Який вигляд має реактор. Принцип роботи ядерного реактора

Для звичайної людини сучасні високотехнологічні пристрої настільки таємничі та загадкові, що можна їм поклонятися, як древні поклонялися блискавки. Шкільні уроки фізики, багаті на математичні викладки, не вирішують проблему. Але ж розповісти цікаво можна навіть про атомний реактор, принцип роботи якого зрозумілий навіть підлітку.

Як працює атомний реактор?

Принцип дії даного високотехнологічного пристрою має такий вигляд:

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

Підходи до класифікації

Підстав для типології реакторів може бути безліч:

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

Пристрій атомного реактора

Основними компонентами реакторів на більшості електростанцій є:

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

Як влаштовані останні моделі

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

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

Природні аналоги у природі

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

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

Скільки атомних реакторів у Південній Кореї?

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

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

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

Відео: як працюють атомні реактори

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

Ядерний реактор, принцип дії, робота ядерного реактора.

Щодня ми використовуємо електричну і не замислюємося над тим, як воно виробляється і як воно до нас потрапило. Проте це одна з найважливіших частин сучасної цивілізації. Без електрики не було б нічого – ні світла, ні тепла, ні руху.

Електричівто виробляється на електростанціях, у тому числі і на атомних. Серце кожної АЕС – це ядерний реактор. Саме його ми розбиратимемо в цій статті.

Ядерний реактор, пристрій, в якому відбувається керована ланцюгова ядерна реакція з виділенням тепла. В основному ці пристрої використовуються для вироблення електроенергії і як привод великих кораблів. Для того, щоб уявити собі, потужність та економічність ядерних реакторів можна навести приклад. Там, де середньому ядерному реактору потрібно 30 кілограм урану, середній ТЕЦ потрібно 60 вагонів вугілля або 40 цистерн мазуту.

Прообраз ядерного реакторабув збудований у грудні 1942 року в США під керівництвом Е. Фермі. Це була так звана "Чиказька стопка". Chicago Pile (згодом слово"Pile" поряд з іншими значеннями почало позначати ядерний реактор).Таку назву дали йому через те, що він нагадував собою велику стопку графітових блоків, покладених один на один.

Між блоками було вміщено кулясті “робочі тіла”, з природного урану та його діоксиду.

У СРСР перший реактор був збудований під керівництвом академіка І. В. Курчатова. Реактор Ф-1 запрацював 25 грудня 1946 р. Реактор був у формі кулі, мав у діаметрі близько 7,5 метрів. Він не мав системи охолодження, тож працював на дуже малих рівнях потужності.

Дослідження продовжилися і в 27 червня 1954 вступила в дію перша в світі атомна електростанція потужністю 5 МВт в м. Обнінську.

Принцип дії атомного реактора

При розпаді урану U 235 відбувається виділення тепла, що супроводжується викидом двох-трьох нейтронів. За статистичними даними – 2,5. Ці нейтрони стикаються з іншими атомами урану U235. При зіткненні уран U 235 перетворюється на нестабільний ізотоп U 236, який практично відразу ж розпадається на Kr 92 і Ba 141 + ці 2-3 нейтрони. Розпад супроводжується виділенням енергії у вигляді гама випромінювання та тепла.

Це називається ланцюгова реакція. Атоми діляться, кількість розпадів збільшується в геометричній прогресії, що зрештою призводить до блискавичному, за нашими мірками вивільненню величезної кількості енергії – відбувається атомний вибух, як наслідок некерованої ланцюгової реакції.

Однак у ядерному реакторіми маємо справу з керованою ядерною реакцією.Як така стає можливою – розказано далі.

Влаштування ядерного реактора.

В даний час існує два типи ядерних реакторів ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор) та РБМК (реактор великої канальної потужності). Відмінність у цьому, що РБМК – киплячий реактор, а ВВЕР використовує воду під тиском 120 атмосфер.

Реактор ВВЕР 1000. 1 - привід СУЗ; 2 - кришка реактора; 3 - корпус реактора; 4 – блок захисних труб (БЗТ); 5 – шахта; 6 – вигородка активної зони; 7 - паливні зборки (ТВЗ) та регулюючі стрижні;

Кожен ядерний реактор промислового типу є котел, крізь який протікає теплоносій. Як правило, це звичайна вода (бл. 75% у світі), рідкий графіт (20%) і важка вода (5%). В експериментальних цілях використовувався берилій та передбачався вуглеводень.

ТВЕЛ- (Телевиділяючий елемент). Це стрижні у цирконієвій оболонці з ніобійним легуванням, усередині яких розташовані пігулки з діоксиду урану.

ТВЕЛ раквтора РБМК. Влаштування твела реактора РБМК: 1 - заглушка; 2 – таблетки діоксиду урану; 3 – оболонка з цирконію; 4 – пружина; 5 – втулка; 6 – наконечник.

Також ТВЕЛ включає пружинну систему утримання паливних таблеток на одному рівні, що дозволяє точніше регулювати глибину занурення/виведення палива в активну зону. Вони зібрані в касети шестигранної форми, кожна з яких включає кілька десятків ТВЕЛов. По каналах у кожній касеті протікає теплоносій.

ТВЕЛи у касеті виділені зеленим.

Паливна касета у зборі.

Активна зона реактора складається з сотень касет, поставлених вертикально і об'єднаних разом металевою оболонкою – корпусом, що грає також відбивачем нейтронів. Серед касет, з регулярною частотою вставлені стержні, що управляють, і стрижні аварійного захисту реактора, які в разі перегріву покликані заглушити реактор.

Наведемо приклад дані по реактору ВВЕР-440:

Керуючі можуть переміщатися вгору і вниз занурюючись або навпаки, виходячи з активної зони, де реакція йде найінтенсивніше. Це забезпечують потужні електромотори, в сукупності із системою управління. Стрижні аварійного захисту покликані заглушити реактор у випадку нештатної ситуації, впавши в активну зону і поглинувши більше вільних нейтронів.

Кожен реактор має кришку, через яку проводиться навантаження та вивантаження відпрацьованих та нових касет.

Поверх корпусу реактора зазвичай встановлюється теплоізоляція. Наступним бар'єром іде біологічний захист. Це зазвичай залізобетонний бункер, вхід в який закривається шлюзовою камерою з герметичними дверима. Біологічний захист покликаний не випустити в атмосферу радіоактивну пару і шматки реактора, якщо все-таки станеться вибух.

Ядерний вибух у сучасних реакторах вкрай мало можливий. Тому що паливо досить мало збагачене і розділене на ТВЕЛи. Навіть якщо розплавиться активна зона, паливо не зможе настільки активно прореагувати. Масимум що може статися – тепловий вибух як на Чорнобилі, коли тиск у реакторі досяг таких величин, що металевий корпус просто розірвало, а кришка реактора, вагою 5000 тонн, зробила стрибок з переворотом, пробивши дах реакторного відсіку і випустивши пару назовні. Якби чорнобильська АЕС була оснащена правильним біологічним захистом, на кшталт сьогоднішнього саркофагу, то катастрофа обійшлася людству набагато дешевше.

Робота атомної електростанції.

Якщо двома словами, то рабобоа виглядає так.

Атомна електростанція. (Клікабельно)

Після надходження в активну зону реактора за допомогою насосів вода нагрівається з 250 до 300 градусів і виходить з іншого боку реактора. Це називається першим контуром. Після чого прямує в теплобменник, де зустрічається з другим контуром. Після чого пара під тиском надходить на лопатки турбін. Турбіни виробляють електрику.

Пристрій та принцип роботи

Механізм енерговиділення

Перетворення речовини супроводжується виділенням вільної енергії лише в тому випадку, якщо речовина має запас енергій. Останнє означає, що мікрочастинки речовини перебувають у стані з більшою енергією спокою, ніж в іншому можливому, перехід в яке існує. Мимовільному переходу завжди перешкоджає енергетичний бар'єр, для подолання якого мікрочастинка має отримати ззовні якусь кількість енергії – енергії збудження. Екзоенергетична реакція полягає в тому, що в наступному за збудженням перетворення виділяється енергії більше, ніж потрібно для збудження процесу. Існують два способи подолання енергетичного бар'єру: або за рахунок кінетичної енергії частинок, що стикаються, або за рахунок енергії зв'язку частинки, що приєднується.

Якщо на увазі макроскопічні масштаби енерговиділення, то необхідну для збудження реакцій кінетичну енергію повинні мати всі або спочатку хоча б деяка частка частинок речовини. Це можна досягти тільки при підвищенні температури середовища до величини, при якій енергія теплового руху наближається до величини енергетичного порога, що обмежує перебіг процесу. У разі молекулярних перетворень, тобто хімічних реакцій, таке підвищення зазвичай становить сотні кельвінів, у разі ядерних реакцій - це мінімум 10 7 через дуже велику висоту кулонівських бар'єрів ядер, що стикаються. Теплове збудження ядерних реакцій здійснено практично лише за синтезі найлегших ядер, які мають кулонівські бар'єри мінімальні (термоядерний синтез).

Порушення частинками, що приєднуються, не вимагає великої кінетичної енергії, і, отже, не залежить від температури середовища, оскільки відбувається за рахунок невикористаних зв'язків, властивих частинкам сил тяжіння. Зате для порушення реакцій необхідні самі частки. І якщо знову на увазі не окремий акт реакції, а отримання енергії в макроскопічних масштабах, то це можливо лише при виникненні ланцюгової реакції. Остання ж виникає, коли збуджуючі реакцію частинки знову з'являються як продукти екзоенергетичної реакції.

Конструкція

Будь-який ядерний реактор складається з наступних частин:

• Активна зона з ядерним паливом та сповільнювачем;
• Відбивач нейтронів, що оточує активну зону;
• Система регулювання ланцюгової реакції, у тому числі аварійний захист;
• Радіаційний захист;
• Система дистанційного керування.

Фізичні принципи роботи

також основні статті:

Поточний стан ядерного реактора можна охарактеризувати ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів kабо реактивністю ρ , які пов'язані наступним співвідношенням:

Для цих величин характерні такі значення:

• k> 1 - ланцюгова реакція наростає в часі, реактор знаходиться в надкритичномустані, його реактивність ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - підкритичний, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - число поділів ядер постійно, реактор знаходиться в стабільному критичномустані.

Умови критичності ядерного реактора:

, де

Звернення коефіцієнта розмноження в одиницю досягається збалансуванням розмноження нейтронів зі своїми втратами. Причин втрат практично дві: захоплення без поділу і витік нейтронів межі довкілля.

Очевидно, що k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 для теплових реакторів можна визначити за так званою формулою 4-х співмножників:

, де

• η – вихід нейтронів на два поглинання.

Обсяги сучасних енергетичних реакторів можуть досягати сотень м³ і визначаються головним чином умовами критичності, а можливостями теплознімання.

Критичний обсягядерного реактора – обсяг активної зони реактора в критичному стані. Критична маса- маса речовини реактора, що ділиться, що знаходиться в критичному стані.

Найменшою критичною масою володіють реактори, в яких паливом служать водні розчини солей чистих ізотопів, що діляться, з водяним відбивачем нейтронів. Для 235 U ця маса дорівнює 0,8 кг, для 239 Pu – 0,5 кг. Широко відомо, проте, що критична маса для реактора LOPO (перший у світі реактор на збагаченому урані), що мав відбивач з окису берилію, становила 0,565 кг, незважаючи на те, що ступінь збагачення за ізотопом 235 був лише трохи більше 14%. Теоретично, найменшою критичною масою має , для якого ця величина складає всього 10 г.

З метою зменшення витоку нейтронів, активній зоні надають сферичну або близьку до сферичної форми, наприклад короткого циліндра або куба, так як ці фігури мають найменше відношення площі поверхні до обсягу.

Незважаючи на те, що величина (e – 1) зазвичай невелика, роль розмноження на швидких нейтронах досить велика, оскільки для великих ядерних реакторів (К ∞ – 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для початку ланцюгової реакції зазвичай достатньо нейтронів, що народжуються при спонтанному розподілі ядер урану. Можливе також використання зовнішнього джерела нейтронів для запуску реактора, наприклад, суміші та , або інших речовин.

Йодна яма

Основна стаття: Йодна яма

Йодна яма - стан ядерного реактора після його вимкнення, що характеризується накопиченням короткоживучого ізотопу ксенону. Цей процес призводить до тимчасової появи значної негативної реактивності, що, у свою чергу, унеможливлює виведення реактора на проектну потужність протягом певного періоду (близько 1-2 діб).

Класифікація

За призначенням

За характером використання ядерні реактори поділяються на:

• Енергетичні реактори, призначені для отримання електричної та теплової енергії, що використовується в енергетиці, а також для опріснення морської води (реактори для опріснення також відносять до промислових). Основне застосування такі реактори отримали на атомних електростанціях. Теплова потужність сучасних енергетичних реакторів досягає 5 ГВт. В окрему групу виділяють:
  • Транспортні реактори, призначені для постачання енергії двигунів транспортних засобів. Найбільш широкі групи застосування - морські транспортні реактори, що застосовуються на підводних човнах та різних надводних судах, а також реактори, що застосовуються у космічній техніці.
• Експериментальні реакторипризначені для вивчення різних фізичних величин, значення яких необхідне для проектування та експлуатації ядерних реакторів; потужність таких реакторів не перевищує кількох кВт.
• Дослідницькі реактори, В яких потоки нейтронів і гамма-квантів, створювані в активній зоні, використовуються для досліджень в галузі ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології, для випробування матеріалів, призначених для роботи в інтенсивних нейтронних потоках (в т.ч. ядерних реакторів) для виробництва ізотопів. Потужність дослідницьких реакторів вбирається у 100 МВт. Енергія, що виділяється, як правило, не використовується.
• Промислові (збройові, ізотопні) реактори, що використовуються для напрацювання ізотопів, що застосовуються в різних сферах. Найбільш широко використовуються для виробництва ядерних збройових матеріалів, наприклад 239 Pu. Також до промислових відносять реактори, що використовуються для опріснення морської води.

Часто реактори застосовуються на вирішення двох і більше різних завдань, у разі вони називаються багатоцільовими. Наприклад, деякі енергетичні реактори, особливо на зорі атомної енергетики, призначалися в основному для експериментів. Реактори на швидких нейтронах можуть бути одночасно енергетичними і напрацьовувати ізотопи. Промислові реактори, крім свого основного завдання, часто виробляють електричну та теплову енергію.

За спектром нейтронів

• Реактор на теплових (повільних) нейтронах (тепловий реактор)
• Реактор на швидких нейтронах (швидкий реактор)

За розміщенням палива

• Гетерогенні реактори де паливо розміщується в активній зоні дискретно у вигляді блоків, між якими знаходиться сповільнювач;
• Гомогенні реактори , де паливо та сповільнювач представляють однорідну суміш (гомогенну систему).

У гетерогенному реакторі паливо і сповільнювач можуть бути просторово рознесені, зокрема, у порожнинному реакторі сповільнювач-відбивач оточує порожнину з паливом, що не містить сповільнювача. З ядерно-фізичної точки зору критерієм гомогенності/гетерогенності є не конструктивне виконання, а розміщення блоків палива на відстані, що перевищує довжину уповільнення нейтронів у цьому сповільнювачі. Так, реактори з так званими «тісними гратами» розраховуються як гомогенні, хоча в них паливо зазвичай відокремлено від сповільнювача.

Блоки ядерного палива в гетерогенному реакторі називаються тепловиділяючими зборками (ТВС), які розміщуються в активній зоні у вузлах правильної ґрати, утворюючи осередки.

По виду палива

• ізотопи урану 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• ізотоп плутонію 239 ( 239 Pu), також ізотопи 239-242 Pu у вигляді суміші з 238 U (MOX-паливо)
• ізотоп торію 232 (232 Th) (за допомогою перетворення в 233 U)

За ступенем збагачення:

• природний уран
• слабо збагачений уран
• високо збагачений уран

За хімічним складом:

• металевий U
• UC (карбід урану) і т.д.

На вигляд теплоносія

• Газ (див. Графіто-газовий реактор)
• D 2 O (важка вода, див. Тяжководний ядерний реактор, CANDU)

За родом сповільнювача

• З (графіт, див. Графіто-газовий реактор, Графіто-водний реактор)
• H 2 O (вода, див. Легководний реактор, Водо-водяний реактор, ВВЕР)
• D 2 O (важка вода, див. Тяжководний ядерний реактор, CANDU)
• Гідриди металів
• Без уповільнювача (див. Реактор на швидких нейтронах)

За конструкцією

За способом генерації пари

• Реактор із зовнішнім парогенератором (Див. Водо-водяний реактор, ВВЕР)

Класифікація МАГАТЕ

• PWR (pressurized water reactors) – водо-водяний реактор (реактор з водою під тиском);
• BWR (boiling water reactor) - киплячий реактор;
• FBR (fast breeder reactor) - реактор-розмножувач на швидких нейтронах;
• GCR (gas-cooled reactor) - газоохолоджувальний реактор;
• LWGR (light water graphite reactor) – графіто-водний реактор
• PHWR (pressurised heavy water reactor) - важководний реактор

Найбільш поширеними у світі є водо-водяні (близько 62%) та киплячі (20%) реактори.

Матеріали реакторів

Матеріали, з яких будують реактори, працюють при високій температурі в полі нейтронів, γ-квантів та осколків поділу. Тож реакторобудування придатні в повному обсязі матеріали, які застосовують у інших галузях техніки. При виборі реакторних матеріалів враховують їхню радіаційну стійкість, хімічну інертність, перетин поглинання та інші властивості.

Радіаційна нестійкість матеріалів менше позначається за високих температур. Рухливість атомів стає настільки великою, що ймовірність повернення вибитих із кристалічних ґрат атомів на своє місце або рекомбінація водню та кисню в молекулу води помітно збільшується. Так, радіоліз води несуттєвий в енергетичних некиплячих реакторах (наприклад, ВВЕР), тоді як у потужних дослідницьких реакторах виділяється значна кількість гримучої суміші. У реакторах є спеціальні системи її спалювання.

Реакторні матеріали контактують між собою (оболонка ТВЕЛу з теплоносієм та ядерним паливом, тепловиділяючі касети - з теплоносієм та сповільнювачем тощо). Природно, що матеріали, що контактують, повинні бути хімічно інертними (сумісними). Прикладом несумісності є уран і гаряча вода, що вступають у хімічну реакцію.

Більшість матеріалів міцнісні властивості різко погіршуються із підвищенням температури. В енергетичних реакторах конструкційні матеріали працюють за високих температур. Це обмежує вибір конструкційних матеріалів, особливо тих деталей енергетичного реактора, які мають витримувати високий тиск.

Вигоряння та відтворення ядерного палива

У процесі роботи ядерного реактора через накопичення в паливі осколків поділу змінюється його ізотопний та хімічний склад, відбувається утворення трансуранових елементів, головним чином ізотопів. Вплив уламків поділу на реактивність ядерного реактора називається отруєнням(для радіоактивних уламків) та зашлаковуванням(Для стабільних ізотопів).

Основна причина отруєння реактора - , що має найбільший переріз поглинання нейтронів (2,6 · 10 6 барн). Період напіврозпаду 135 Xe T 1/2 = 9,2 год; вихід при розподілі становить 6-7%. Основна частина 135 Xe утворюється в результаті розпаду ( T 1/2 = 6,8 год). При отруєнні Кеф змінюється на 1-3%. Великий переріз поглинання 135 Xe та наявність проміжного ізотопу 135 I призводять до двох важливих явищ:

1. До збільшення концентрації 135 Xe і, отже, зменшення реактивності реактора після його зупинки або зниження потужності («йодна яма»), що унеможливлює короткочасні зупинки і коливання вихідної потужності. Цей ефект долається запровадженням запасу реактивності органів регулювання. Глибина і тривалість йодної ями залежать від потоку нейтронів Ф: при Ф = 5·10 18 нейтрон/(см²·сек) тривалість йодної ями ˜ 30 год, а глибина в 2 рази перевищує стаціонарну зміну Кеф, викликане отруєнням.
2. Через отруєння можуть відбуватися просторово-часові коливання нейтронного потоку Ф, отже, і потужності реактора. Ці коливання виникають при Ф > 10 18 нейтронів/(см²·сек) та великих розмірах реактора. Періоди коливань ˜ 10 год.

При розподілі ядер виникає велика кількість стабільних уламків, які відрізняються перерізами поглинання в порівнянні з перерізом поглинання ізотопу, що ділиться. Концентрація уламків з великим значенням перерізу поглинання досягає насичення протягом декількох перших діб роботи реактора. Головним чином це ТВЕЛ різних «віків».

У разі повної заміни палива реактор має надмірну реактивність, яку потрібно компенсувати, тоді як у другому випадку компенсація потрібна тільки при першому пуску реактора. Безперервне перевантаження дозволяє підвищити глибину вигоряння, так як реактивність реактора визначається середніми концентраціями ізотопів, що діляться.

Маса завантаженого палива перевищує масу вивантаженого за рахунок «ваги» енергії, що виділилася. Після зупинки реактора, спочатку головним чином за рахунок поділу нейтронами, що запізнюються, а потім, через 1-2 хв, за рахунок β- і γ-випромінювання осколків поділу і трансуранових елементів, в паливі триває виділення енергії. Якщо реактор працював досить довго до моменту зупинки, то через 2 хвилини після зупинки виділення енергії становить близько 3%, через 1 год - 1%, через добу - 0,4%, через рік - 0,05% від початкової потужності.

Відношення кількості ізотопів Pu, що діляться, утворилися в ядерному реакторі, до кількості вигорілого 235 U називається коефіцієнтом конверсії K K . Величина K K збільшується при зменшенні збагачення та вигоряння. Для важководного реактора на природному урані, при вигоранні 10 ГВт·сут/т K K = 0,55, а при невеликих вигораннях (у цьому випадку K K називається початковим плутонієвим коефіцієнтом) K K = 0,8. Якщо ядерний реактор спалює і виробляє ті самі ізотопи (реактор-розмножувач), то відношення швидкості відтворення до швидкості вигоряння називається коефіцієнтом відтворенняК В. У ядерних реакторах на теплових нейтронах К В< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов gзростає, а ападає.

Управління ядерним реактором

Управління ядерним реактором можливе тільки завдяки тому, що частина нейтронів при розподілі вилітає з уламків із запізненням, яке може становити від кількох мілісекунд до декількох хвилин.

Для управління реактором використовують поглинаючі стрижні, що вводяться в активну зону, виготовлені з матеріалів, що сильно поглинають нейтрони (в основному, і деякі ін.) та/або розчин борної кислоти, певної концентрації додається в теплоносій (борне регулювання). Рух стрижнів керується спеціальними механізмами, приводами, що працюють за сигналами від оператора чи апаратури автоматичного регулювання нейтронного потоку.

На випадок різних аварійних ситуацій у кожному реакторі передбачено екстрене припинення ланцюгової реакції, що здійснюється скиданням в активну зону всіх поглинаючих стрижнів - система аварійного захисту.

Залишкове тепловиділення

Важливою проблемою, що безпосередньо пов'язана з ядерною безпекою, є залишкове тепловиділення. Це специфічна особливість ядерного палива, що полягає в тому, що після припинення ланцюгової реакції поділу і звичайної для будь-якої енергоджерела теплової інерції виділення тепла в реакторі триває ще довгий час, що створює ряд технічно складних проблем.

Залишкове тепловиділення є наслідком β- та γ-розпаду продуктів поділу, які накопичилися у паливі під час роботи реактора. Ядра продуктів розподілу внаслідок розпаду переходять у більш стабільний або повністю стабільний стан із виділенням значної енергії.

Хоча потужність залишкового тепловиділення швидко спадає до величин, малих порівняно зі стаціонарними значеннями, потужних енергетичних реакторах вона значна в абсолютних величинах. З цієї причини залишкове тепловиділення тягне за собою необхідність тривалий час забезпечувати тепловідведення від активної зони реактора після його зупинки. Це завдання вимагає наявності в конструкції реакторної установки систем розхолодження з надійним електропостачанням, а також обумовлює необхідність тривалого (протягом 3-4 років) зберігання відпрацьованого ядерного палива в сховищах зі спеціальним температурним режимом - басейнах витримки, які зазвичай розташовані в безпосередній близькості від реактора.

Див. також

• Перелік атомних реакторів, спроектованих та побудованих у Радянському Союзі

Література

• Левін Ст. Ядерна фізика та ядерні реактори. 4-те вид. - М.: Атоміздат, 1979.
• Шуколюков А. Ю. «Уран. Природний ядерний реактор». «Хімія та Життя» № 6, 1980 р., с. 20-24

Примітки

1. "ZEEP - Canada's First Nuclear Reactor", Canada Science and Technology Museum.
2. Грешилов А. А., Єгупов Н. Д., Матущенко О. М.Ядерний щит. – М.: Логос, 2008. – 438 с. -

Щодня ми використовуємо електричну і не замислюємося над тим, як воно виробляється і як воно до нас потрапило. Проте це одна з найважливіших частин сучасної цивілізації. Без електрики не було б нічого – ні світла, ні тепла, ні руху.

Електричівто виробляється на електростанціях, у тому числі і на атомних. Серце кожної АЕС – це ядерний реактор. Саме його ми розбиратимемо в цій статті.

Ядерний реактор, пристрій, в якому відбувається керована ланцюгова ядерна реакція з виділенням тепла. В основному ці пристрої використовуються для вироблення електроенергії і як привод великих кораблів. Для того, щоб уявити собі, потужність та економічність ядерних реакторів можна навести приклад. Там, де середньому ядерному реактору потрібно 30 кілограм урану, середній ТЕЦ потрібно 60 вагонів вугілля або 40 цистерн мазуту.

Прообраз ядерного реакторабув збудований у грудні 1942 року в США під керівництвом Е. Фермі. Це була так звана "Чиказька стопка". Chicago Pile (згодом слово"Pile" поряд з іншими значеннями почало позначати ядерний реактор).Таку назву дали йому через те, що він нагадував собою велику стопку графітових блоків, покладених один на один.

Між блоками було вміщено кулясті “робочі тіла”, з природного урану та його діоксиду.

У СРСР перший реактор був збудований під керівництвом академіка І. В. Курчатова. Реактор Ф-1 запрацював 25 грудня 1946 р. Реактор був у формі кулі, мав у діаметрі близько 7,5 метрів. Він не мав системи охолодження, тож працював на дуже малих рівнях потужності.

Дослідження продовжилися і в 27 червня 1954 вступила в дію перша в світі атомна електростанція потужністю 5 МВт в м. Обнінську.

Принцип дії атомного реактора

При розпаді урану U 235 відбувається виділення тепла, що супроводжується викидом двох-трьох нейтронів. За статистичними даними – 2,5. Ці нейтрони стикаються з іншими атомами урану U235. При зіткненні уран U 235 перетворюється на нестабільний ізотоп U 236, який практично відразу ж розпадається на Kr 92 і Ba 141 + ці 2-3 нейтрони. Розпад супроводжується виділенням енергії у вигляді гама випромінювання та тепла.

Це називається ланцюгова реакція. Атоми діляться, кількість розпадів збільшується в геометричній прогресії, що в кінцевому підсумку призводить до блискавичного, за нашими мірками вивільнення величезної кількості енергії - відбувається атомний вибух, як наслідок некерованої ланцюгової реакції.

Однак у ядерному реакторіми маємо справу з керованою ядерною реакцією.Як така стає можливою – розказано далі.

Влаштування ядерного реактора.

В даний час існує два типи ядерних реакторів ВВЕР (водо-водяний енергетичний реактор) та РБМК (реактор великої канальної потужності). Відмінність у цьому, що РБМК - киплячий реактор, а ВВЕР використовує воду під тиском 120 атмосфер.

Реактор ВВЕР 1000. 1 - привід СУЗ; 2 - кришка реактора; 3 - корпус реактора; 4 – блок захисних труб (БЗТ); 5 – шахта; 6 – вигородка активної зони; 7 - паливні зборки (ТВЗ) та регулюючі стрижні;

Кожен ядерний реактор промислового типу є котел, крізь який протікає теплоносій. Як правило, це звичайна вода (бл. 75% у світі), рідкий графіт (20%) і важка вода (5%). В експериментальних цілях використовувався берилій та передбачався вуглеводень.

ТВЕЛ- (Телевиділяючий елемент). Це стрижні у цирконієвій оболонці з ніобійним легуванням, усередині яких розташовані пігулки з діоксиду урану.

ТВЕЛи у касеті виділені зеленим.

Паливна касета у зборі.

Активна зона реактора складається з сотень касет, поставлених вертикально і об'єднаних разом металевою оболонкою - корпусом, що грає також відбивачем нейтронів. Серед касет, з регулярною частотою вставлені стержні, що управляють, і стрижні аварійного захисту реактора, які в разі перегріву покликані заглушити реактор.

Наведемо приклад дані по реактору ВВЕР-440:

Керуючі можуть переміщатися вгору і вниз занурюючись або навпаки, виходячи з активної зони, де реакція йде найінтенсивніше. Це забезпечують потужні електромотори, в сукупності із системою управління. Стрижні аварійного захисту покликані заглушити реактор у випадку нештатної ситуації, впавши в активну зону і поглинувши більше вільних нейтронів.

Кожен реактор має кришку, через яку проводиться навантаження та вивантаження відпрацьованих та нових касет.

Поверх корпусу реактора зазвичай встановлюється теплоізоляція. Наступним бар'єром іде біологічний захист. Це зазвичай залізобетонний бункер, вхід в який закривається шлюзовою камерою з герметичними дверима. Біологічний захист покликаний не випустити в атмосферу радіоактивну пару і шматки реактора, якщо все-таки станеться вибух.

Ядерний вибух у сучасних реакторах вкрай мало можливий. Тому що паливо досить мало збагачене і розділене на ТВЕЛи. Навіть якщо розплавиться активна зона, паливо не зможе настільки активно прореагувати. Масимум що може статися - тепловий вибух як на Чорнобилі, коли тиск у реакторі досяг таких величин, що металевий корпус просто розірвало, а кришка реактора, вагою 5000 тонн, зробила стрибок з переворотом, пробивши дах реакторного відсіку і випустивши пару назовні. Якби чорнобильська АЕС була оснащена правильним біологічним захистом, на кшталт сьогоднішнього саркофагу, то катастрофа обійшлася людству набагато дешевше.

Робота атомної електростанції.

Якщо двома словами, то рабобоа виглядає так.

Атомна електростанція. (Клікабельно)

Після надходження в активну зону реактора за допомогою насосів вода нагрівається з 250 до 300 градусів і виходить з іншого боку реактора. Це називається першим контуром. Після чого прямує в теплобменник, де зустрічається з другим контуром. Після чого пара під тиском надходить на лопатки турбін. Турбіни виробляють електрику.

Ядерний (атомний) реактор
Nuclear reactor

Ядерний (атомний) реактор - Установка, в якій здійснюється самопідтримується керована ланцюгова ядерна реакція поділу. Ядерні реактори використовуються в атомній енергетиці та в дослідних цілях. Основна частина реактора – його активна зона, де відбувається розподіл ядер та виділяється ядерна енергія. Активна зона, що має зазвичай форму циліндра об'ємом від часток літра до багатьох кубометрів, містить речовину (ядерне паливо), що ділиться в кількості, що перевищує критичну масу. Ядерне паливо (уран, плутоній) розміщується, як правило, всередині тепловиділяючих елементів (ТВЕЛ), кількість яких в активній зоні може досягати десятків тисяч. ТВЕЛи згруповані в пакети по кілька десятків чи сотень штук. Активна зона здебільшого є сукупність ТВЭЛов занурених у уповільнюючу середу (сповільнювач) – речовина, рахунок пружних зіткнень з атомами якого енергія нейтронів, які викликають і супроводжують розподіл, знижується до енергій теплової рівноваги з середовищем. Такі "теплові" нейтрони мають підвищену здатність викликати поділ. Як сповільнювач зазвичай використовується вода (у тому числі і важка, D 2 Про) і графіт. Активну зону реактора оточує відбивач із матеріалів, здатних добре розсіювати нейтрони. Цей шар повертає нейтрони, що вилітають з активної зони, назад в цю зону, підвищуючи швидкість протікання ланцюгової реакції і знижуючи критичну масу. Навколо відбивача розміщують радіаційний біологічний захист з бетону та інших матеріалів зниження випромінювання поза реактора до допустимого рівня.
В активній зоні в результаті розподілу звільняється у вигляді тепла величезна енергія. Вона виводиться з активної зони за допомогою газу, води або іншої речовини (теплоносія), яка постійно прокачується через активну зону, омиваючи ТВЕЛ. Це тепло може бути використане для створення гарячої пари, що обертає турбіну електростанції.
Для управління швидкістю протікання ланцюгової реакції розподілу застосовують регулюючі стрижні з матеріалів, що сильно поглинають нейтрони. Введення в активну зону знижує швидкість ланцюгової реакції і за необхідності повністю зупиняє її, як і раніше, що маса ядерного палива перевищує критичну. У міру вилучення регулюючих стрижнів з активної зони поглинання нейтронів зменшується, і ланцюгова реакція може бути доведена до самопідтримуючої стадії.
Перший реактор було пущено США в 1942 р. У Європі перший реактор було пущено 1946 р. у СРСР.