Ядерный реактор

Содержание

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 атомных бомбах.

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.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива[править | править код]

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

Основная причина отравления реактора — 135Xe, обладающий наибольшим сечением поглощения нейтронов (2,6·106 барн). Период полураспада 135Xe T½ = 9,2 ч; выход при делении составляет 6—7%. Основная часть 135Xe образуется в результате распада 135I (T½ =  6,8 ч). При отравлении К_эф изменяется на 1—3%. Большое сечение поглощения 135Xe и наличие промежуточного изотопа 135I приводят к двум важным явлениям:

1. Из-за отравления могут происходить пространственно-временные колебания нейтронного потока Ф, а, следовательно, и мощности реактора. Эти колебания возникают при Ф > 1018 нейтронов/(см2·сек) и больших размерах реактора. Периоды колебаний ˜ 10 ч.

При делении ядер возникает большое число стабильных осколков, которые различаются сечениями поглощения по сравнению с сечением поглощения делящегося изотопа. Концентрация осколков с большим значением сечения поглощения достигает насыщения в течение нескольких первых суток работы реактора. Главным образом это 149Sm, изменяющий К_эф на 1%). Концентрация осколков с малым значением сечения поглощения и вносимая ими отрицательная реактивность возрастают линейно во времени.

Образование трансурановых элементов в ядерном реакторе происходит по следующим схемам:

1. 235U + n → 236U + n → 237U →(7 сут)→ 237Np + n → 238Np →(2,1 сут)→ 238Pu
2. 238U + n → 239U →(23 мин)→ 239Np →(2,3 сут)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu + n → 241Pu (+осколки) + n → 242Pu + n → 243Pu →(5 ч)→ 243Am + n → 244Am →(26 мин)→ 244Cm

Время между стрелками обозначает период полураспада, «+n» обозначает поглощение нейтрона.

В начале работы реактора происходит линейное накопление 239Pu, причём тем быстрее (при фиксированном выгорании 235U), чем меньше обогащение урана. Далее концентрация 239Pu стремится к постоянной величине, которая не зависит от степени обогащения, а определяется отношением сечений захвата нейтронов 238U и 239Pu. Характерное время установления равновесной концентрации 239Pu ˜ 3/Ф лет (Ф в ед. 1013 нейтронов/см2×сек). Изотопы 240Pu, 241Pu достигают равновесной концентрации только при повторном сжигании горючего в ядерном реакторе после регенерации ядерного топлива.

Выгорание ядерного топлива характеризуют суммарной энергией, выделившейся в реакторе на 1 топлива. Эта величина составляет:

• ˜ 10 Гвт·сут/т — реакторы на тяжёлой воде;
• ˜ 20-30 Гвт·сут/т — реакторы на слабообогащённом уране (2—3% 235U);
• до 100 Гвт·сут/т — реакторы на быстрых нейтронах.

Выгорание 1 Гвт·сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

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

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

Устройство и принцип работы

ЧАЭС: Устройство реактора РБМК

Общее устройство реактора РБМК

1 – опорная металлоконструкция;

2 – индивидуальные водяные трубопроводы;

3 – нижняя металлоконструкция;

4 – боковая биологическая защита;

5 – графитовая кладка;

6 – барабан-сепаратор;

7 – индивидуальные пароводяные трубопроводы;

8 – верхняя металлоконструкция;

9 – разгрузочно-загрузочная машина;

10 – верхнее центральное перекрытие;

11 – верхнее боковое перекрытие;

12 – система контроля герметичности оболочек твэлов;

13 – главный циркуляционный насос.

 В реакторах типа РБМК находится 1661 канал в которых размещены кассеты с ядерным топливом. Ядерное топливо – двуокись урана, который запечен в виде таблеток. Такие таблетки имеют диаметр около одного сантиметра и высотой полтора сантиметра. Таблетки собирают в колону в количестве двухсот штук и загружают в ТВЭЛ. ТВЭЛ – пустотелый циркониевый цилиндр с примесью (1%) ниобия, длинной 3,5 метра и диаметров 13,5 мм. 36 ТВЭЛов собирают в кассету, которая вставляется в канал реактора. Общий вес урана, который при этом загружается в реактор – 190 тонн. В других 211 каналах реактора двигаются стержни-поглотители.

На “тяжелой воде”

В Канаде был разработан совершенно иной подход и типы ядерных реакторов. Их  цепная реакция деления используют “тяжелую воду” (D₂O, а не H₂O, где дейтерий (D) состоит из одного протона и одного нейрона) в качестве замедлителя и хладагента. D₂O встречается естественным образом как очень малая составляющая обычной воды-одна на каждые 3200 молекул. Преимущество использования тяжелой воды заключается в том, что природный уран может служить топливом для реактора—по сути, вода “обогащается” (химическими и фракционными методами дистилляции), а не ураном. То есть используется менее обогащенный уран.

Еще одним преимуществом типа реакторов на тяжелой воде  является то, что они могут быть заправлены в режиме on-line, поэтому их не нужно отключать для дозаправки. Поскольку в реакторах используются тяжелые металлы, они производят больше плутония из своего уранового топлива, что увеличивает риск распространения радиации.

Видео по теме

Реакторы-размножители

С самых первых дней развития ядерной энергетики было осознано, что для того, чтобы ядерная энергетика имела долгосрочное будущее, необходима разработка и развертывание реакторов-размножителей. Особенностью является способность к контролируемому воспроизводству (размножению) делящихся ядер ядерного топлива. Воспроизводство ядерного горючего в реакторах осуществляется за счёт поглощения части нейтронов 238U  и образования 239Рu. В экономическом отношении тип реактора с размножителем дороже.

Но  если бы использовались только тепловые реакторы, то запасы урана считались бы недостаточными для того, чтобы долго питать грандиозные ядерные программы, которые предусматривались. Более поздние оценки запасов, хотя и достаточные в течение столетий при нынешних уровнях использования, очень скоро будут исчерпаны. Это в случае если определенные типы ядерных реакторов будут необходимы для обеспечения сегодняшнего уровня электроэнергии, не говоря уже об общем производстве первичной энергии.

Страницы

Когда появились первые ядерные реакторы и где их принято применять сегодня

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

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

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

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

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

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

Первые портативные ядерные реакторы работали на медленных нейтронах.

Начало работы реактора

В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии . Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.

Для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, — достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов.

Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ),  либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.

Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов.

С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне.

Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

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;

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.

в группе ВКонтакте

Материалы реакторов

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

Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.

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

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

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

ЧАЭС: Тип и устройство реактора

Рейтинг:   / 162

Подробности

Родительская категория: ЧАЭС

Категория: ЧАЭС сегодня

Использование ядерной энергии для получения электроэнергии осуществляется при помощи специальных аппаратов, которые называют ядерными реакторами.

В реакторе процесс высвобождения энергии идет постепенно, поскольку в цепной реакции деления нейтроны освобождаются не одновременно. Большая часть нейтронов образуется менее чем через 0,001 секунды – это так называемые мгновенные нейтроны. Другая часть (около 0,7%) образуется через 13 секунд – это запоздалые нейтроны. Именно они дают возможность регулировать скорость прохождения цепной реакции при помощи специальных стержней, которые поглощают избыток нейтронов. Стержни вводятся в активную зону реактора и стабилизируют процесс размножение нейтронов на безопасном уровне.

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.

Работа ядерного реактора

Фактически внутри ядерного реактора происходят те же самые процессы, что и при ядерном взрыве. Только реальный взрыв происходит за секунды, а в реакторе процессы происходят длительно и под контролем. В результате такой работы все остается целым и невредимым, а человечество получает необходимую энергию. Как мы знаем, ядерной реакцией называют процесс превращения (деления) атомных ядер во время их взаимодействия с элементарными частицами и гамма-квантами. Принцип ядерного реактора заключается в использовании реакций с выделением энергии.Ядерным реактором называют устройство, которое предназначено для поддержания контролируемой ядерной реакции. Зачастую ядерный реактор называют атомным. 

Каждый ядерный реактор состоит из нескольких частей:

• активной зоны с топливом и замедлителем
• отражателя нейтронов
• теплоносителя
• системы управления и защиты.

Топливом в ядерных реакторах служат изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона – это, по сути, котел, через который протекает простая вода, выступающая в качестве теплоносителя. Также теплоносителем может быть «тяжелая вода» или жидкий графит. Однако, их используют довольно редко. Как работает ядерный реактор? Непосредственно электричество вырабатывается аналогичным образом, как и на прочих типах электростанций, то есть методом вращения турбины паром. При этом энергия движения трансформируется в электрическую энергию.Все устройство ядерного реактора базируется на реакциях распада тяжелых ядер урана, в процессе чего формируются более легкие элементы и несколько нейтронов. Эти нейтроны при столкновении с другими ядрами, приводят к их делению. Во время этих реакций количество нейтронов растет лавинообразно.Очень важным фактором является коэффициент размножения нейтронов. К примеру, когда этот показатель больше единицы происходит ядерный взрыв. А если он меньше единицы, то нейтронов слишком мало и реакция прекращается. В тоже время, если поддерживать этот коэффициент на уровне единицы, то реакция будет происходить на протяжении длительного времени и достаточно стабильно. Ученые придумали способ, как это сделать.Внутри реактора топливо располагается в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это своеобразные стержни, внутри которых расположено ядерное топливо. Данные ТВЭЛы объединены в кассеты, имеющие шестигранную форму. Количество таких кассет в одном реакторе может достигать нескольких сотен. Кассеты с ТВЭЛами находятся в вертикальном положении. Примечательно, что у каждого ТВЭЛа своя система, которая дает возможность регулировать глубину его внедрения в активную зону. Между кассетами находятся управляющие стержни, а также стержни аварийной защиты, которые создают из материала, отлично поглощающего нейтроны. Таким образом, управляющие стержни опускают на разную глубину в активную зону, чем и регулируется коэффициент размножения нейтронов. Предназначение аварийных стержней заключается в заглушении реактора в случае чрезвычайной ситуации.Запуск первого реактора состоялся в 1942 году на территории США. Проектом руководил Ферми.Через 4 года свою работу начал первый советский реактор, запуском которого занимался Курчатов. Первые ядерные реакторы имели форму шара диаметром семь метров. В них не было системы охлаждения, и они обладали совсем небольшой мощностью. Мощность ядерного реактора, созданного Курчатовым, составляла 20 Ватт. На сегодняшний день уровень мощности достигает 5 Гигаватт.

Что собой представляет ядерный реактор?

Существует две основные категории реакторов – реакторы на тепловых (медленных) нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. В дальнейшем речь будет идти о реакторах на тепловых нейтронах

Основным элементом ядерного реактора является активная зона, в которую загружают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). В этих элементах и происходит цепная реакция. ТВЭЛ реактора РБМК – это циркониевая трубка диаметром 10 мм и длинной 3,5 м. В трубке помещены таблетки двуокиси урана (UO₂). ТВЭЛы размещены в замедлителе. В реакторах РБМК Чернобыльской АЭС в качестве замедлителя используют графит. К слову, именно это существенно усугубило ситуацию в апреле 1986 года. В конструкциях других атомных реакторов в качестве замедлителя используют воду.

Тепло, которое выделяется в ТВЭЛах в результате деления урана, отводится при помощи теплоносителя (например, водой). Теплоноситель непрерывно циркулирует сквозь активную зону. Через реактор РБМК-1000 ежечасно проходить 37500 м3 воды. Управление работой реактора осуществляется при помощи системы управления и защиты (СУЗ). СУЗ обеспечивает запуск, остановку реактора а также осуществляет регулирование его мощности. К ней относятся стержни, которые наполнены веществом сильно поглощающем нейтроны (кадмий, бор и т.д.). Введение в активную зону стержней приводит к остановке реактора, а извлекая их из реактора осуществляется регулировка мощности. Для реакторов на тепловых нейтронах характерным является наличие замедлителя в активной зоне (вода и графит).

Существует большое количество других типов реакторов, которые отличаются конструкцией, типом теплоносителя, энергией используемых нейтронов и т.д.

Принципиальная схема устройства ядерного реактора (активной зоны) представлена на рисунке.

Где используют ядерные реакторы и какие виды использует человечество

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

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

А по классификации они могут быть следующими:

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

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

Ядерные реакторы мира

На сегодняшний день в мире работает 447 ядерных реакторов разных типов, вырабатывающих огромный объем энергии – 391 386 МВт. Еще 60 реакторов пребывают в разных этапах возведения. Далее перечислим 10 государств – лидеров в ядерной энергетике:

• на территории США расположено почти 100 работающих реакторов, среди которых самая крупная – Пало-Верде. Кроме этого, 4 американских реактора возводятся. Суммарный уровень мощности достигает 99 535 МВт и удовлетворяет 19,5% общей генерации в стране
• во Франции находится 58 работающих реакторов, а самой крупной является – Гравелин. Суммарнй уровень мощности – 63 130 МВт, что удовлетворяет 76,3% потребности государства
• в Японии расположено 43 действующих реактора, в том числе самая крупная на планете – Касивадзаки-Карива. Суммарный уровень мощности составляет 40 480 МВт
• Китай имеет 35 работающих реакторов, с суммарным уровнем мощности 31 617 МВт, что удовлетворяет примерно 4% потребностей страны. Еще 22 реактора мощностью в 24 166 МВт активно возводятся
• в России тоже 35 реакторов, самой мощной из которых является Балаковская АЭС. Суммарный уровень мощности АЭС России достигает 26 865 МВт
• в Южной Корее 25 реакторов, среди них и вторая по мощности на планете — Йонван (Ханул). Суммарный уровень мощности составляет 23 017 МВт, что удовлетворяет 32% потребности в государстве
• в Индии построено 22 реактора. Общая мощность работающих АЭС Индии равняется 6 219 МВт, что удовлетворяет лишь 3,5% потребностей страны
• Канада располагает 19 реакторами, с совокупной мощностью 13 553 МВт. Этот объем равен 16,6% от суммарной выработки электроэнергии в государстве
• в Украине 15 реакторов. Самая крупная на территории Европы, и третья по мощности в мире – Запорожская АЭС. Суммарный уровень мощности украинских реакторов составляет 13 107 МВт, что удовлетворяет 56,5% от общей электроэнергии.
• на последней строчке в нашем рейтинге находится Великобритания. В этой стране 15 реакторов с общей мощностью 8 883 МВт.

Отзывы

Примечания

1. Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. — М.: Логос, 2008. — 438 с. — ISBN 978-5-98704-272-0.
2. Круглов А. К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. — М.: ЦНИИатоминформ, 1995. — 380 с. — ISBN 5-85165-011-7.
3. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — 351 с. — ISBN 5-283-03836-X.
4. Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов / Под ред. Г. А. Батя. — М.: Энергоиздат, 1982. — С. 31. — 511 с.
5. Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — 604 с. — 1000 экз. — ISBN 978-5-98704-496-4.
6. Кириллов П. Л., Богословская Г. П. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. — М.: Энергоатомиздат, 2000. — 456 с. — 1000 экз. — ISBN 5-283-03636-7.
7. Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 359 с. — 3400 экз. — ISBN 5-283-03818-1.
8. Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М.: Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики). — 3000 экз.

Тип ядерного реактора на ЧАЭС

На Чернобыльской АЭС было установлено четыре реактора РБКМ-1000. Аббревиатура РБМК – реактор большой мощности канальный. Цифра 1000 указывает мощность энергетической установки, которая способна генерировать 1000 мегаватт электроэнергии в час. Необходимо отметить, что ядерный реактор, кроме энергетической мощности имеет тепловую мощность выделения тепла в реакторе. Тепловая энергия составляет 3000 мегаватт. Используя эти два значения (значения тепловой и энергетической мощности) можно легко рассчитать коэффициент полезного действия ядерного реактора РБКМ–1000 – 31%.

Важной особенностью устройства РБМК является наличие каналов в активной зоне, по которым движется теплоноситель (вода). То есть, наличие каналов в толще замедлителя дает возможность двигаться теплоносителю, который нагреваясь превращается в пар, который в свою очередь вырабатывает электроэнергию

Такая схема генерации энергии позволила сконструировать мощные реакторы. Так, активная зона РБМК имеет вид вертикального цилиндра высотой 7 метров, а диаметр 11,8 метров. Весь внутренний объем реактора заполнен графитовыми блоками размерами 25x25x60 см3. Общий вес графита в реакторе составляет 1850 тонн.

Графитовые блоки имеют в центре цилиндрическое отверстие, через которое проходит канал с водой, которая является теплоносителем. Графитовые блоки, которые находятся на периферии реактора отверстий и каналов не имеют. Эти блоки играют роль отражателя. Толщина этого слоя один метр.

Графитовая кладка окружена цилиндрическим металлическим баком с водой. Он играет роль биологической защиты. Графит опирается на плиту, которая состоит из металлоконструкций, а сверху графит также накрыт подобной плитой. Верхняя плита, для защиты от излучений, накрыта дополнительным настилом.

Преимущества и недостатки

• он препятствует образованию на ногте грибковых образований;
• ногтевая пластина под слоем камуфляжа «дышит»;
• он делает поверхность ногтя более гладкой;
• он хорошо укрепляет ноготь – он становится менее хрупким и не ломается от несильных ударов;
• он придает ногтям здоровый блеск.

Остаточное тепловыделение

Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.. Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада , которые накопились в топливе за время работы реактора

Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.

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

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

«Теперь наркота попрёт масштабно» — США выводят войска из Афганистана