Ядерного реактора

Эта статья о ядерных реакторах деления. Чтобы узнать о термоядерных реакторах, см. « Энергия термоядерного синтеза» .

«Ядерный котел» перенаправляется сюда. О ядерных запасах см. Список государств, обладающих ядерным оружием .

Ядро CROCUS , небольшого ядерного реактора, используемого для исследований в EPFL в Швейцарии.

Ядерный реактор — это устройство, используемое для инициирования и управления цепной ядерной реакцией деления или реакциями ядерного синтеза . Ядерные реакторы используются на атомных электростанциях для производства электроэнергии и в ядерных морских двигательных установках . Тепло от ядерного деления передается рабочему телу (воде или газу), которое, в свою очередь, проходит через паровые турбины . корабля Они либо приводят в движение гребные винты , либо вращают валы электрических генераторов . Пар, вырабатываемый ядерной энергией, в принципе может использоваться для получения тепла в промышленных процессах или для централизованного теплоснабжения . Некоторые реакторы используются для производства изотопов для медицинских и промышленных целей или для производства оружейного плутония . По состоянию на 2022 год , По данным Международного агентства по атомной энергии 422 ядерных энергетических реактора и 223 ядерных исследовательских реактора . в мире действуют

В раннюю эпоху ядерных реакторов (1940-е годы) реактор был известен как ядерный котел или атомный котел (названный так потому, что графитовые блоки замедлителя первого реактора, достигшего критичности, были сложены в кучу).

Операция

Основная статья: Физика ядерных реакторов

Пример вынужденного ядерного деления. Нейтрон поглощается ядром атома урана-235, которое в свою очередь распадается на быстродвижущиеся более легкие элементы (продукты деления) и свободные нейтроны. Хотя и реакторы, и ядерное оружие основаны на цепных ядерных реакциях, скорость реакций в реакторе намного медленнее, чем в бомбе.

Подобно тому, как обычные тепловые электростанции вырабатывают электроэнергию, используя тепловую энергию , выделяющуюся при сжигании ископаемого топлива , ядерные реакторы преобразуют энергию, выделяемую в результате контролируемого ядерного деления, в тепловую энергию для дальнейшего преобразования в механическую или электрическую форму.

Деление

Основная статья: Деление ядра

Когда большое делящееся атомное ядро , такое как уран-235 , уран-233 или плутоний-239, поглощает нейтрон, оно может подвергнуться ядерному делению. Тяжелое ядро ​​распадается на два или более более легких ядра ( продукты деления ), выделяя кинетическую энергию , гамма-излучение и свободные нейтроны . Часть этих нейтронов может быть поглощена другими делящимися атомами и вызвать дальнейшие события деления, в результате которых высвобождается больше нейтронов, и так далее. Это известно как цепная ядерная реакция .

Чтобы контролировать такую ​​цепную ядерную реакцию, регулирующие стержни , содержащие поглотители нейтронов и замедлители нейтронов, могут изменить долю нейтронов, которая в дальнейшем вызовет дальнейшее деление. Ядерные реакторы обычно имеют автоматические и ручные системы для остановки реакции деления, если мониторинг или приборы обнаруживают небезопасные условия.

Выработка тепла

Активная зона реактора генерирует тепло несколькими способами:

• Кинетическая энергия продуктов деления преобразуется в тепловую энергию при столкновении этих ядер с близлежащими атомами.
• Реактор поглощает часть гамма-лучей , образующихся при делении, и преобразует их энергию в тепло.
• Тепло выделяется в результате радиоактивного распада продуктов деления и материалов, активированных поглощением нейтронов . Этот источник остаточного тепла сохранится в течение некоторого времени даже после остановки реактора.

Килограмм урана-235 (U-235), преобразованный с помощью ядерных процессов, выделяет примерно в три миллиона раз больше энергии, чем килограмм угля, сжигаемого традиционным способом (7,2 × 10 ¹³ джоули на килограмм урана-235 против 2,4×10 ⁷ джоули на килограмм угля).

При делении одного килограмма урана-235 выделяется около 19 миллиардов килокалорий , поэтому энергия, выделяемая 1 кг урана-235, соответствует энергии, выделяемой при сжигании 2,7 миллиона кг угля.

Охлаждение

Теплоноситель ядерного реактора – обычно вода, но иногда газ или жидкий металл (например, жидкий натрий или свинец) или расплавленная соль – циркулирует мимо активной зоны реактора, чтобы поглотить выделяемое ею тепло. Тепло отводится от реактора и затем используется для выработки пара. Большинство реакторных систем используют систему охлаждения, которая физически отделена от воды, которая будет кипятиться для производства пара под давлением для турбин , как в реакторе с водой под давлением . Однако в некоторых реакторах вода для паровых турбин кипятится непосредственно в активной зоне реактора ; например реактор с кипящей водой .

Контроль реактивности

Основные статьи: Физика ядерных реакторов , Пассивная ядерная безопасность , Запаздывающий нейтрон , Йодная яма , SCRAM и Теплота распада.

Скорость реакций деления внутри активной зоны реактора можно регулировать, контролируя количество нейтронов, которые способны вызвать дальнейшие события деления. В ядерных реакторах обычно используется несколько методов контроля нейтронов для регулировки выходной мощности реактора. Некоторые из этих методов естественным образом возникают из физики радиоактивного распада и просто учитываются во время работы реактора, в то время как другие представляют собой механизмы, встроенные в конструкцию реактора для определенной цели.

Самый быстрый способ регулирования уровня нейтронов, вызывающих деление в реакторе, — это перемещение управляющих стержней . Стержни управления изготовлены из нейтронных поглотителей и поэтому поглощают нейтроны. Когда управляющий стержень вводится глубже в реактор, он поглощает больше нейтронов, чем вытесняемый им материал – часто замедлитель. Это действие приводит к уменьшению количества нейтронов, способных вызвать деление, и снижает выходную мощность реактора. И наоборот, извлечение управляющего стержня приведет к увеличению скорости деления и увеличению мощности.

Физика радиоактивного распада также влияет на популяцию нейтронов в реакторе. Одним из таких процессов является испускание запаздывающих нейтронов рядом богатых нейтронами изотопов деления. Эти запаздывающие нейтроны составляют около 0,65% от общего числа нейтронов, образующихся при делении, а остальные (так называемые « мгновенные нейтроны ») высвобождаются сразу после деления. Продукты деления, которые производят запаздывающие нейтроны, имеют период полураспада в результате нейтронов испускания , который колеблется от миллисекунд до нескольких минут, поэтому требуется значительное время, чтобы точно определить, когда реактор достигнет критической точки. Поддержание реактора в зоне цепной реактивности, где запаздывающие нейтроны необходимы для достижения состояния критической массы , позволяет механическим устройствам или людям-операторам управлять цепной реакцией в «реальном времени»; в противном случае время между достижением критичности и ядерным расплавлением в результате экспоненциального скачка мощности в результате нормальной цепной ядерной реакции было бы слишком коротким, чтобы можно было предпринять вмешательство. Этот последний этап, на котором запаздывающие нейтроны больше не требуются для поддержания критичности, известен как подскажите критическую точку. Существует шкала для описания критичности в числовой форме, в которой чистая критичность известна как ноль долларов , а мгновенная критическая точка — один доллар , а другие точки процесса интерполируются в центах.

В некоторых реакторах теплоноситель также действует как замедлитель нейтронов . Замедлитель увеличивает мощность реактора, заставляя быстрые нейтроны, выделяющиеся при делении, терять энергию и превращаться в тепловые нейтроны. Тепловые нейтроны с большей вероятностью, чем быстрые нейтроны, вызывают деление. Если охлаждающая жидкость является замедлителем, то изменения температуры могут повлиять на плотность охлаждающей жидкости/замедлителя и, следовательно, изменить выходную мощность. Охладитель с более высокой температурой будет менее плотным и, следовательно, менее эффективным замедлителем.

В других реакторах теплоноситель действует как яд, поглощая нейтроны так же, как это делают стержни управления. В этих реакторах выходную мощность можно увеличить за счет нагрева теплоносителя, что делает его менее плотным ядом. Ядерные реакторы обычно имеют автоматические и ручные системы для остановки реактора в случае аварийной остановки. большое количество яда (часто бора в форме борной кислоты ), чтобы остановить реакцию деления, если обнаружены или ожидаются небезопасные условия. Эти системы вводят в реактор

Большинство типов реакторов чувствительны к процессу, известному как отравление ксеноном или йодная яма . Обычный продукт деления Ксенон-135 , образующийся в процессе деления, действует как нейтронный поглотитель, который поглощает нейтроны и, следовательно, имеет тенденцию останавливать реактор. Накопление ксенона-135 можно контролировать, поддерживая достаточно высокие уровни мощности, чтобы разрушить его за счет поглощения нейтронов так же быстро, как он образуется. При делении также образуется йод-135 , который, в свою очередь, распадается (с периодом полураспада 6,57 часов) до нового ксенона-135. Когда реактор остановлен, йод-135 продолжает распадаться до ксенона-135, что затрудняет повторный запуск реактора на день или два, поскольку ксенон-135 распадается на цезий-135, который далеко не так ядовит, как ксенон-135. 135, с периодом полураспада 9,2 часа. Это временное состояние и есть «йодная яма». Если реактор имеет достаточную дополнительную реактивную мощность, его можно перезапустить. Поскольку лишний ксенон-135 преобразуется в ксенон-136, который в гораздо меньшей степени является нейтронным ядом, в течение нескольких часов в реакторе происходит «переходный процесс выгорания (мощности) ксенона». Стержни управления необходимо вставить дополнительно, чтобы заменить поглощение нейтронов потерянным ксеноном-135. Несоблюдение надлежащим образом такой процедуры было ключевым шагом в Чернобыльская катастрофа .

Реакторы, используемые в ядерных морских двигательных установках (особенно на атомных подводных лодках ), часто не могут работать на постоянной мощности круглосуточно так же, как обычно работают наземные энергетические реакторы, и, кроме того, часто должны иметь очень длительный срок службы активной зоны без дозаправки . По этой причине во многих конструкциях используется высокообогащенный уран, но в топливных стержнях содержится выгорающий нейтронный поглотитель. Это позволяет сконструировать реактор с избытком делящегося материала, который, тем не менее, становится относительно безопасным на ранних стадиях цикла сгорания топлива реактора благодаря наличию поглощающего нейтроны материала, который позже заменяется обычно производимыми долгоживущими нейтронными поглотителями (далее более долговечны, чем ксенон-135), которые постепенно накапливаются в течение срока службы топливной нагрузки.

Производство электроэнергии

Энергия, выделяющаяся в процессе деления, генерирует тепло, часть которого может быть преобразована в полезную энергию. Распространенный метод использования этой тепловой энергии — использовать ее для кипячения воды для производства пара под давлением, который затем приводит в движение паровую турбину , которая вращает генератор переменного тока и вырабатывает электричество.

Время жизни

Атомные электростанции обычно рассчитаны на средний срок службы от 30 до 40 лет. Некоторые полагают, что атомные электростанции могут работать до 80 лет и дольше при правильном обслуживании и управлении. Однако некоторые жизненно важные части, в частности корпус реактора и бетонные конструкции, не могут быть заменены при наличии трещин и трещин из-за нейтронного охрупчивания и износа, что ограничивает срок службы станции. В конце запланированного срока эксплуатации станции могут получить продление лицензии на эксплуатацию примерно на 20 лет, а в США даже «последующее продление лицензии» (SLR) еще на 20 лет.

Даже если лицензия будет продлена, это не гарантирует, что реактор будет продолжать работать, особенно в условиях проблем безопасности или инцидентов. Многие реакторы закрываются задолго до истечения срока их лицензии или проектного срока и выводятся из эксплуатации . Затраты на замену или усовершенствование, необходимые для продолжения безопасной эксплуатации, могут быть настолько высокими, что они станут нерентабельными. Или они могут быть отключены из-за технического сбоя. Другие были закрыты из-за загрязнения территории, например, Фукусима, Три-Майл-Айленд, Селлафилд, Чернобыль. Британское отделение французского концерна EDF Energy , например, продлило срок эксплуатации своих усовершенствованных реакторов с газовым охлаждением всего на 3–10 лет. Ожидается, что все семь заводов AGR будут остановлены в 2022 году и выведены из эксплуатации к 2028 году. Срок заключения в Хинкли-Пойнт Б был продлен с 40 до 46 лет и закрыт. То же самое произошло и с Хантерстоном Б , тоже через 46 лет.

Все большее число реакторов достигает или превышает расчетный срок службы в 30 или 40 лет. В 2014 году Гринпис предупредил, что продление срока службы стареющих атомных электростанций означает вступление в новую эру риска. По оценкам, нынешнее покрытие ядерной ответственности в Европе в среднем в 100–1000 раз слишком низкое, чтобы покрыть вероятные затраты, в то время как в то же время вероятность серьезной аварии, происходящей в Европе, продолжает расти по мере того, как реакторный парк становится старше.

реакторы

Смотрите также: Деление ядра § История

Чикагский реактор , первый искусственный ядерный реактор, построенный в секрете в Чикагском университете в 1942 году во время Второй мировой войны в рамках американского Манхэттенского проекта.

Лиза Мейтнер и Отто Хан в своей лаборатории

Некоторые из команды Chicago Pile , в том числе Энрико Ферми и Силард Лео.

Нейтрон был открыт в 1932 году британским физиком Джеймсом Чедвиком . Концепция цепной ядерной реакции, вызываемой ядерными реакциями , опосредованными нейтронами, была впервые реализована вскоре после этого венгерским ученым Лео Силардом в 1933 году. В следующем году он подал патент на свою идею простого реактора, работая в Адмиралтействе в Лондон. Однако идея Сциларда не включала в себя идею ядерного деления как источника нейтронов, поскольку этот процесс еще не был открыт. Идеи Сциларда о ядерных реакторах, использующих цепные ядерные реакции с участием нейтронов в легких элементах, оказались неработоспособными.

Вдохновением для создания нового типа реактора, использующего уран, послужило открытие Отто Хана , Лизы Мейтнер и Фрица Штрассмана в 1938 году, что бомбардировка урана нейтронами (обеспечиваемая реакцией синтеза альфа-бериллия, « нейтронной гаубицей ») приводит к образованию остаток бария , который, по их мнению, образовался в результате деления ядер урана. В своей второй публикации о делении ядра в феврале 1939 года Хан и Штрассман предсказали существование и высвобождение дополнительных нейтронов в процессе деления, открыв возможность ядерной цепной реакции . Последующие исследования в начале 1939 года (одно из них провели Сцилард и Ферми) показали, что во время деления действительно высвободилось несколько нейтронов, что открыло возможность для цепной ядерной реакции, которую Сцилард предвидел шестью годами ранее.

2 августа 1939 года Альберт Эйнштейн подписал письмо президенту Франклину Д. Рузвельту (написанное Силардом), в котором предполагалось, что открытие деления урана может привести к разработке «чрезвычайно мощных бомб нового типа», что дало толчок изучению Реакторы и деление. Сцилард и Эйнштейн хорошо знали друг друга и работали вместе много лет назад, но Эйнштейн никогда не думал о такой возможности ядерной энергетики, пока Сцилард не сообщил ему об этом в начале своих поисков по составлению письма Эйнштейна-Сциларда, чтобы предупредить правительство США. .

Вскоре после этого нацистская Германия вторглась в Польшу в 1939 году, развязав Вторую мировую войну в Европе. США еще официально не находились в состоянии войны, но в октябре, когда ему было доставлено письмо Эйнштейна-Сциларда, Рузвельт заметил, что цель исследования заключалась в том, чтобы убедиться, что «нацисты нас не взорвут». За этим последовал американский ядерный проект, хотя и с некоторой задержкой, поскольку сохранялся скептицизм (частично со стороны Ферми), а также мало действий со стороны небольшого числа чиновников в правительстве, которым первоначально было поручено продвигать проект.

В следующем году правительство США получило из Великобритании меморандум Фриша-Пайерлса , в котором говорилось, что количество урана, необходимое для цепной реакции, было намного ниже, чем считалось ранее. Меморандум был продуктом комитета MAUD , который работал над британским проектом атомной бомбы, известным как Tube Alloys , который позже будет включен в состав Манхэттенского проекта .

В конце концов, первый искусственный ядерный реактор, Chicago Pile-1 , был построен в Чикагском университете командой под руководством итальянского физика Энрико Ферми в конце 1942 года. К этому времени программа в течение года находилась под давлением вступления США. в войну. Чикагская свая достигла критичности 2 декабря 1942 года. в 15:25. Опорная конструкция реактора была деревянной, на которой поддерживалась груда (отсюда и название) графитовых блоков, в которые были помещены «псевдосферы» или «брикеты» природного оксида урана.

Вскоре после Чикагского реактора Металлургическая лаборатория разработала ряд ядерных реакторов для Манхэттенского проекта, начиная с 1943 года. Основной целью крупнейших реакторов (расположенных на Хэнфордской площадке в Вашингтоне ) было массовое производство плутония для ядерного оружия. Ферми и Сцилард подали заявку на патент на реакторы 19 декабря 1944 года. Его выдача была отложена на 10 лет из-за секретности военного времени.

«Первая в мире атомная электростанция» — так гласит надпись на месте EBR-I , которое сейчас является музеем недалеко от Арко, штат Айдахо . Первоначально названный «Чикагская свая-4», он был выполнен под руководством Уолтера Зинна для Аргоннской национальной лаборатории . Этот экспериментальный LMFBR, эксплуатируемый Комиссией по атомной энергии США, выработал 0,8 кВт в ходе испытаний 20 декабря 1951 года. и 100 кВт (электрическая) на следующий день, имеющие проектную мощность 200 кВт (электрическую).

Помимо военного использования ядерных реакторов, существовали политические причины для использования атомной энергии в гражданских целях. Президент США Дуайт Эйзенхауэр произнес свою знаменитую речь «Атом ради мира» на Генеральной Ассамблее ООН 8 декабря 1953 года. Эта дипломатия привела к распространению реакторной технологии в учреждениях США и во всем мире.

Первой атомной электростанцией гражданского назначения стала Обнинская АЭС АМ-1 , запущенная 27 июня 1954 года в СССР . Он производил около 5 МВт (электрической). Он был построен после F-1 (ядерного реактора) , который был первым реактором, вышедшим из строя в Европе, а также был построен Советским Союзом.

После Второй мировой войны американские военные искали другие способы применения технологии ядерных реакторов. Исследования, проведенные армией, привели к созданию электростанций для Кэмп-Сенчури в Гренландии и станции Мак-Мердо в рамках программы ядерной энергетики Антарктической армии . Результатом проекта ядерного бомбардировщика ВВС стал эксперимент с реактором на расплавленной соли . ВМС США добились успеха, когда 17 января 1955 года они запустили военный корабль США « Наутилус » (SSN-571) на ядерной энергии.

Первая коммерческая атомная электростанция Колдер-Холл в Селлафилде , Англия, была открыта в 1956 году с первоначальной мощностью 50 МВт (позже 200 МВт).

Первый переносной ядерный реактор «Alco PM-2A» использовался для выработки электроэнергии (2 МВт) для Camp Century с 1960 по 1963 год.

Первая система теплоносителя: корпус реактора (красный), парогенераторы (фиолетовый), компенсатор давления (синий) и насосы (зеленый) в трех контурах теплоносителя. Hualong One. реактора с водой под давлением Конструкция

Типы реакторов

•   PWR: 277 (63,2%)
•   BWR: 80 (18,3%)
•   ГКЛ: 15 (3,4%)
•   PHWR: 49 (11,2%)
•   КОРРУПЦИЯ: 15 (3,4%)
•   ФБР: 2 (0,5%)

Количество реакторов по типам (конец 2014 г.)

•   Мощность: 257,2 (68,3%)
•   BWR: 75,5 (20,1%)
•   ГКЛ: 8,2 (2,2%)
•   PHWR: 24,6 (6,5%)
•   LWGR: 10,2 (2,7%)
•   ФБР: 0,6 (0,2%)

Чистая электрическая мощность (ГВт) по типам (конец 2014 г.)

Реактор PULSTAR штата Северная Каролина бассейнового типа мощностью 1 МВт представляет собой исследовательский реактор с топливом стержневого типа с обогащением 4%, состоящим из таблеток UO ₂ в оболочке из циркалоя .

Классификации

По типу ядерной реакции

Все коммерческие энергетические реакторы основаны на ядерном делении . Обычно они используют уран и полученный из него плутоний в качестве ядерного топлива , хотя ториевый топливный цикл возможен и . Реакторы деления можно условно разделить на два класса, в зависимости от энергии нейтронов, поддерживающих цепную реакцию деления :

• Реакторы на тепловых нейтронах используют замедленные или тепловые нейтроны для поддержания деления топлива. Почти все современные реакторы относятся к этому типу. Они содержат материалы -замедлители нейтронов , которые замедляют нейтроны до тех пор, пока их нейтронная температура не станет термализованной , то есть до тех пор, пока их кинетическая энергия не приблизится к средней кинетической энергии окружающих частиц. Тепловые нейтроны имеют гораздо более высокое сечение (вероятность) деления ядер . урана-235 , плутония-239 и плутония-241 , а также относительно меньшую вероятность захвата нейтрона ураном -238 (U-238) по сравнению с более быстрыми нейтронами нейтроны, которые первоначально возникают в результате деления, что позволяет использовать низкообогащенный уран или даже топливо из природного урана . Замедлителем часто является также охлаждающая жидкость , обычно вода под высоким давлением для повышения температуры кипения . Они окружены корпусом реактора , приборами для наблюдения и управления реактором, радиационной защитой и зданием защитной оболочки .
• Реакторы на быстрых нейтронах используют быстрые нейтроны , чтобы вызвать деление топлива. Они не имеют замедлителя нейтронов и используют менее замедляющие теплоносители. Для поддержания цепной реакции необходимо, чтобы топливо было более обогащено делящимся материалом (около 20% и более) из-за относительно более низкой вероятности деления по сравнению с захватом U-238. Быстрые реакторы потенциально могут производить меньше трансурановых отходов, поскольку все актиниды расщепляются быстрыми нейтронами. но их сложнее построить и дороже эксплуатировать. В целом, в большинстве применений быстрые реакторы менее распространены, чем тепловые. Некоторые первые электростанции были быстрыми реакторами, как и некоторые российские военно-морские силовые установки. Продолжается строительство прототипов (см. реакторы-размножители на быстрых нейтронах или реакторы поколения IV ).

В принципе, термоядерная энергия может быть получена путем ядерного синтеза таких элементов, как изотоп дейтерия в водороде . Несмотря на то, что это продолжающаяся богатая тема исследований, по крайней мере, с 1940-х годов, ни один самоподдерживающийся термоядерный реактор для каких-либо целей так и не был построен.

По материалам модератора

Используется тепловыми реакторами:

• Реакторы с графитовым замедлителем
• Реакторы с водяным замедлителем
  • Тяжеловодные реакторы (используются в Канаде, Индия, Аргентина, Китай, Пакистан, Румыния и Южная Корея).
  • Легководные реакторы (LWR). Легководные реакторы (наиболее распространенный тип тепловых реакторов) используют обычную воду для замедления и охлаждения реакторов. Поскольку легкий изотоп водорода является слабым нейтронным ядом, этим реакторам необходимо искусственно обогащенное топливо. При рабочей температуре , если температура воды увеличивается, ее плотность падает, и меньшее количество нейтронов, проходящих через нее, замедляется достаточно, чтобы вызвать дальнейшие реакции. Эта отрицательная обратная связь стабилизирует скорость реакции. Графитовые и тяжеловодные реакторы, как правило, подвергаются более тщательной термической обработке, чем легководные реакторы. Благодаря дополнительной термализации и отсутствию эффектов легкого отравления водородом эти типы могут использовать природный уран /необогащенное топливо.
• Реакторы с легкими элементами.
  • Реакторы на расплавах солей (MSR) замедляются легкими элементами, такими как литий или бериллий, которые являются компонентами солей теплоносителя/топливной матрицы «LiF» и «BeF ₂ », «LiCl» и «BeCl ₂ », а также других легких элементов, содержащих соли могут оказывать смягчающий эффект.
  • Реакторы с жидкометаллическим охлаждением , например те, в которых теплоноситель представляет собой смесь свинца и висмута, могут использовать BeO в качестве замедлителя.
• Реакторы с органическим замедлителем (OMR) используют бифенил и терфенил в качестве замедлителя и теплоносителя.

По охлаждающей жидкости

Обработка внутренней части корпуса реактора ВВЭР-1000 на Атоммаше

В тепловых ядерных реакторах (в частности, в LWR) теплоноситель действует как замедлитель, который должен замедлять нейтроны, прежде чем они смогут эффективно поглощаться топливом.

• Реактор с водяным охлаждением. Они составляют подавляющее большинство действующих ядерных реакторов: по состоянию на 2014 год 93% ядерных реакторов в мире имеют водяное охлаждение, что обеспечивает около 95% общей мировой ядерной генерирующей мощности.
  • Реактор с водой под давлением (PWR) Реакторы с водой под давлением составляют подавляющее большинство всех западных атомных электростанций.
    • Основной характеристикой реакторов PWR является компенсатор, специализированный сосуд под давлением . В большинстве коммерческих реакторов PWR и военно-морских реакторов используются компенсаторы давления. При нормальной работе компенсатор частично заполняется водой, а над ним поддерживается паровой пузырь за счет нагрева воды погружными нагревателями. Во время нормальной работы компенсатор давления соединен с первичным корпусом реактора (RPV), а «пузырь» компенсатора обеспечивает пространство для расширения при изменении объема воды в реакторе. Эта конструкция также обеспечивает средства регулирования давления в реакторе путем увеличения или уменьшения давления пара в нагнетателе с использованием нагревателей нагнетателя.
    • Реакторы с тяжелой водой под давлением представляют собой разновидность реакторов с водой под давлением, в которых используется изолированный контур передачи тепла под давлением, но используется тяжелая вода в качестве теплоносителя и замедлителя для большей экономии нейтронов, которую он предлагает.
  • Реактор с кипящей водой (BWR)
    • BWR характеризуются кипящей водой вокруг топливных стержней в нижней части корпуса реактора первого контура. Реактор с кипящей водой использует ²³⁵ U, обогащенный диоксидом урана, в качестве топлива. Топливо собрано в стержни, помещенные в стальной резервуар, погруженный в воду. В результате ядерного деления вода закипает, образуя пар. Этот пар поступает по трубам в турбины. Турбины приводятся в движение паром, и в результате этого процесса вырабатывается электричество. Во время нормальной работы давление контролируется количеством пара, поступающего из корпуса реактора в турбину.
  • Сверхкритический водный реактор (SCWR)
    • SCWR — это концепция реактора поколения IV , в которой реактор работает при сверхкритическом давлении, а вода нагревается до сверхкритической жидкости, которая никогда не превращается в пар, но ведет себя как насыщенный пар для питания парогенератора .
  • Реактор с водой с пониженным замедлителем [RMWR], в котором используется более высокообогащенное топливо с топливными элементами, расположенными ближе друг к другу, чтобы обеспечить более быстрый спектр нейтронов, который иногда называют спектром надтепловых нейтронов .
  • Реактор бассейнового типа может относиться к реакторам открытого бассейна с водяным охлаждением без давления . но не путать с LMFBR бассейнового типа с натриевым охлаждением.
  • Некоторые реакторы охлаждались тяжелой водой , которая также служила замедлителем. Примеры включают в себя:
    • Ранние реакторы CANDU (более поздние используют тяжеловодный замедлитель, но легководный теплоноситель)
    • ДИДО Исследовательские реакторы класса
• Реактор с жидкометаллическим охлаждением . Поскольку вода является замедлителем, ее нельзя использовать в качестве теплоносителя в быстром реакторе. Жидкометаллические теплоносители включали натрий , NaK , свинец, эвтектику свинец-висмут , а в ранних реакторах — ртуть .
  • Быстрый реактор с натриевым теплоносителем
  • Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем
• Газоохлаждаемые реакторы охлаждаются циркулирующим газом. На коммерческих атомных электростанциях обычно используется углекислый газ, например, на нынешних британских атомных электростанциях AGR, а ранее на ряде электростанций первого поколения в Великобритании, Франции, Италии и Японии. Азот Также использовались гелий, причем гелий считается особенно подходящим для конструкций, работающих при высоких температурах. Использование тепла варьируется в зависимости от реактора. Коммерческие атомные электростанции пропускают газ через теплообменник для получения пара для паровой турбины. Некоторые экспериментальные конструкции нагреваются настолько, что газ может напрямую питать газовую турбину.
• Реакторы с расплавленной солью (MSR) охлаждаются за счет циркуляции расплавленной соли, обычно эвтектической смеси фторидных солей, таких как FLiBe . В типичном MSR теплоноситель также используется в качестве матрицы, в которой растворен делящийся материал. Другие используемые комбинации эвтектических солей включают «ZrF ₄ » с «NaF» и «LiCl» с «BeCl ₂ » .
• В органических ядерных реакторах в качестве теплоносителя вместо воды используются органические жидкости, такие как бифенил и терфенил.

По поколениям

• Реактор поколения I (ранние прототипы, такие как Атомная электростанция Шиппорта , исследовательские реакторы, некоммерческие реакторы для производства электроэнергии)
• Реактор II поколения (большинство современных АЭС , 1965–1996 гг.)
• Реактор третьего поколения (эволюционное усовершенствование существующих конструкций, 1996–2016 гг.)
• Реактор поколения III+ (эволюционное развитие реакторов поколения III, обеспечивающее повышение безопасности по сравнению с конструкциями реакторов поколения III, 2017–2021 гг.)
• Реактор поколения IV (технологии все еще находятся в стадии разработки; дата запуска неизвестна, см. Ниже)
• Реактор поколения V (конструкции, которые теоретически возможны, но в настоящее время активно не рассматриваются и не исследуются).

В 2003 году Французский комиссариат по атомной энергии (CEA) первым упомянул типы «Поколение II» на Неделе нуклеоники .

Первое упоминание о «Поколении III» произошло в 2000 году, в связи с запуском планов Международного форума «Поколение IV» (GIF).

«Поколение IV» было названо в 2000 году Министерством энергетики США (DOE) за разработку новых типов электростанций.

По фазе топлива

• Твердое топливо
• Жидкостное топливо
  • Водный гомогенный реактор
  • Жидкосолевой реактор
• Газовое топливо (теоретическое)

По форме ядра

• Кубический
• Цилиндрический
• Восьмиугольный
• сферический
• Плита
• кольцо

Используя

• Электричество
  • Атомные электростанции , включая малые модульные реакторы
• Двигательная установка, см. Ядерная двигательная установка .
  • Ядерная морская двигательная установка
  • Различные предлагаемые формы ракетного движения
• Другое использование тепла
  • Опреснение
  • Тепло для бытового и промышленного отопления
  • Производство водорода для использования в водородной экономике
• Производственные реакторы для трансмутации элементов
  • Реакторы-размножители способны производить больше делящегося материала , чем они потребляют в ходе цепной реакции деления (путем преобразования воспроизводящего U-238 в Pu-239 или Th-232 в U-233). Так, реактор-размножитель урана после запуска может быть перезаправлен природным или даже обедненным ураном , а реактор-размножитель тория может быть перезаправлен торием ; однако необходим первоначальный запас расщепляющегося материала.
  • Создание различных радиоактивных изотопов , таких как америций для использования в детекторах дыма , а также кобальт-60, молибден-99 и другие, используемые для визуализации и медицинского лечения.
  • Производство материалов для ядерного оружия, таких как оружейный плутоний.
• Обеспечение источника нейтронного излучения (например, импульсного устройства Годива ) и позитронного излучения. (например, нейтронно-активационный анализ и калий-аргоновое датирование )
• Исследовательский реактор : Обычно реакторы используются для исследований и обучения, испытаний материалов или производства радиоизотопов для медицины и промышленности. Они намного меньше энергетических реакторов или двигателей кораблей, и многие из них расположены на территории университетских кампусов. Таких реакторов действует около 280 в 56 странах. Некоторые из них работают на высокообогащенном урановом топливе, и предпринимаются международные усилия по замене низкообогащенного топлива.

Современные технологии

Каньон Диабло - PWR

• Реакторы с водой под давлением (PWR) [замедлитель: вода высокого давления; теплоноситель: вода под высоким давлением]

В этих реакторах используется корпус под давлением, в котором находится ядерное топливо, стержни управления, замедлитель и теплоноситель. Горячая радиоактивная вода, выходящая из сосуда высокого давления, проходит через парогенератор, который, в свою очередь, нагревает вторичный (нерадиоактивный) контур воды до пара, который может запускать турбины. Они представляют собой большинство (около 80%) существующих реакторов. Это конструкция реактора на тепловых нейтронах , новейшими из которых являются российский ВВЭР-1200 , японский усовершенствованный водо-водяной реактор , американский AP1000 , китайский реактор под давлением Хуалун и франко-германский европейский реактор под давлением . Все реакторы ВМС США относятся к этому типу.

• Реакторы с кипящей водой (BWR) [замедлитель: вода низкого давления; теплоноситель: вода низкого давления]

BWR похож на PWR без парогенератора. Более низкое давление охлаждающей воды позволяет ей кипеть внутри сосуда высокого давления, производя пар, который приводит в движение турбины. В отличие от PWR, здесь нет первичного и вторичного контура. Термический КПД этих реакторов может быть выше, они могут быть проще и даже потенциально более стабильными и безопасными. Это конструкция реактора на тепловых нейтронах, новейшими из которых являются усовершенствованный реактор с кипящей водой и экономичный упрощенный реактор с кипящей водой .

CANDU Циньшань Атомная электростанция

• Реактор с тяжелой водой под давлением (PHWR) [замедлитель: тяжелая вода под высоким давлением; теплоноситель: тяжелая вода под высоким давлением]

Канадская конструкция (известная как CANDU ), очень похожая на PWR, но использующая тяжелую воду . Хотя тяжелая вода значительно дороже обычной воды, она обладает большей нейтронной экономией (создает большее количество тепловых нейтронов), что позволяет реактору работать без установок по обогащению топлива . Вместо использования одного большого сосуда под давлением, как в PWR, топливо содержится в сотнях трубок под давлением. Эти реакторы работают на природном уране и представляют собой конструкции реакторов на тепловых нейтронах. PHWR можно дозаправлять на полной мощности ( онлайн-дозаправка ), что делает их очень эффективными в использовании урана (это позволяет точно контролировать поток в активной зоне). CANDU PHWR построены в Канаде, Аргентине , Китае, Индии , Пакистане , Румынии и Южной Корее . Индия также эксплуатирует ряд реакторов PHWR, часто называемых «производными CANDU», построенных после того, как правительство Канады прекратило ядерные отношения с Индией после «Улыбающийся Будда» в 1974 году. испытания ядерного оружия

Игналинская АЭС - типа РБМК (закрыта в 2009 г.)

• Реактор «Большая мощность канальный» ( РБМК ) (также известный как легководный реактор с графитовым замедлителем — LWGR) [замедлитель: графит; теплоноситель: вода под высоким давлением]

РБМК советской конструкции в некоторых отношениях аналогичны CANDU тем, что они допускают дозаправку во время работы на мощности и используют конструкцию с напорной трубой вместо корпуса высокого давления типа PWR. Однако, в отличие от CANDU, они очень нестабильны и велики, что делает здания для их содержания дорогостоящими. В конструкции РБМК также был выявлен ряд критических недостатков безопасности, хотя некоторые из них были исправлены после чернобыльской катастрофы . Их главная привлекательность — использование легкой воды и необогащенного урана. По состоянию на 2022 год 8 остаются открытыми, в основном благодаря повышению безопасности и помощи международных агентств по безопасности, таких как Министерство энергетики. Несмотря на эти улучшения безопасности, реакторы РБМК по-прежнему считаются одной из наиболее опасных конструкций реакторов, используемых в эксплуатации. Реакторы РБМК были развернуты только на территории бывшего Советского Союза .

Магнокс Сайзвелл Атомная электростанция

– Атомная электростанция Торнесс СМА

• Газоохлаждаемый реактор (ГКР) и усовершенствованный газоохлаждаемый реактор (СГР) [замедлитель: графит; охлаждающая жидкость: углекислый газ]

Эти конструкции имеют более высокий тепловой КПД по сравнению с PWR из-за более высоких рабочих температур. Существует ряд действующих реакторов этой конструкции, в основном в Великобритании, где была разработана концепция. Старые конструкции (например, станции Magnox ) либо закрыты, либо будут закрыты в ближайшем будущем. Однако ожидаемый срок службы AGR составляет еще от 10 до 20 лет. Это конструкция реактора на тепловых нейтронах. Затраты на вывод из эксплуатации могут быть высокими из-за большого объема активной зоны реактора.

• Жидкометаллический быстрый реактор-размножитель (ЖМБР) [замедлитель: нет; охлаждающая жидкость: жидкий металл]

Уменьшенная модель ядерного реактора ТОПАЗ.

Эта абсолютно неумеренная конструкция реактора производит больше топлива, чем потребляет. Говорят, что они «размножают» топливо, поскольку во время работы производят расщепляющееся топливо из-за захвата нейтронов . Эти реакторы могут функционировать во многом как PWR с точки зрения эффективности и не требуют значительной защитной оболочки под высоким давлением, поскольку жидкий металл не нужно поддерживать под высоким давлением даже при очень высоких температурах. Эти реакторы представляют собой конструкции на быстрых нейтронах , а не на тепловых нейтронах. Эти реакторы бывают двух типов:

Superphénix , закрытый в 1998 году, был одним из немногих FBR.

Свинцовое охлаждение

Использование свинца в качестве жидкого металла обеспечивает отличную радиационную защиту и позволяет работать при очень высоких температурах. Кроме того, свинец (в основном) прозрачен для нейтронов, поэтому в теплоносителе теряется меньше нейтронов, и теплоноситель не становится радиоактивным. В отличие от натрия, свинец в основном инертен, поэтому риск взрыва или несчастного случая меньше, но такие большие количества свинца могут быть проблематичными с точки зрения токсикологии и утилизации. Часто в реакторе этого типа используется эвтектическая смесь свинца и висмута . В этом случае висмут создаст некоторые незначительные проблемы с радиацией, поскольку он не так прозрачен для нейтронов и может быть преобразован в радиоактивный изотоп легче, чем свинец. В качестве основной энергетической установки на российской подводной лодке класса «Альфа» используется быстрый реактор со свинцово-висмутовым охлаждением.

с натриевым охлаждением

Большинство LMFBR относятся к этому типу. ТОПАЗ БН - , 350 и БН-600 в СССР; Суперфеникс во Франции; и Ферми-I в США были реакторами этого типа. Натрий относительно легко получить и с ним легко работать, а также ему удается фактически предотвратить коррозию различных частей реактора, погруженных в него. Однако натрий сильно взрывается при контакте с водой, поэтому необходимо соблюдать осторожность, но такие взрывы не будут более сильными, чем (например) утечка перегретой жидкости из реактора с водой под давлением. в В реакторе Мондзю Японии произошла утечка натрия в 1995 году, и его нельзя было перезапустить до мая 2010 года. EBR-I , первый реактор, у которого произошла расплавление активной зоны в 1955 году, также был реактором с натриевым охлаждением.

• Реакторы с галечным слоем (PBR) [замедлитель: графит; охлаждающая жидкость: гелий]

В них используется топливо, сформованное в керамические шарики, а затем через шарики циркулирует газ. В результате получился эффективный, не требующий особого обслуживания, очень безопасный реактор с недорогим стандартизированным топливом. Прототипами были AVR и THTR-300 в Германии, которые производили до 308 МВт электроэнергии в период с 1985 по 1989 год, пока не были остановлены после серии инцидентов и технических трудностей. HTR -10 работает в Китае, где HTR-PM разрабатывается . Ожидается, что HTR-PM станет первым реактором поколения IV, который будет введен в эксплуатацию.

• Реакторы на расплавах солей (MSR) [замедлитель: графит или его отсутствие для MSR с быстрым спектром; охлаждающая жидкость: смесь расплавленных солей]

Они растворяют топливо во фторидных или хлоридных солях или используют такие соли в качестве охлаждающей жидкости. MSR потенциально обладают множеством функций безопасности, включая отсутствие высокого давления или легковоспламеняющихся компонентов в активной зоне. Первоначально они были предназначены для движения самолетов из-за их высокого КПД и высокой удельной мощности. Один прототип, Эксперимент с реактором на расплавленной соли , был построен для подтверждения возможности создания реактора с жидким фторидом тория , реактора теплового спектра, который будет производить делящееся топливо из урана-233 из тория.

• Водный гомогенный реактор (ВГР) [замедлитель: легкая или тяжелая вода высокого давления; теплоноситель: легкая или тяжелая вода высокого давления]

В этих реакторах в качестве топлива используются растворимые ядерные соли (обычно сульфат или нитрат урана ), растворенные в воде и смешанные с теплоносителем и замедлителем. По состоянию на апрель 2006 г. в эксплуатации действовало только пять AHR.

и

Усовершенствованные реакторы

Более десятка перспективных проектов реакторов находятся на разных стадиях разработки. Некоторые из них являются эволюционными по сравнению с описанными выше конструкциями PWR , BWR и PHWR , некоторые представляют собой более радикальные отклонения. К первым относятся усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR), два из которых сейчас работают, а другие строятся, а также планируемый пассивно безопасный экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR) и AP1000 блоки (см. Программу «Ядерная энергетика 2010» ).

• Интегральный быстрый реактор (IFR) был построен, испытан и оценен в 1980-х годах, а затем выведен из эксплуатации при администрации Клинтона в 1990-х годах из-за проводимой администрацией политики нераспространения ядерного оружия. Переработка отработанного топлива является основой его конструкции, и поэтому он производит лишь часть отходов нынешних реакторов.
• Реактор с галечным слоем , высокотемпературный реактор с газовым охлаждением (HTGCR), спроектирован таким образом, что высокие температуры снижают выходную мощность за счет доплеровского расширения нейтронного сечения топлива. В нем используется керамическое топливо, поэтому его безопасные рабочие температуры превышают диапазон температур снижения мощности. Большинство конструкций охлаждаются инертным гелием. Гелий не подвержен паровым взрывам, противостоит поглощению нейтронов, приводящему к радиоактивности, и не растворяет загрязняющие вещества, которые могут стать радиоактивными. Типичные конструкции имеют больше слоев пассивной защиты (до 7), чем легководные реакторы (обычно 3). Уникальная особенность, которая может способствовать безопасности, заключается в том, что топливные шарики фактически образуют механизм активной зоны и заменяются один за другим по мере старения. Конструкция топлива делает его переработку дорогостоящей.
• Небольшой герметичный транспортабельный автономный реактор (SSTAR) в основном исследуется и разрабатывается в США и предназначен для использования в качестве быстрого реактора-размножителя, который является пассивно безопасным и может быть удаленно остановлен в случае возникновения подозрений, что в него вмешались.
• Чистый и экологически безопасный усовершенствованный реактор (CAESAR) — это концепция ядерного реактора, в котором в качестве замедлителя используется пар. Эта конструкция все еще находится в разработке.
• Реактор с пониженной водой-замедлителем создан на основе усовершенствованного реактора с кипящей водой ABWR), который используется в настоящее время. Это не полный быстрый реактор, вместо этого он использует в основном надтепловые нейтроны , которые по скорости находятся между тепловыми и быстрыми нейтронами.
• представляет Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль (HPM) с водородным замедлителем собой конструкцию реактора, разработанную Национальной лабораторией Лос-Аламоса , в которой в качестве топлива используется гидрид урана .
• Подкритические реакторы спроектированы так, чтобы быть более безопасными и стабильными, но они создают ряд инженерных и экономических трудностей. Одним из примеров является усилитель энергии .
• Реакторы на основе тория. Торий-232 можно преобразовать в U-233 в специально разработанных для этой цели реакторах. Таким образом, торий, которого в четыре раза больше, чем урана, можно использовать для производства ядерного топлива из урана-233. Также считается, что уран-233 обладает благоприятными ядерными свойствами по сравнению с традиционно используемым ураном-235, включая лучшую экономию нейтронов и меньшее образование долгоживущих трансурановых отходов.
  • Усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) — предлагаемый ядерный энергетический реактор с тяжеловодным замедлителем, который будет конструкцией следующего поколения типа PHWR. Разрабатывается в Центре атомных исследований Бхабхи (BARC), Индия.
  • КАМИНИ – уникальный реактор, использующий в качестве топлива изотоп урана-233. Построен в Индии BARC и Центром атомных исследований Индиры Ганди ( IGCAR ).
  • Индия также планирует построить быстрые реакторы-размножители с использованием топливного цикла торий-уран-233. FBTR (испытательный реактор на быстрых нейтронах), действующий в Калпаккаме (Индия), использует плутоний в качестве топлива и жидкий натрий в качестве теплоносителя.
  • Китай, контролирующий месторождение Серро-Импакто , имеет реактор и надеется заменить угольную энергетику атомной.

Rolls-Royce стремится продавать ядерные реакторы для производства синтетического топлива для самолетов.

IV

Реакторы поколения IV представляют собой набор теоретических конструкций ядерных реакторов. Обычно ожидается, что они не будут доступны для коммерческого использования до 2040–2050 годов. хотя Всемирная ядерная ассоциация предположила, что некоторые из них могут войти в коммерческую эксплуатацию до 2030 года. Нынешние реакторы, действующие во всем мире, обычно считаются системами второго или третьего поколения, а системы первого поколения были выведены из эксплуатации некоторое время назад. Исследования этих типов реакторов были официально начаты Международным форумом «Поколение IV» (GIF) на основе восьми технологических целей. Основными целями являются повышение ядерной безопасности, повышение устойчивости к распространению, минимизация отходов и использования природных ресурсов, а также снижение затрат на строительство и эксплуатацию таких электростанций.

• Быстрый реактор с газовым охлаждением
• Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем
• Жидкосолевой реактор
• Быстрый реактор с натриевым теплоносителем
• Сверхкритический водный реактор
• Очень высокотемпературный реактор

+

Реакторы поколения V — это конструкции, которые теоретически возможны, но в настоящее время активно не рассматриваются и не исследуются. Хотя некоторые реакторы поколения V потенциально могут быть построены с использованием нынешних или ближайших технологий, они не вызывают особого интереса по соображениям экономики, практичности или безопасности.

• Реактор с жидкой активной зоной. замкнутого цикла Ядерный реактор с жидкой активной зоной , в котором делящимся материалом является расплавленный уран или урановый раствор, охлаждаемый рабочим газом, закачиваемым через отверстия в основании защитной оболочки.
• Газовый реактор . Версия ракеты с ядерной лампочкой с замкнутым контуром , в которой делящимся материалом является газообразный гексафторид урана, содержащийся в корпусе из плавленого кварца. Рабочий газ (например, водород) будет обтекать этот сосуд и поглощать ультрафиолетовый свет, образующийся в результате реакции. Эта конструкция реактора могла бы также функционировать как ракетный двигатель , как это показано в научно-фантастическом романе Гарри Харрисона 1976 года «Скайфолл» . Теоретически использование UF ₆ непосредственно в качестве рабочего топлива (а не в качестве ступени для него, как это делается сейчас) будет означать более низкие затраты на обработку и очень маленькие реакторы. На практике работа реактора с такой высокой плотностью мощности, вероятно, приведет к неуправляемому потоку нейтронов , ослабляя большинство материалов реактора , и поэтому, поскольку поток будет аналогичен ожидаемому в термоядерных реакторах, потребуются материалы, аналогичные тем, которые выбраны Международным термоядерным реактором. Установка по облучению материалов .
  • ЭМ реактор с газовым сердечником. Как в реакторе с газовым сердечником, но с фотоэлектрическими матрицами, преобразующими УФ-свет непосредственно в электричество. Этот подход аналогичен экспериментально доказанному фотоэлектрическому эффекту , который преобразует рентгеновские лучи, генерируемые в результате анейтронного синтеза , в электричество, пропуская фотоны высокой энергии через массив проводящих фольг для передачи части их энергии электронам, энергии фотона. захватывается электростатически, подобно конденсатору . Поскольку рентгеновские лучи могут проходить сквозь материал гораздо большей толщины, чем электроны, для поглощения рентгеновских лучей необходимы многие сотни или тысячи слоев.
• Реактор осколков деления . Реактор на осколках деления — это ядерный реактор, который вырабатывает электричество за счет замедления ионного пучка побочных продуктов деления вместо использования ядерных реакций для выработки тепла. Таким образом, он обходит цикл Карно и может достичь эффективности до 90% вместо 40–45%, достигаемых эффективными тепловыми реакторами с турбинным приводом. Ионный пучок осколков деления будет проходить через магнитогидродинамический генератор для производства электричества.
• Гибридный ядерный синтез . Будет использовать нейтроны, испускаемые при термоядерном синтезе, для деления оболочки воспроизводящего материала , такого как U-238 или Th-232 , и трансмутировать / ядерные отходы другого реактора отработанное ядерное топливо в относительно более безопасные изотопы.

Термоядерные реакторы

Основная статья: Сила термоядерного синтеза

Управляемый ядерный синтез в принципе можно использовать на термоядерных электростанциях для производства энергии без сложностей, связанных с обращением с актинидами , но остаются значительные научные и технические препятствия. Несмотря на то, что исследования начались в 1950-х годах, до 2050 года не ожидается создания коммерческого термоядерного реактора. В настоящее время проект ИТЭР возглавляет усилия по использованию термоядерной энергии.

топливный

Основная статья: Ядерный топливный цикл

Тепловые реакторы обычно зависят от очищенного и обогащенного урана . Некоторые ядерные реакторы могут работать на смеси плутония и урана (см. МОХ ). Процесс, посредством которого урановая руда добывается, перерабатывается, обогащается, используется, возможно, перерабатывается и утилизируется, известен как ядерный топливный цикл .

Менее 1% урана, встречающегося в природе, представляет собой легко делящийся изотоп U-235 , и в результате большинство конструкций реакторов требуют обогащенного топлива. Обогащение предполагает увеличение процентного содержания U-235 и обычно осуществляется посредством газовой диффузии или газовой центрифуги . Обогащенный результат затем преобразуется в порошок диоксида урана , который прессуется и обжигается в форме таблеток. Эти гранулы складываются в трубки, которые затем герметизируются и называются топливными стержнями . Многие из этих топливных стержней используются в каждом ядерном реакторе.

В большинстве коммерческих реакторов BWR и PWR используется уран, обогащенный примерно до 4% U-235, а некоторые коммерческие реакторы с высокой нейтронной экономией вообще не требуют обогащения топлива (то есть они могут использовать природный уран). По данным Международного агентства по атомной энергии, в мире существует не менее 100 исследовательских реакторов , работающих на высокообогащенном (оружейном/90-процентном) уране. Риск кражи этого топлива (потенциально используемого при производстве ядерного оружия) привел к кампаниям, пропагандирующим перевод реактора этого типа на низкообогащенный уран (который представляет меньшую угрозу распространения).

Делящийся U-235 и неделящийся, но делящийся и воспроизводящий U-238 используются в процессе деления. U-235 расщепляется тепловыми (т.е. медленными) нейтронами. Тепловой нейтрон — это нейтрон, который движется примерно с той же скоростью, что и атомы вокруг него. Поскольку все атомы колеблются пропорционально своей абсолютной температуре, тепловой нейтрон имеет наилучшую возможность расщепить U-235, когда он движется с той же самой колебательной скоростью. С другой стороны, U-238 с большей вероятностью захватит нейтрон, когда нейтрон движется очень быстро. Этот атом U-239 вскоре распадется на плутоний-239, который является еще одним топливом. Pu-239 является жизнеспособным топливом, и его необходимо учитывать, даже если используется высокообогащенное урановое топливо. Деление плутония будет доминировать над делением U-235 в некоторых реакторах, особенно после того, как первоначальная загрузка U-235 будет израсходована. Плутоний расщепляется как быстрыми, так и тепловыми нейтронами, что делает его идеальным для ядерных реакторов или ядерных бомб.

Большинство существующих конструкций реакторов представляют собой тепловые реакторы и обычно используют воду в качестве замедлителя нейтронов (замедлитель означает, что он замедляет нейтроны до тепловой скорости) и в качестве теплоносителя. Но в быстром реакторе-размножителе используется какой-то другой тип теплоносителя, который не сильно замедляет нейтроны. Это позволяет доминировать быстрым нейтронам, которые можно эффективно использовать для постоянного пополнения запасов топлива. Просто поместив в такое ядро ​​дешевый необогащенный уран, неделящийся U-238 превратится в Pu-239, «воспроизводя» топливо.

В ториевом топливном цикле торий-232 поглощает нейтрон либо в быстром, либо в тепловом реакторе. Бета-торий-233 распадается на протактиний -233, а затем на уран-233 , который, в свою очередь, используется в качестве топлива. Следовательно, как и уран-238 , торий-232 является воспроизводящим материалом .

Заправка ядерных реакторов

Количество энергии в резервуаре ядерного топлива часто выражается в терминах «дни полной мощности», которые представляют собой количество 24-часовых периодов (дней), в течение которых реактор должен работать на полной мощности для выработки тепла. энергия. Количество дней работы реактора на полной мощности (между периодами простоя дозаправки) связано с количеством делящегося урана-235 (U-235), содержащегося в топливных сборках в начале цикла. Более высокий процент U-235 в активной зоне в начале цикла позволит реактору работать большее количество дней на полной мощности.

В конце рабочего цикла топливо в некоторых сборках «израсходовано», пролежав в реакторе от четырех до шести лет, производя электроэнергию. Это отработанное топливо выгружается и заменяется новыми (свежими) ТВС. Хотя эти тепловыделяющие сборки считаются «отработанными», они содержат большое количество топлива. На практике именно экономика определяет срок службы ядерного топлива в реакторе. Задолго до того, как произойдет все возможное деление, реактор не может поддерживать 100% полную выходную мощность, и, следовательно, доход коммунального предприятия снижается по мере снижения выходной мощности станции. Большинство атомных электростанций работают с очень низкой рентабельностью из-за эксплуатационных накладных расходов, в основном издержек на регулирование, поэтому эксплуатация мощности ниже 100% экономически нежизнеспособна в течение длительного времени. Доля топливной активной зоны реактора, замененная во время дозаправки, обычно составляет одну треть, но зависит от того, как долго станция работает между дозаправками. Заводы обычно работают по 18-месячным или 24-месячным циклам дозаправки. Это означает, что одна дозаправка, заменяющая лишь одну треть топлива, может поддерживать ядерный реактор на полной мощности почти два года.

Утилизация и хранение этого отработавшего топлива является одним из наиболее сложных аспектов эксплуатации коммерческой атомной электростанции. Эти ядерные отходы очень радиоактивны, и их токсичность представляет опасность на тысячи лет. После выгрузки из реактора отработанное ядерное топливо перемещается в бассейн выдержки на площадке . Бассейн с отработавшим топливом представляет собой большой бассейн с водой, который обеспечивает охлаждение и защиту отработавшего ядерного топлива, а также ограничивает радиационное воздействие на персонал площадки. После того, как энергия несколько угаснет (приблизительно пять лет), топливо можно переместить из топливного бассейна в сухие защищенные контейнеры, которые можно безопасно хранить в течение тысяч лет. После загрузки в сухие защитные контейнеры контейнеры хранятся на месте в специально охраняемом помещении в непроницаемых бетонных бункерах. Местные хранилища топлива спроектированы таким образом, чтобы выдерживать удары коммерческих авиалайнеров с минимальным повреждением отработанного топлива или вообще без него. Среднее хранилище топлива на площадке может хранить отработанное топливо сроком на 30 лет на площади меньше футбольного поля.

Не все реакторы необходимо останавливать для дозаправки; например, реакторы с галечным слоем , реакторы РБМК , реакторы с расплавленными солями , реакторы Magnox , AGR и CANDU позволяют перемещать топливо через реактор во время его работы. В реакторе CANDU это также позволяет размещать внутри активной зоны реактора отдельные топливные элементы, которые лучше всего подходят для количества U-235 в топливном элементе.

Количество энергии, извлекаемой из ядерного топлива, называется его выгоранием , которое выражается в количестве тепловой энергии, произведенной на начальную единицу веса топлива. Выгорание обычно выражается как тепловые мегаватт-сутки на метрическую тонну исходного тяжелого металла.

Ядерная безопасность

Основная статья: Ядерная безопасность

Смотрите также: Система безопасности ядерного реактора.

Ядерная безопасность охватывает действия, предпринимаемые для предотвращения ядерных и радиационных аварий и инцидентов или ограничения их последствий. Ядерная энергетика повысила безопасность и производительность реакторов и предложила новые, более безопасные (но, как правило, неиспытанные) конструкции реакторов, но нет никакой гарантии, что реакторы будут спроектированы, построены и эксплуатироваться правильно. Ошибки случаются, и проектировщики реакторов на Фукусиме в Японии не ожидали, что цунами, вызванное землетрясением, выведет из строя резервные системы, которые должны были стабилизировать реактор после землетрясения. несмотря на многочисленные предупреждения со стороны NRG и японской администрации по ядерной безопасности. По данным UBS AG, ядерная авария на Фукусиме-1 поставила под сомнение способность даже такой развитой экономики, как Япония, обеспечить ядерную безопасность. Возможны также катастрофические сценарии, связанные с террористическими атаками. Междисциплинарная группа из Массачусетского технологического института подсчитала, что, учитывая ожидаемый рост ядерной энергетики с 2005 по 2055 год, за этот период можно ожидать как минимум четыре серьезных ядерных аварии.

Ядерные аварии

См. Также: Списки ядерных катастроф и радиоактивных происшествий.

Три реактора на Фукусиме-1 охлаждающей воды перегрелись, что привело к диссоциации и взрывам водорода. Это, наряду с расплавлением большого количества радиоактивных материалов. топлива, привело к выбросу в воздух

серьезные, хотя и редкие, ядерные и радиационные аварии Произошли . К ним относятся пожар в Виндскейле (октябрь 1957 г.), авария SL-1 (1961 г.), авария на острове Три-Майл (1979 г.), Чернобыльская катастрофа (апрель 1986 г.) и ядерная катастрофа на Фукусиме-дайити (март 2011 г.). Несчастные случаи на атомных подводных лодках включают аварию на реакторе К-19 (1961 г.), авария реактора К-27 (1968 г.), и авария реактора К-431 (1985 г.).

Ядерные реакторы запускались на околоземную орбиту не менее 34 раз. Ряд инцидентов, связанных с беспилотным советским РОРСАТ с ядерным реактором, особенно с радиолокационным спутником «Космос 954» , в результате которых ядерное топливо снова попало в атмосферу Земли с орбиты и было рассеяно на севере Канады (январь 1978 г.).

Природные ядерные реакторы

Основная статья: Природный ядерный реактор деления

Почти два миллиарда лет назад серия самоподдерживающихся ядерных «реакторов» самособралась в районе, ныне известном как Окло в Габоне , Западная Африка. Условия в том месте и в то время позволили произойти естественному делению ядра при обстоятельствах, аналогичных условиям в построенном ядерном реакторе. На данный момент пятнадцать ископаемых реакторов естественного деления были обнаружены в трех отдельных рудных месторождениях уранового рудника Окло в Габоне. Впервые обнаруженные в 1972 году французским физиком Фрэнсисом Перреном , они известны под общим названием «ископаемые реакторы Окло» . Самоподдерживающиеся реакции ядерного деления происходили в этих реакторах примерно 1,5 миллиарда лет назад и длились несколько сотен тысяч лет, при этом средняя выходная мощность за это время составляла 100 кВт. Концепция естественного ядерного реактора была выдвинута еще в 1956 году Полом Куродой из Университета Арканзаса .

Такие реакторы больше не могут образовываться на Земле в ее нынешний геологический период. Радиоактивный распад ранее более распространенного урана-235 в течение сотен миллионов лет снизил долю этого встречающегося в природе делящегося изотопа до уровня ниже количества, необходимого для поддержания цепной реакции с использованием только простой воды в качестве замедлителя.

Природные ядерные реакторы образовались, когда богатое ураном месторождение полезных ископаемых было затоплено грунтовыми водами, которые действовали как замедлитель нейтронов, и произошла сильная цепная реакция. Водный замедлитель выкипел бы по мере усиления реакции, снова замедляя ее и предотвращая расплавление. Реакция деления продолжалась в течение сотен тысяч лет, циклически повторяясь от нескольких часов до нескольких дней.

Эти природные реакторы тщательно изучаются учеными, заинтересованными в геологическом захоронении радиоактивных отходов . Они предлагают тематическое исследование того, как радиоактивные изотопы мигрируют через земную кору. Это серьезная область разногласий, поскольку противники захоронения геологических отходов опасаются, что изотопы из хранящихся отходов могут попасть в системы водоснабжения или быть вынесены в окружающую среду.

Выбросы

Ядерные реакторы производят тритий в ходе нормальной работы, который в конечном итоге выбрасывается в окружающую среду в следовых количествах.

Являясь изотопом водорода и , тритий (Т) часто связывается с кислородом Т ₂ О. образует Эта молекула химически идентична H ₂ O и поэтому бесцветна и не имеет запаха, однако дополнительные нейтроны в ядрах водорода заставляют тритий подвергаться бета-распаду с периодом полураспада 12,3 года. Несмотря на то, что выбросы трития на атомных электростанциях поддаются измерению, они минимальны. США По оценкам NRC , человек, пьющий воду в течение одного года из колодца, загрязненного, по их мнению, значительным разливом воды с тритием, получит дозу радиации 0,3 миллибэр. Для сравнения, это на порядок меньше, чем 4 миллибэр, которые человек получает при перелете туда и обратно из Вашингтона в Лос-Анджелес, что является следствием меньшей защиты атмосферы от высокоэнергетических космических лучей на больших высотах.

Количество стронция-90 , выбрасываемого атомными электростанциями при нормальной работе, настолько мало, что его невозможно обнаружить при превышении естественного радиационного фона. Обнаружение стронция-90 в грунтовых водах и окружающей среде можно объяснить испытаниями оружия, произошедшими в середине 20-го века (на долю которого приходится 99% стронция-90 в окружающей среде) и чернобыльской катастрофой (на долю которого приходится оставшийся 1% стронция-90 в окружающей среде). ).

См. также

• Список ядерных реакторов
• Список конструкций малых модульных реакторов
• Список реакторов ВМС США
• Нейтронный транспорт
• Ядерный вывод из эксплуатации
• Ядерная энергетика по странам
• Ядерная энергетика в космосе
• На одну атомную электростанцию ​​меньше
• Радиоизотопный термоэлектрический генератор
• Техника безопасности
• Атомные электростанции Сайонара
• Малый модульный реактор
• Ядерная энергетика на основе тория
• Реактор бегущей волны (TWR)
• Отчет о состоянии мировой атомной промышленности
• Ядерный микрореактор

External links

• The Database on Nuclear Power Reactors – IAEA Archived 2 June 2013 at the Wayback Machine
• Uranium Conference adds discussion of Japan accident
• A Debate: Is Nuclear Power The Solution to Global Warming?
• Union of Concerned Scientists, Concerns re: US nuclear reactor program
• Freeview Video 'Nuclear Power Plants — What's the Problem' A Royal Institution Lecture by John Collier by the Vega Science Trust. Archived 3 November 2011 at the Wayback Machine
• Nuclear Energy Institute — How it Works: Electric Power Generation Archived 30 January 2010 at the Wayback Machine
• Annotated bibliography of nuclear reactor technology from the Alsos Digital Library
  • (in Japanese) ソヴィエト連邦における宇宙用原子炉の開発とその実用 Archived 3 June 2019 at the Wayback Machine