Содержание
Принцип работы ядерного (атомного) реактора. Как и что заставляет работать ядерный реактор, устройство и схема кратко
Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.
По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.
Градирни АЭС
Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.
Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.
Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.
Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.
Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово «ядерный». Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.
Реактор
История создания атомного реактора
Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали «Чикагской поленницей».
В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.
Первый в мире ядерный реактор
Принцип работы ядерного (атомного) реактора
У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, теплоноситель, система управления и защиты. В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций — пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.
Приведем ниже схему работы ядерного реактора.
Схема ядерного реактора на АЭС
Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.
Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов. Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.
Цепная реакция
Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.
ТВЭЛы, помещенные в топливную кассету
Как запускают ядерный реактор?
С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он — кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы.
Ядерное топливо
Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.
При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.
В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании. Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!
Принцип действия и устройство ядерного (атомного) реактора
Чтобы понять принцип работы и устройство ядерного реактора, нужно совершить небольшой экскурс в прошлое. Атомный реактор – это многовековая воплощенная, пусть и не до конца, мечта человечества о неисчерпаемом источнике энергии. Его древний «прародитель» — костер из сухих веток, однажды озаривший и согревший своды пещеры, где находили спасение от холода наши далекие предки. Позже люди освоили углеводороды – уголь, сланцы, нефть и природный газ.
Наступила бурная, но недолгая эпоха пара, которую сменила еще более фантастическая эпоха электричества. Города наполнялись светом, а цеха – гулом невиданных доселе машин, приводимых в движение электродвигателями. Тогда казалось, что прогресс достиг своего апогея.
Все изменилось в конце XIX века, когда французский химик Антуан Анри Беккерель совершенно случайно обнаружил, что соли урана обладают радиоактивностью. Спустя 2 года, его соотечественники Пьер Кюри и его супруга Мария Склодовская-Кюри получили из них радий и полоний, причем уровень их радиоактивности в миллионы раз превосходил показатели тория и урана.
Эстафету подхватил Эрнест Резерфорд, детально изучивший природу радиоактивных лучей. Так начинался век атома, явивший на свет свое любимое дитя – атомный реактор.
Первый ядерный реактор
«Первенец» родом из США. В декабре 1942 года дал первый ток реактор, которому досталось имя его создателя — одного из величайших физиков столетия Э. Ферми. Три года спустя в Канаде обрела жизнь ядерная установка ZEEP. «Бронза» досталась первому советскому реактору Ф-1, запущенному в конце 1946 года. Руководителем отечественного ядерного проекта стал И. В. Курчатов. Сегодня в мире успешно трудятся более 400 ядерных энергоблоков.
Типы ядерных реакторов
Их основное назначение – поддерживать контролируемую ядерную реакцию, производящую электроэнергию. На некоторых реакторах производятся изотопы. Если кратко, то они представляют собой устройства, в недрах которых одни вещества превращаются в другие с выделением большого количества тепловой энергии. Это своеобразная «печь», где вместо традиционных видов топлива «сгорают» изотопы урана – U-235, U-238 и плутоний (Pu).
В отличии, к примеру, от автомобиля, рассчитанного на несколько видов бензина, каждому виду радиоактивного топлива соответствует свой тип реактора. Их два – на медленных (с U-235) и быстрых (c U-238 и Pu) нейтронах. На большинстве АЭС установлены реакторы на медленных нейтронах. Помимо АЭС, установки «трудятся» в исследовательских центрах, на атомных субмаринах и опреснителях морской воды.
Как устроен реактор
У всех реакторов примерна одна схема. Его «сердце» — активная зона. Ее можно условно сравнить с топкой обычной печки. Только вместо дров там находится ядерное топливо в виде тепловыделяющих элементов с замедлителем – ТВЭЛов. Активная зона находится внутри своеобразной капсулы — отражателе нейтронов. ТВЭЛы «омываются» теплоносителем – водой. Поскольку в «сердце» очень высокий уровень радиоактивности, его окружает надежная радиационная защита.
Операторы контролируют работу установки с помощью двух важнейших систем – регулирования цепной реакции и дистанционной системы управления. Если возникает нештатная ситуация, мгновенно срабатывает аварийная защита.
Как работает реактор
Атомное «пламя» невидимо, так как процессы происходят на уровне деления ядер. В ходе цепной реакции тяжелые ядра распадаются на более мелкие фрагменты, которые, будучи в возбужденном состоянии, становятся источниками нейтронов и прочих субатомных частиц. Но на этом процесс не заканчивается. Нейтроны продолжают «дробиться», в результате чего высвобождается большая энергия, то есть, происходит то, ради чего и строятся АЭС.
Основная задача персонала – поддержание цепной реакции с помощью управляющих стержней на постоянном, регулируемом уровне. В этом его главное отличие от атомной бомбы, где процесс ядерного распада неуправляем и протекает стремительно, в виде мощнейшего взрыва.
Что произошло на Чернобыльской АЭС
Одна из основных причин катастрофы на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 года – грубейшее нарушение эксплуатационных правил безопасности в процессе проведения регламентных работ на 4-м энергоблоке. Тогда из активной зоны было одновременно выведено 203 графитовых стержня вместо 15, разрешенных регламентом. В итоге, начавшаяся неуправляемая цепная реакция завершилась тепловым взрывом и полным разрушением энергоблока.
Реакторы нового поколения
За последнее десятилетие Россия стала одним из лидеров мировой ядерной энергетики. На данный момент госкорпорация «Росатом» ведет строительство АЭС в 12 странах, где возводятся 34 энергоблока. Столь высокий спрос – свидетельство высокого уровня современной российской ядерной техники. На очереди — реакторы нового 4-го поколения.
«Брест»
Один из них – «Брест», разработка которого ведется в рамках проекта «Прорыв». Ныне действующие системы разомкнутого цикла работают на низкообогащенном уране, после чего остается большое количество отработанного топлива, подлежащего захоронению, что требует огромных затрат. «Брест» — реактор на быстрых нейтронах уникален замкнутым циклом.
В нем отработанное топливо после соответствующей обработки в реакторе на быстрых нейтронах опять становится полноценным топливом, которое можно загружать обратно в ту же установку.
«Брест» отличает высокий уровень безопасности. Он никогда не «рванет» даже при самой серьезной аварии, очень экономичен и экологически безопасен, поскольку повторно пользуется своим «обновленным» ураном. Его также невозможно использовать для наработки оружейного плутония, что открывает широчайшие перспективы по его экспорту.
ВВЭР-1200
ВВЭР-1200 – инновационный реактор поколения «3+» мощностью 1150 МВт. Благодаря своим уникальным техническим возможностям, он обладает практически абсолютной эксплуатационной безопасностью. Реактор в изобилии оснащен системами пассивной безопасности, которые сработают даже в отсутствии электроснабжения в автоматическом режиме.
Одна из них – система пассивного отведения тепла, которая автоматически активируется при полном обесточивании реактора. На этот случай предусмотрены аварийные гидроемкости. При аномальном падении давления в первом контуре в реактор начинается подача большого количества воды, содержащей бор, которая гасит ядерную реакцию и поглощает нейтроны.
Еще одно ноу-хау находится в нижней части защитной оболочки – «ловушка» расплава. Если все же в результате аварии активная зона «потечет», «ловушка» не позволит разрушиться защитной оболочке и предотвратит попадание радиоактивных продуктов в грунт.
Содержание
- Первый ядерный реактор
- Типы ядерных реакторов
- Как устроен реактор
- Как работает реактор
- Что произошло на Чернобыльской АЭС
- Реакторы нового поколения
- Брест
- ВВЭР-1200
замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике / Хабр
Мечта современных ядерщиков — энергетика без радиоактивных отходов. Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для реакторов разного типа. Попутно снижается потребность в дорогостоящем обогащении урана, а в итоге получается что-то фантастическое и, условно, вечно работающее.
БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году
Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.
Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.
Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.
Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.
Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.
Классический топливный цикл
MOX (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержит несколько видов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана). НАО, САО, ВАО — разные типы радиоактивных отходов. ОЯТ — отработавшее ядерное топливо
Центр современного цикла — ядерный реактор на тепловых нейтронах. Он выделен зеленым. В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный по изотопу-235. Чтобы его получить, урановую руду извлекают, перерабатывают, а потом проводят долгое и дорогостоящее обогащение.
В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.
Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.
Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах
Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:
Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.
Условная схема ядерной электростанции
Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.
Условная схема электростанции с водо-водяным реактором
Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.
Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.
Энергетическая установка с реактором ВВР
Общий вид самого реактора:
Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».
Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов
Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.
В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.
Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.
Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.
Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.
В результате природный уран-238 преобразуется в изотоп плутония-239, который обладает свойствами деления, схожими с ураном-235. И тут появляется возможность преобразовать почти не делящийся в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 в новое ядерное топливо.
Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.
Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.
А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления ~98℃.
Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.
Следующий шаг — БРЕСТ
Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (tплав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.
Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).
На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.
Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.
Двухкомпонентная ядерная энергетика
Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.
В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.
БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.
Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива
На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.
Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.
Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.
Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.
Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.
Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.
Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.
Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.
На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.
На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.
Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.
В отличие от прошлого века, когда необходимо было получить ядерное оружие и заодно ядерную энергетику любой ценой, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и с обеспечением естественной безопасности. И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным направлениям без работы не останутся.
ядерный реактор
| Определение, история и компоненты
ядерный реактор
Посмотреть все СМИ
- Ключевые люди:
- Вернер Гейзенберг
Игорь Васильевич Курчатов
Хайман Дж. Риковер
Ирен Жолио-Кюри
Фредерик Жолио-Кюри
- Похожие темы:
- термоядерный реактор
реактор-размножитель
БОРАКС
защитная конструкция
переходный без аварийного отключения
Просмотреть весь соответствующий контент →
Резюме
Прочтите краткий обзор этой темы
ядерный реактор , любое из класса устройств, которые могут инициировать и контролировать самоподдерживающуюся серию ядерных делений. Ядерные реакторы используются в качестве исследовательских инструментов, в качестве систем для производства радиоактивных изотопов и, прежде всего, в качестве источников энергии для атомных электростанций.
Принцип работы
Ядерные реакторы работают по принципу ядерного деления, процесса, при котором тяжелое атомное ядро расщепляется на два меньших фрагмента. Ядерные фрагменты находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Испущенные нейтроны могут затем вызвать новые деления, которые, в свою очередь, дадут больше нейтронов и так далее. Такая непрерывная самоподдерживающаяся серия делений представляет собой цепную реакцию деления. При этом выделяется большое количество энергии, и эта энергия является основой ядерных энергетических систем.
В атомной бомбе цепная реакция предназначена для увеличения интенсивности до тех пор, пока большая часть материала не расщепится. Это увеличение происходит очень быстро и приводит к чрезвычайно быстрым, чрезвычайно энергичным взрывам, характерным для таких бомб. В ядерном реакторе цепная реакция поддерживается на контролируемом, почти постоянном уровне. Ядерные реакторы устроены так, что они не могут взорваться, как атомные бомбы.
Большая часть энергии деления — примерно 85 процентов — высвобождается в течение очень короткого времени после того, как процесс произошел. Остальная часть энергии, произведенной в результате события деления, поступает от радиоактивного распада продуктов деления, которые представляют собой осколки деления после испускания ими нейтронов. Радиоактивный распад — это процесс, при котором атом достигает более стабильного состояния; процесс распада продолжается даже после прекращения деления, и его энергия должна учитываться в любой правильной конструкции реактора.
Britannica Quiz
Знаете ли вы, какой афроамериканский изобретатель создал какой продукт?
Кто изобрел противогаз? Кто изобрел первую форму домашней системы безопасности? Проверьте свои знания. Пройди тест.
Ход цепной реакции определяется вероятностью того, что нейтрон, выделившийся при делении, вызовет последующее деление. Если количество нейтронов в реакторе уменьшится за определенный период времени, скорость деления уменьшится и в конечном итоге упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в так называемом подкритическом состоянии. Если с течением времени популяция нейтронов поддерживается с постоянной скоростью, скорость деления останется постоянной, и реактор будет находиться в так называемом критическом состоянии. Наконец, если популяция нейтронов со временем будет увеличиваться, скорость деления и мощность увеличатся, и реактор окажется в сверхкритическом состоянии.
Перед запуском реактора нейтронная популяция близка к нулю. Во время пуска реактора операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, чтобы способствовать делению в активной зоне реактора, фактически временно переводя реактор в сверхкритическое состояние. Когда реактор приближается к номинальному уровню мощности, операторы частично вставляют регулирующие стержни, со временем уравновешивая количество нейтронов. В этот момент реактор поддерживается в критическом состоянии, или в так называемом стационарном режиме. Когда реактор должен быть остановлен, операторы полностью вставляют регулирующие стержни, препятствуя возникновению деления и переводя реактор в подкритическое состояние.
Оформите подписку Britannica Premium и получите доступ к эксклюзивному контенту.
Подпишитесь сейчас
Управление реактором
Обычно в ядерной промышленности используется параметр реактивности, который является мерой состояния реактора по отношению к тому состоянию, в котором он находился бы, если бы находился в критическом состоянии. Реактивность положительна, когда реактор находится в сверхкритическом состоянии, равна нулю при критичности и отрицательна, когда реактор находится в подкритическом состоянии. Реактивность можно контролировать различными способами: добавляя или удаляя топливо, изменяя соотношение нейтронов, выходящих из системы, к тем, которые остаются в системе, или изменяя количество поглотителя, конкурирующего с топливом за нейтроны. В последнем методе количество нейтронов в реакторе регулируется путем изменения поглотителей, которые обычно имеют форму подвижных регулирующих стержней (хотя в менее распространенной конструкции операторы могут изменять концентрацию поглотителя в теплоносителе реактора). С другой стороны, изменения утечки нейтронов часто происходят автоматически. Например, увеличение мощности приведет к уменьшению плотности теплоносителя реактора и, возможно, к его закипанию. Это уменьшение плотности теплоносителя увеличит утечку нейтронов из системы и, таким образом, снизит реактивность — процесс, известный как отрицательная обратная связь по реактивности. Утечка нейтронов и другие механизмы отрицательной обратной связи реактивности являются жизненно важными аспектами конструкции безопасного реактора.
Типичное взаимодействие деления происходит порядка одной пикосекунды (10 −12 секунды). Эта чрезвычайно высокая скорость не дает оператору реактора достаточно времени, чтобы наблюдать за состоянием системы и реагировать соответствующим образом. К счастью, управлению реактором помогает присутствие так называемых запаздывающих нейтронов, которые представляют собой нейтроны, испускаемые продуктами деления через некоторое время после того, как произошло деление. Концентрация запаздывающих нейтронов в любой момент времени (чаще называемая эффективной долей запаздывающих нейтронов) составляет менее 1 процента от всех нейтронов в реакторе. Однако даже этого небольшого процента достаточно, чтобы облегчить мониторинг и контроль изменений в системе и безопасно регулировать работающий реактор.
ядерный реактор | Определение, история и компоненты
ядерный реактор
Посмотреть все СМИ
- Ключевые люди:
- Вернер Гейзенберг
Игорь Васильевич Курчатов
Хайман Дж. Риковер
Ирен Жолио-Кюри
Фредерик Жолио-Кюри
- Похожие темы:
- термоядерный реактор
реактор-размножитель
БОРАКС
защитная конструкция
переходный без аварийного отключения
Просмотреть весь соответствующий контент →
Резюме
Прочтите краткий обзор этой темы
ядерный реактор , любое из класса устройств, которые могут инициировать и контролировать самоподдерживающуюся серию ядерных делений. Ядерные реакторы используются в качестве исследовательских инструментов, в качестве систем для производства радиоактивных изотопов и, прежде всего, в качестве источников энергии для атомных электростанций.
Принцип работы
Ядерные реакторы работают по принципу ядерного деления, процесса, при котором тяжелое атомное ядро расщепляется на два меньших фрагмента. Ядерные фрагменты находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Испущенные нейтроны могут затем вызвать новые деления, которые, в свою очередь, дадут больше нейтронов и так далее. Такая непрерывная самоподдерживающаяся серия делений представляет собой цепную реакцию деления. При этом выделяется большое количество энергии, и эта энергия является основой ядерных энергетических систем.
В атомной бомбе цепная реакция предназначена для увеличения интенсивности до тех пор, пока большая часть материала не расщепится. Это увеличение происходит очень быстро и приводит к чрезвычайно быстрым, чрезвычайно энергичным взрывам, характерным для таких бомб. В ядерном реакторе цепная реакция поддерживается на контролируемом, почти постоянном уровне. Ядерные реакторы устроены так, что они не могут взорваться, как атомные бомбы.
Большая часть энергии деления — примерно 85 процентов — высвобождается в течение очень короткого времени после того, как процесс произошел. Остальная часть энергии, произведенной в результате события деления, поступает от радиоактивного распада продуктов деления, которые представляют собой осколки деления после испускания ими нейтронов. Радиоактивный распад — это процесс, при котором атом достигает более стабильного состояния; процесс распада продолжается даже после прекращения деления, и его энергия должна учитываться в любой правильной конструкции реактора.
Britannica Quiz
Знаете ли вы, какой афроамериканский изобретатель создал какой продукт?
Кто изобрел противогаз? Кто изобрел первую форму домашней системы безопасности? Проверьте свои знания. Пройди тест.
Ход цепной реакции определяется вероятностью того, что нейтрон, выделившийся при делении, вызовет последующее деление. Если количество нейтронов в реакторе уменьшится за определенный период времени, скорость деления уменьшится и в конечном итоге упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в так называемом подкритическом состоянии. Если с течением времени популяция нейтронов поддерживается с постоянной скоростью, скорость деления останется постоянной, и реактор будет находиться в так называемом критическом состоянии. Наконец, если популяция нейтронов со временем будет увеличиваться, скорость деления и мощность увеличатся, и реактор окажется в сверхкритическом состоянии.
Перед запуском реактора нейтронная популяция близка к нулю. Во время пуска реактора операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, чтобы способствовать делению в активной зоне реактора, фактически временно переводя реактор в сверхкритическое состояние. Когда реактор приближается к номинальному уровню мощности, операторы частично вставляют регулирующие стержни, со временем уравновешивая количество нейтронов. В этот момент реактор поддерживается в критическом состоянии, или в так называемом стационарном режиме. Когда реактор должен быть остановлен, операторы полностью вставляют регулирующие стержни, препятствуя возникновению деления и переводя реактор в подкритическое состояние.
Оформите подписку Britannica Premium и получите доступ к эксклюзивному контенту.
Подпишитесь сейчас
Управление реактором
Обычно в ядерной промышленности используется параметр реактивности, который является мерой состояния реактора по отношению к тому состоянию, в котором он находился бы, если бы находился в критическом состоянии. Реактивность положительна, когда реактор находится в сверхкритическом состоянии, равна нулю при критичности и отрицательна, когда реактор находится в подкритическом состоянии. Реактивность можно контролировать различными способами: добавляя или удаляя топливо, изменяя соотношение нейтронов, выходящих из системы, к тем, которые остаются в системе, или изменяя количество поглотителя, конкурирующего с топливом за нейтроны. В последнем методе количество нейтронов в реакторе регулируется путем изменения поглотителей, которые обычно имеют форму подвижных регулирующих стержней (хотя в менее распространенной конструкции операторы могут изменять концентрацию поглотителя в теплоносителе реактора). С другой стороны, изменения утечки нейтронов часто происходят автоматически. Например, увеличение мощности приведет к уменьшению плотности теплоносителя реактора и, возможно, к его закипанию. Это уменьшение плотности теплоносителя увеличит утечку нейтронов из системы и, таким образом, снизит реактивность — процесс, известный как отрицательная обратная связь по реактивности. Утечка нейтронов и другие механизмы отрицательной обратной связи реактивности являются жизненно важными аспектами конструкции безопасного реактора.
Типичное взаимодействие деления происходит порядка одной пикосекунды (10 −12 секунды). Эта чрезвычайно высокая скорость не дает оператору реактора достаточно времени, чтобы наблюдать за состоянием системы и реагировать соответствующим образом. К счастью, управлению реактором помогает присутствие так называемых запаздывающих нейтронов, которые представляют собой нейтроны, испускаемые продуктами деления через некоторое время после того, как произошло деление. Концентрация запаздывающих нейтронов в любой момент времени (чаще называемая эффективной долей запаздывающих нейтронов) составляет менее 1 процента от всех нейтронов в реакторе. Однако даже этого небольшого процента достаточно, чтобы облегчить мониторинг и контроль изменений в системе и безопасно регулировать работающий реактор.
ядерный реактор | Определение, история и компоненты
ядерный реактор
Посмотреть все СМИ
- Ключевые люди:
- Вернер Гейзенберг
Игорь Васильевич Курчатов
Хайман Дж. Риковер
Ирен Жолио-Кюри
Фредерик Жолио-Кюри
- Похожие темы:
- термоядерный реактор
реактор-размножитель
БОРАКС
защитная конструкция
переходный без аварийного отключения
Просмотреть весь соответствующий контент →
Резюме
Прочтите краткий обзор этой темы
ядерный реактор , любое из класса устройств, которые могут инициировать и контролировать самоподдерживающуюся серию ядерных делений. Ядерные реакторы используются в качестве исследовательских инструментов, в качестве систем для производства радиоактивных изотопов и, прежде всего, в качестве источников энергии для атомных электростанций.
Принцип работы
Ядерные реакторы работают по принципу ядерного деления, процесса, при котором тяжелое атомное ядро расщепляется на два меньших фрагмента. Ядерные фрагменты находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Испущенные нейтроны могут затем вызвать новые деления, которые, в свою очередь, дадут больше нейтронов и так далее. Такая непрерывная самоподдерживающаяся серия делений представляет собой цепную реакцию деления. При этом выделяется большое количество энергии, и эта энергия является основой ядерных энергетических систем.
В атомной бомбе цепная реакция предназначена для увеличения интенсивности до тех пор, пока большая часть материала не расщепится. Это увеличение происходит очень быстро и приводит к чрезвычайно быстрым, чрезвычайно энергичным взрывам, характерным для таких бомб. В ядерном реакторе цепная реакция поддерживается на контролируемом, почти постоянном уровне. Ядерные реакторы устроены так, что они не могут взорваться, как атомные бомбы.
Большая часть энергии деления — примерно 85 процентов — высвобождается в течение очень короткого времени после того, как процесс произошел. Остальная часть энергии, произведенной в результате события деления, поступает от радиоактивного распада продуктов деления, которые представляют собой осколки деления после испускания ими нейтронов. Радиоактивный распад — это процесс, при котором атом достигает более стабильного состояния; процесс распада продолжается даже после прекращения деления, и его энергия должна учитываться в любой правильной конструкции реактора.
Britannica Quiz
Знаете ли вы, какой афроамериканский изобретатель создал какой продукт?
Кто изобрел противогаз? Кто изобрел первую форму домашней системы безопасности? Проверьте свои знания. Пройди тест.
Ход цепной реакции определяется вероятностью того, что нейтрон, выделившийся при делении, вызовет последующее деление. Если количество нейтронов в реакторе уменьшится за определенный период времени, скорость деления уменьшится и в конечном итоге упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в так называемом подкритическом состоянии. Если с течением времени популяция нейтронов поддерживается с постоянной скоростью, скорость деления останется постоянной, и реактор будет находиться в так называемом критическом состоянии. Наконец, если популяция нейтронов со временем будет увеличиваться, скорость деления и мощность увеличатся, и реактор окажется в сверхкритическом состоянии.
Перед запуском реактора нейтронная популяция близка к нулю. Во время пуска реактора операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, чтобы способствовать делению в активной зоне реактора, фактически временно переводя реактор в сверхкритическое состояние. Когда реактор приближается к номинальному уровню мощности, операторы частично вставляют регулирующие стержни, со временем уравновешивая количество нейтронов. В этот момент реактор поддерживается в критическом состоянии, или в так называемом стационарном режиме. Когда реактор должен быть остановлен, операторы полностью вставляют регулирующие стержни, препятствуя возникновению деления и переводя реактор в подкритическое состояние.
Оформите подписку Britannica Premium и получите доступ к эксклюзивному контенту.
Подпишитесь сейчас
Управление реактором
Обычно в ядерной промышленности используется параметр реактивности, который является мерой состояния реактора по отношению к тому состоянию, в котором он находился бы, если бы находился в критическом состоянии. Реактивность положительна, когда реактор находится в сверхкритическом состоянии, равна нулю при критичности и отрицательна, когда реактор находится в подкритическом состоянии. Реактивность можно контролировать различными способами: добавляя или удаляя топливо, изменяя соотношение нейтронов, выходящих из системы, к тем, которые остаются в системе, или изменяя количество поглотителя, конкурирующего с топливом за нейтроны. В последнем методе количество нейтронов в реакторе регулируется путем изменения поглотителей, которые обычно имеют форму подвижных регулирующих стержней (хотя в менее распространенной конструкции операторы могут изменять концентрацию поглотителя в теплоносителе реактора). С другой стороны, изменения утечки нейтронов часто происходят автоматически. Например, увеличение мощности приведет к уменьшению плотности теплоносителя реактора и, возможно, к его закипанию. Это уменьшение плотности теплоносителя увеличит утечку нейтронов из системы и, таким образом, снизит реактивность — процесс, известный как отрицательная обратная связь по реактивности. Утечка нейтронов и другие механизмы отрицательной обратной связи реактивности являются жизненно важными аспектами конструкции безопасного реактора.
Типичное взаимодействие деления происходит порядка одной пикосекунды (10 −12 секунды). Эта чрезвычайно высокая скорость не дает оператору реактора достаточно времени, чтобы наблюдать за состоянием системы и реагировать соответствующим образом. К счастью, управлению реактором помогает присутствие так называемых запаздывающих нейтронов, которые представляют собой нейтроны, испускаемые продуктами деления через некоторое время после того, как произошло деление.