядерного реактора состоит в использовании резервуара с холодной D 2 O при атмосферном давлении. Активная зона пронизана трубами из циркониевого сплава с топливом из природного урана, через которые циркулирует охлаждающая его тяжелая вода. Электроэнергия производится за счет передачи теплоты деления в тяжелой воде охлаждающей жидкости, которая циркулирует через парогенератор. Пар во вторичном контуре затем проходит через обычный турбинный цикл.

Исследовательские установки

Для проведения научных исследований чаще всего используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в применении водяного охлаждения и пластинчатых урановых топливных элементов в виде сборок. Способен функционировать в широком диапазоне уровней мощности, от нескольких киловатт до сотен мегаватт. Поскольку производство электроэнергии не является основной задачей исследовательских реакторов, они характеризуются вырабатываемой тепловой энергией, плотностью и номинальной энергией нейтронов активной зоны. Именно эти параметры помогают количественно оценить способность исследовательского реактора проводить конкретные изыскания. Маломощные системы, как правило, функционируют в университетах и ​​используются для обучения, а высокая мощность необходима в научно-исследовательских лабораториях для тестирования материалов и характеристик, а также для общих исследований.

Наиболее распространен исследовательский ядерный реактор, строение и принцип работы которого следующие. Его активная зона расположена в нижней части большого глубокого бассейна с водой. Это упрощает наблюдение и размещение каналов, по которым могут быть направлены пучки нейтронов. При низких уровнях мощности нет необходимости прокачивать охлаждающую жидкость, так как для поддержания безопасного рабочего состояния естественная конвекция теплоносителя обеспечивает достаточный отвод тепла. Теплообменник, как правило, находится на поверхности или в верхней части бассейна, где скапливается горячая вода.

Корабельные установки

Первоначальным и основным применением ядерных реакторов является их использование в подводных лодках. Главным их преимуществом является то, что, в отличие от систем сжигания ископаемого топлива, для выработки электроэнергии им не требуется воздух. Следовательно, атомная субмарина может оставаться в погруженном состоянии в течение длительного времени, а обычная дизель-электрическая подлодка должна периодически подниматься на поверхность, чтобы запускать свои двигатели в воздухе. дает стратегическое преимущество кораблям ВМС. Благодаря ей отпадает необходимость заправляться в иностранных портах или от легко уязвимых танкеров.

Принцип работы ядерного реактора на подводной лодке засекречен. Однако известно, что в США в нем используется высокообогащенный уран, а замедление и охлаждение производится легкой водой. Конструкция первого реактора атомной субмарины USS Nautilus находилась под сильным влиянием мощных исследовательских установок. Его уникальными особенностями является очень большой запас реактивности, обеспечивающей длительный период работы без дозаправки и возможность перезапуска после остановки. Электростанция в подлодках должна быть очень тихой, чтобы избежать обнаружения. Для удовлетворения конкретных потребностей различных классов субмарин были созданы разные модели силовых установок.

На авианосцах ВМС США используется ядерный реактор, принцип работы которого, как полагают, заимствован у крупнейших подлодок. Подробные сведения их конструкции также не были опубликованы.

Кроме США, атомные подводные лодки имеются у Великобритании, Франции, России, Китая и Индии. В каждом случае конструкция не разглашалась, но считается, что все они весьма схожи - это является следствием одинаковых требований к их техническим характеристикам. Россия также обладает небольшим флотом на которых устанавливались такие же реакторы, как и на советских субмаринах.

Промышленные установки

Для целей производства используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в высокой производительности при низком уровне производства энергии. Это обусловлено тем, что длительное пребывание плутония в активной зоне приводит к накоплению нежелательного 240 Pu.

Производство трития

В настоящее время основным материалом, получаемым с помощью таких систем, является тритий (3 H или T) - заряд для Плутоний-239 имеет длительный период полураспада, равный 24100 годам, поэтому страны с арсеналами ядерного оружия, использующими этот элемент, как правило, имеют его больше, чем необходимо. В отличие от 239 Pu, период полураспада трития составляет примерно 12 лет. Таким образом, чтобы поддерживать необходимые запасы, этот радиоактивный изотоп водорода должен производиться непрерывно. В США в Саванна-Ривер (штат Южная Каролина), например, работает несколько реакторов на тяжелой воде, которые производят тритий.

Плавучие энергоблоки

Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электроэнергией и паровым отоплением удаленные изолированные районы. В России, например, нашли применение небольшие энергетические установки, специально предназначенные для обслуживания арктических населенных пунктов. В Китае 10-МВт установка HTR-10 снабжает теплом и электроэнергией исследовательский институт, в котором она находится. Разработки небольших автоматически управляемых реакторов с аналогичными возможностями ведутся в Швеции и Канаде. В период с 1960 по 1972 год армия США использовала компактные водяные реакторы для обеспечения удаленных баз в Гренландии и Антарктике. Они были заменены мазутными электростанциями.

Покорение космоса

Кроме того, были разработаны реакторы для энергоснабжения и передвижения в космическом пространстве. В период с 1967 по 1988 год Советский Союз устанавливал небольшие ядерные установки на спутники серии «Космос» для питания оборудования и телеметрии, но эта политика стала мишенью для критики. По крайней мере один из таких спутников вошел в атмосферу Земли, в результате чего радиоактивному загрязнению подверглись отдаленные районы Канады. Соединенные Штаты запустили только один спутник с ядерным реактором в 1965 году. Однако проекты по их применению в дальних космических полетах, пилотируемых исследованиях других планет или на постоянной лунной базе продолжают разрабатываться. Это обязательно будет газоохлаждаемый или жидкометаллический ядерный реактор, физические принципы работы которого обеспечат максимально высокую температуру, необходимую для минимизации размера радиатора. Кроме того, реактор для космической техники должен быть максимально компактным, чтобы свести к минимуму количество материала, используемого для экранирования, и для уменьшения веса во время старта и космического полета. Запас топлива обеспечит работу реактора на весь период космического полета.