Definicja i główne części reaktora jądrowego. Reaktor jądrowy - hipermarket wiedzy

Czym jest reaktor jądrowy?

Reaktor jądrowy, wcześniej znany jako „kocioł jądrowy”, to urządzenie służące do inicjowania i kontrolowania ciągłej reakcji łańcuchowej jądrowej. Reaktory jądrowe są wykorzystywane w elektrowniach jądrowych do wytwarzania energii elektrycznej i silników okrętowych. Ciepło z rozszczepienia jądrowego jest przekazywane do płynu roboczego (wody lub gazu), który przechodzi przez turbiny parowe. Woda lub gaz napędza łopaty statku lub obraca generatory elektryczne. Para powstająca w wyniku reakcji jądrowej może w zasadzie być wykorzystywana w przemyśle ciepłowniczym lub w ciepłownictwie. Niektóre reaktory są wykorzystywane do produkcji izotopów do zastosowań medycznych i przemysłowych lub do produkcji plutonu przeznaczonego do broni. Niektóre z nich służą wyłącznie celom badawczym. Obecnie istnieje około 450 reaktorów jądrowych, które są wykorzystywane do wytwarzania energii elektrycznej w około 30 krajach na całym świecie.

Zasada działania reaktora jądrowego

Podobnie jak konwencjonalne elektrownie wytwarzają energię elektryczną, wykorzystując energię cieplną uwalnianą ze spalania paliw kopalnych, reaktory jądrowe przekształcają energię uwolnioną w wyniku kontrolowanego rozszczepienia jądrowego w energię cieplną do dalszej konwersji na formy mechaniczne lub elektryczne.

Proces rozszczepienia jądrowego

Kiedy znaczna liczba rozpadających się jąder atomowych (takich jak uran-235 lub pluton-239) absorbuje neutron, może nastąpić proces rozpadu jądrowego. Ciężkie jądro rozpada się na dwa lub więcej lekkich jąder (produkty rozszczepienia), uwalniając energię kinetyczną, promienie gamma i wolne neutrony. Niektóre z tych neutronów mogą później zostać wchłonięte przez inne atomy rozszczepialne i spowodować dalsze rozszczepienie, które uwalnia jeszcze więcej neutronów i tak dalej. Ten proces jest znany jako reakcja łańcuchowa jądrowa.

Aby kontrolować taką jądrową reakcję łańcuchową, absorbery i moderatory neutronów mogą zmieniać proporcje neutronów, które ulegają rozszczepieniu większej liczby jąder. Reaktory jądrowe są sterowane ręcznie lub automatycznie, aby móc zatrzymać reakcję rozpadu w przypadku zidentyfikowania niebezpiecznych sytuacji.

Powszechnie stosowanymi regulatorami strumienia neutronów są zwykła („lekka”) woda (74,8% reaktorów na świecie), stały grafit (20% reaktorów) oraz woda „ciężka” (5% reaktorów). W niektórych eksperymentalnych typach reaktorów proponuje się stosowanie berylu i węglowodorów.

Wytwarzanie ciepła w reaktorze jądrowym

Strefa robocza reaktora wytwarza ciepło na kilka sposobów:

Energia kinetyczna produktów rozszczepienia jest przekształcana w energię cieplną, gdy jądra zderzają się z sąsiednimi atomami.
Reaktor pochłania część promieniowania gamma wytworzonego podczas rozszczepienia i przekształca jego energię w ciepło.
Ciepło jest generowane z radioaktywnego rozpadu produktów rozszczepienia i materiałów, na które wpłynęła absorpcja neutronów. To źródło ciepła pozostanie niezmienione przez pewien czas, nawet po wyłączeniu reaktora.

Podczas reakcji jądrowych kilogram uranu-235 (U-235) uwalnia około trzy miliony razy więcej energii niż kilogram węgla spalany konwencjonalnie (7,2 × 1013 dżuli na kilogram uranu-235 w porównaniu do 2,4 × 107 dżuli na kilogram węgla) ,

Układ chłodzenia reaktora jądrowego

Chłodziwo reaktora jądrowego – zwykle woda, ale czasami gaz, ciekły metal (taki jak płynny sód) lub stopiona sól – krąży wokół rdzenia reaktora w celu pochłaniania wytworzonego ciepła. Ciepło jest usuwane z reaktora, a następnie wykorzystywane do wytwarzania pary. Większość reaktorów wykorzystuje system chłodzenia, który jest fizycznie odizolowany od wody, która wrze i wytwarza parę wykorzystywaną w turbinach, podobnie jak ciśnieniowy reaktor wodny. Jednak w niektórych reaktorach woda do turbin parowych jest gotowana bezpośrednio w rdzeniu reaktora; na przykład w ciśnieniowym reaktorze wodnym.

Kontrola strumienia neutronów w reaktorze

Moc wyjściowa reaktora jest kontrolowana przez kontrolowanie liczby neutronów zdolnych do wywoływania większej liczby rozszczepień.

Pręty kontrolne wykonane z „trucizny neutronowej” służą do pochłaniania neutronów. Im więcej neutronów zaabsorbuje pręt kontrolny, tym mniej neutronów może spowodować dalsze rozszczepienie. Tak więc zanurzenie prętów absorpcyjnych głęboko w reaktorze zmniejsza jego moc wyjściową i odwrotnie, usunięcie pręta sterującego spowoduje jego zwiększenie.

Na pierwszym poziomie kontroli we wszystkich reaktorach jądrowych opóźniona emisja neutronów z wielu wzbogaconych w neutrony izotopów rozszczepienia jest ważnym procesem fizycznym. Te opóźnione neutrony stanowią około 0,65% całkowitej liczby neutronów wytwarzanych podczas rozszczepienia, podczas gdy reszta (tak zwane „szybkie neutrony”) powstaje natychmiast podczas rozszczepienia. Produkty rozszczepienia, które tworzą opóźnione neutrony, mają okres półtrwania w zakresie od milisekund do kilku minut, dlatego ustalenie dokładnego momentu osiągnięcia przez reaktor punktu krytycznego zajmuje dużo czasu. Utrzymanie reaktora w trybie reaktywności łańcuchowej, w którym do osiągnięcia masy krytycznej potrzebne są opóźnione neutrony, osiąga się za pomocą urządzeń mechanicznych lub kontroli człowieka w celu kontrolowania reakcji łańcuchowej w „czasie rzeczywistym”; w przeciwnym razie czas między osiągnięciem krytyczności a stopieniem rdzenia reaktora jądrowego w wyniku wykładniczego wzrostu mocy w normalnej reakcji łańcucha jądrowego byłby zbyt krótki, aby interweniować. Ten ostatni etap, w którym opóźnione neutrony nie są już wymagane do utrzymania krytyczności, jest znany jako szybka krytyczność. Istnieje skala do opisywania krytyczności w postaci liczbowej, w której początkowa krytyczność jest oznaczona terminem „zero dolarów”, szybki punkt krytyczny jako „jeden dolar”, pozostałe punkty w procesie są interpolowane w „centach”.

W niektórych reaktorach chłodziwo działa również jako moderator neutronów. Moderator zwiększa moc reaktora, powodując, że prędkie neutrony uwalniane podczas rozszczepienia tracą energię i stają się neutronami termicznymi. Neutrony termiczne częściej niż szybkie neutrony powodują rozszczepienie. Jeśli chłodziwo jest również moderatorem neutronów, zmiany temperatury mogą wpływać na gęstość chłodziwa/moderatora, a tym samym na zmianę mocy wyjściowej reaktora. Im wyższa temperatura chłodziwa, tym mniej będzie gęsty, a tym samym mniej skuteczny moderator.

W innych typach reaktorów chłodziwo działa jak „trucizna neutronowa”, pochłaniając neutrony w taki sam sposób, jak pręty kontrolne. W tych reaktorach moc wyjściową można zwiększyć przez podgrzanie chłodziwa, co zmniejsza jego gęstość. Reaktory jądrowe zazwyczaj mają automatyczne i ręczne systemy wyłączania reaktora w celu awaryjnego wyłączenia. Systemy te umieszczają w reaktorze duże ilości „trucizny neutronowej” (często boru w postaci kwasu borowego) w celu zatrzymania procesu rozszczepienia w przypadku wykrycia lub podejrzenia niebezpiecznych warunków.

Większość typów reaktorów jest wrażliwa na proces znany jako „dół ksenonowy” lub „dół jodowy”. Powszechny produkt rozszczepienia, ksenon-135, działa jak pochłaniacz neutronów, który ma na celu wyłączenie reaktora. Akumulację ksenonu-135 można kontrolować, utrzymując wystarczającą ilość wysoki poziom moc do zniszczenia go przez pochłanianie neutronów tak szybko, jak jest wytwarzany. Rozszczepienie powoduje również tworzenie się jodu-135, który z kolei rozpada się (z okresem półtrwania 6,57 godziny), tworząc ksenon-135. Kiedy reaktor jest wyłączony, jod-135 nadal rozpada się, tworząc ksenon-135, co utrudnia ponowne uruchomienie reaktora w ciągu dnia lub dwóch, ponieważ ksenon-135 rozpada się, tworząc cez-135, który nie jest absorberem neutronów jak ksenon-135,135, z okresem półtrwania 9,2 godziny. Ten tymczasowy stan jest „dołkiem jodu”. Jeśli reaktor ma wystarczającą dodatkową moc, można go ponownie uruchomić. Im więcej ksenonu-135 zamieni się w ksenon-136, czyli mniej niż pochłaniacz neutronów i w ciągu kilku godzin reaktor przechodzi tak zwany „stadium dopalania ksenonu”. Dodatkowo do reaktora należy włożyć pręty kontrolne, aby skompensować absorpcję neutronów w celu zastąpienia utraconego ksenonu-135. Służył brak możliwości prawidłowego wykonania takiej procedury kluczowy powód wypadek w elektrowni jądrowej w Czarnobylu.

Reaktory stosowane w morskich instalacjach jądrowych (zwłaszcza atomowych okrętach podwodnych) często nie mogą być uruchomione w trybie zasilania ciągłego w taki sam sposób, jak reaktory energetyczne na lądzie. Ponadto takie elektrownie muszą mieć długi okres eksploatacji bez zmiany paliwa. Z tego powodu wiele projektów wykorzystuje wysoko wzbogacony uran, ale zawiera palny pochłaniacz neutronów w prętach paliwowych. Umożliwia to zaprojektowanie reaktora z nadmiarem materiału rozszczepialnego, który jest stosunkowo bezpieczny na początku wypalania cyklu paliwowego reaktora ze względu na obecność materiału pochłaniającego neutrony, który następnie jest zastępowany konwencjonalnymi pochłaniaczami neutronów o długiej żywotności (trwalsze niż ksenon-135), które stopniowo gromadzą się przez cały okres eksploatacji reaktora.

Jak wytwarzana jest energia elektryczna?

Energia generowana podczas rozszczepienia generuje ciepło, z których część może zostać przekształcona w energię użyteczną. Metoda ogólna Wykorzystanie tej energii cieplnej polega na wykorzystaniu jej do gotowania wody i wytwarzania pary pod ciśnieniem, która z kolei napędza turbinę parową napędzającą alternator i wytwarzającą energię elektryczną.

Historia pojawienia się pierwszych reaktorów

Neutrony odkryto w 1932 roku. Schemat reakcji łańcuchowej wywołanej reakcjami jądrowymi w wyniku ekspozycji na neutrony po raz pierwszy przeprowadził węgierski naukowiec Leo Sillard w 1933 roku. W następnym roku złożył wniosek o patent na swój prosty pomysł reaktora w Admiralicji w Londynie. Jednak pomysł Szilarda nie obejmował teorii rozszczepienia jądra jako źródła neutronów, ponieważ proces ten nie został jeszcze odkryty. Pomysły Szilarda dotyczące reaktorów jądrowych wykorzystujących łańcuchową reakcję jądrową za pośrednictwem neutronów w elementach lekkich okazały się niewykonalne.

Impulsem do stworzenia nowego typu reaktora wykorzystującego uran było odkrycie w 1938 r. przez Lise Meitner, Fritza Strassmanna i Otto Hahna, którzy „zbombardowali” uran neutronami (za pomocą reakcji rozpadu alfa berylu, „działa neutronowego”) do tworzenia baru, który, jak sądzili, powstał z rozpadu jąder uranu. Kolejne badania na początku 1939 r. (Szilard i Fermi) wykazały, że niektóre neutrony powstały również podczas rozszczepienia atomu, co umożliwiło przeprowadzenie reakcji łańcuchowej w jądrze, jak przewidział Szilard sześć lat wcześniej.

2 sierpnia 1939 r. Albert Einstein podpisał list napisany przez Szilarda do prezydenta Franklina D. Roosevelta, w którym stwierdził, że odkrycie rozszczepienia uranu może doprowadzić do stworzenia „niezwykle potężnych nowych rodzajów bomb”. Dało to impuls do badań reaktorów i rozpadu radioaktywnego. Szilard i Einstein znali się dobrze i pracowali razem przez wiele lat, ale Einstein nigdy nie myślał o takiej możliwości energetyki jądrowej, dopóki Szilard nie poinformował go, na samym początku swoich poszukiwań, by napisał list Einsteina-Szilarda, aby ostrzec nas rząd,

Wkrótce potem, w 1939 r., nazistowskie Niemcy najechały Polskę, rozpoczynając II wojnę światową w Europie. Oficjalnie Stany Zjednoczone nie były jeszcze w stanie wojny, ale w październiku, kiedy dostarczono list Einsteina-Szilarda, Roosevelt zauważył, że celem badania było upewnienie się, że „naziści nas nie wysadzą”. Amerykański projekt nuklearny rozpoczął się, choć z pewnym opóźnieniem, ponieważ pozostał sceptycyzm (szczególnie ze strony Fermiego) oraz z powodu małej liczby urzędników rządowych, którzy początkowo nadzorowali projekt.

W następnym roku rząd USA otrzymał memorandum Frischa-Peierlsa z Wielkiej Brytanii stwierdzające, że ilość uranu potrzebna do przeprowadzenia reakcji łańcuchowej jest znacznie mniejsza niż wcześniej sądzono. Memorandum powstało przy udziale Maud Commity, która pracowała nad projektem bomby atomowej w Wielkiej Brytanii, znanej później pod kryptonimem „Tube Alloys” (Tubular Alloys), a później włączonej do Projektu Manhattan.

Ostatecznie pierwszy sztuczny reaktor jądrowy, nazwany Chicago Woodpile 1, został zbudowany na Uniwersytecie w Chicago przez zespół kierowany przez Enrico Fermi pod koniec 1942 roku. wojna. „Chicago Woodpile” osiągnął punkt krytyczny 2 grudnia 1942 roku o godzinie 15 i 25 minut. Rama reaktora była drewniana, łącząc stos bloków grafitowych (stąd nazwa) z zagnieżdżonymi „brykietami” lub „pseudosferami” naturalnego tlenku uranu.

Począwszy od 1943, wkrótce po utworzeniu Chicago Woodpile, armia amerykańska opracowała całą serię reaktorów jądrowych dla Projektu Manhattan. Głównym celem największych reaktorów (zlokalizowanych w kompleksie Hanford w stanie Waszyngton) była masowa produkcja plutonu do broni jądrowej. Fermi i Szilard złożyli wniosek patentowy na reaktory 19 grudnia 1944 r. Jego wydanie zostało opóźnione o 10 lat z powodu wojennej tajemnicy.

"Pierwszy na świecie" - ten napis powstał w miejscu reaktora EBR-I, który obecnie jest muzeum w pobliżu miasta Arco w stanie Idaho. Pierwotnie nazwany „Chicago Woodpile-4”, reaktor ten został zbudowany pod kierownictwem Waltera Zinna dla Laboratorium Narodowego Aregonne. Ten eksperymentalny reaktor prędkiego reaktora powielającego był do dyspozycji Komisji Energii Atomowej USA. Reaktor wyprodukował 0,8 kW mocy podczas testów 20 grudnia 1951 r. i 100 kW mocy (elektrycznej) następnego dnia, przy projektowanej mocy 200 kW (elektrycznej).

Oprócz militarnego wykorzystania reaktorów jądrowych, istniały polityczne powody do kontynuowania badań nad energią atomową do celów pokojowych. Prezydent USA Dwight Eisenhower wygłosił swoje słynne przemówienie „Atoms for Peace” na Zgromadzeniu Ogólnym ONZ w dniu 8 grudnia 1953 r. Ten ruch dyplomatyczny doprowadził do rozpowszechnienia technologii reaktorów zarówno w USA, jak i na całym świecie.

Pierwszą elektrownią atomową zbudowaną do celów cywilnych była elektrownia atomowa AM-1 w Obnińsku, uruchomiona 27 czerwca 1954 r. w Związku Radzieckim. Wyprodukowała około 5 MW energii elektrycznej.

Po II wojnie światowej armia amerykańska szukała innych zastosowań technologii reaktorów jądrowych. Badania prowadzone w Wojsku i Lotnictwie nie zostały zrealizowane; Jednak US Navy odniosła sukces dzięki wystrzeleniu atomowego okrętu podwodnego USS Nautilus (SSN-571) 17 stycznia 1955 r.

Pierwsza komercyjna elektrownia jądrowa (Calder Hall w Sellafield w Anglii) została otwarta w 1956 r. o początkowej mocy 50 MW (później 200 MW).

Pierwszy przenośny reaktor jądrowy „Alco PM-2A” jest wykorzystywany do wytwarzania energii elektrycznej (2 MW) dla amerykańskiej bazy wojskowej „Camp Century” od 1960 roku.

Główne elementy elektrowni jądrowej

Głównymi elementami większości typów elektrowni jądrowych są:

Elementy reaktora jądrowego

Paliwo jądrowe (rdzeń reaktora jądrowego; moderator neutronów)
Początkowe źródło neutronów
Pochłaniacz neutronów
Działo neutronowe (zapewnia stałe źródło neutronów do ponownego zainicjowania reakcji po wyłączeniu)
Układ chłodzenia (często moderator neutronów i chłodziwo to to samo, zwykle woda oczyszczona)
pręty sterujące
Zbiornik reaktora jądrowego (NRC)

Pompa wody kotłowej

Generatory pary (nie w reaktorach z wrzącą wodą)
Turbina parowa
Generator prądu
Kondensator
Wieża chłodnicza (nie zawsze wymagana)
System Przetwarzania Odpadów Promieniotwórczych (Część Zakładu Unieszkodliwiania Odpadów Promieniotwórczych)
Miejsce przeładunku paliwa jądrowego
Pula zużytego paliwa

System bezpieczeństwa przed promieniowaniem

System ochrony rektora (SZR)
Awaryjne generatory diesla
Awaryjny system chłodzenia rdzenia reaktora (ECCS)
Awaryjny system kontroli płynu (awaryjny wtrysk boru, tylko w reaktorach z wrzącą wodą)
System zaopatrzenia w wodę użytkową dla odpowiedzialnych odbiorców (SOTVOP)

Powłoka ochronna

Pilot
Instalacja awaryjna
Kompleks szkolenia jądrowego (z reguły jest symulacja panelu sterowania)

Klasyfikacje reaktorów jądrowych

Rodzaje reaktorów jądrowych

Reaktory jądrowe są klasyfikowane na kilka sposobów; podsumowanie tych metod klasyfikacji przedstawiono poniżej.

Klasyfikacja reaktorów jądrowych według rodzaju moderatora

Używane reaktory termiczne:

Reaktory grafitowe
Reaktory wodne ciśnieniowe
Reaktory na wodę ciężką(używany w Kanadzie, Indiach, Argentynie, Chinach, Pakistanie, Rumunii i Korea Południowa).
Reaktory lekkowodne(LVR). Reaktory lekkowodne (najczęściej spotykany typ reaktora termicznego) wykorzystują zwykłą wodę do sterowania i chłodzenia reaktorów. Jeśli temperatura wody wzrasta, wówczas jej gęstość spada, spowalniając strumień neutronów na tyle, aby wywołać dalsze reakcje łańcuchowe. To ujemne sprzężenie zwrotne stabilizuje szybkość reakcji jądrowej. Reaktory grafitowe i ciężkowodne mają tendencję do nagrzewania się intensywniej niż reaktory na wodę lekką. Ze względu na dodatkowe ciepło, takie reaktory mogą wykorzystywać naturalny uran/niewzbogacone paliwo.
Reaktory oparte na moderatorach lekkich elementów.
Reaktory moderowane stopioną solą(MSR) są kontrolowane przez obecność lekkich pierwiastków, takich jak lit lub beryl, które są częścią soli matrycy chłodziwa/paliwa LiF i BEF2.
Reaktory z chłodnicami ciekłego metalu, gdzie chłodziwo jest mieszaniną ołowiu i bizmutu, może wykorzystywać tlenek BeO w pochłaniaczu neutronów.
Reaktory oparte na moderatorze organicznym(OMR) używają difenylu i terfenylu jako moderatora i składników chłodziwa.

Klasyfikacja reaktorów jądrowych według rodzaju chłodziwa

Reaktor chłodzony wodą. W Stanach Zjednoczonych działają 104 reaktory. Spośród nich 69 to reaktory wodne ciśnieniowe (PWR), a 35 to reaktory wodne wrzące (BWR). Reaktory jądrowe na wodę ciśnieniową (PWR) stanowią zdecydowaną większość wszystkich zachodnich elektrowni jądrowych. Główną cechą typu RVD jest obecność doładowania, specjalnego naczynia wysokociśnieniowego. Większość komercyjnych reaktorów wysokociśnieniowych i reaktorów okrętowych korzysta z turbosprężarek. Podczas normalnej pracy dmuchawa jest częściowo wypełniona wodą, a nad nią utrzymuje się pęcherzyk pary, który powstaje w wyniku podgrzania wody grzałkami zanurzeniowymi. W trybie normalnym sprężarka jest połączona ze zbiornikiem ciśnieniowym reaktora (HRV), a kompensator ciśnienia zapewnia wnękę w przypadku zmiany objętości wody w reaktorze. Taki schemat zapewnia również kontrolę ciśnienia w reaktorze poprzez zwiększanie lub zmniejszanie ciśnienia pary w kompensatorze za pomocą grzałek.

Reaktory wysokociśnieniowe na wodę ciężką należą do różnych reaktorów ciśnieniowych wodnych (PWR), łączących zasady wykorzystania ciśnienia, izolowanego obiegu termicznego, przy założeniu stosowania ciężkiej wody jako chłodziwa i moderatora, co jest korzystne ekonomicznie.
reaktor z wrzącą wodą(BWR). Modele reaktorów z wodą wrzącą charakteryzują się obecnością wrzącej wody wokół prętów paliwowych na dnie zbiornika głównego reaktora. Reaktor z wrzącą wodą wykorzystuje jako paliwo wzbogacony 235U w postaci dwutlenku uranu. Paliwo jest ułożone w pręty umieszczone w stalowym naczyniu, które z kolei zanurza się w wodzie. Proces rozszczepienia jądrowego powoduje wrzenie wody i tworzenie się pary. Para ta przepływa przez rurociągi w turbinach. Turbiny są napędzane parą, a proces ten generuje energię elektryczną. Podczas normalnej pracy ciśnienie jest kontrolowane ilością pary przepływającej ze zbiornika ciśnieniowego reaktora do turbiny.
Reaktor typu basenowego
Reaktor z chłodziwem z ciekłego metalu. Ponieważ woda jest moderatorem neutronów, nie można jej używać jako chłodziwa w reaktorze na neutrony prędkie. Do chłodziw ciekłych metali należą sód, NaK, ołów, eutektyk ołowiowo-bizmutowy, a w przypadku reaktorów wczesnej generacji rtęć.
Reaktor neutronów prędkich z chłodziwem sodowym.
Reaktor na prędkie neutrony z chłodziwem ołowiowym.
Reaktory chłodzone gazem są chłodzone przez krążący gaz obojętny, poczęty z helem w konstrukcjach wysokotemperaturowych. Jednocześnie dwutlenek węgla był wcześniej wykorzystywany w brytyjskich i francuskich elektrowniach jądrowych. Zastosowano również azot. Wykorzystanie ciepła zależy od typu reaktora. Niektóre reaktory są tak gorące, że gaz może bezpośrednio napędzać turbinę gazową. Starsze konstrukcje reaktorów zwykle obejmowały przepuszczanie gazu przez wymiennik ciepła w celu wytworzenia pary dla turbiny parowej.
Reaktory na stopioną sól(MSR) są chłodzone przez cyrkulację stopionej soli (zwykle eutektyczne mieszaniny soli fluorkowych, takich jak FLiBe). W typowym MSR chłodziwo jest również używane jako matryca, w której rozpuszcza się materiał rozszczepialny.

Generacje reaktorów jądrowych

Reaktor pierwszej generacji(wczesne prototypy, reaktory badawcze, niekomercyjne reaktory energetyczne)
Reaktor drugiej generacji(najnowocześniejsze elektrownie jądrowe 1965-1996)
Reaktor trzeciej generacji(ewolucyjne ulepszenia istniejących projektów 1996-obecnie)
Reaktor czwarta generacja (technologie w fazie rozwoju, nieznana data rozpoczęcia, być może 2030)

W 2003 r. francuski Komisariat Energii Atomowej (CEA) po raz pierwszy wprowadził oznaczenie „Gen II” podczas Tygodnia Nukleoniki.

Pierwsza wzmianka o „Gen III” w 2000 r. pojawiła się w związku z rozpoczęciem Międzynarodowego Forum Generacji IV (GIF).

„Gen IV” został wymieniony w 2000 r. przez Departament Energii Stanów Zjednoczonych (DOE) w celu opracowania nowych typów elektrowni.

Klasyfikacja reaktorów jądrowych według rodzaju paliwa

Reaktor na paliwo stałe
reaktor na paliwo ciekłe
Homogeniczny reaktor chłodzony wodą
Reaktor na stopioną sól
Reaktory gazowe (teoretycznie)

Klasyfikacja reaktorów jądrowych według celu

Generowanie elektryczności
Elektrownie jądrowe, w tym małe reaktory klastrowe
Urządzenia samobieżne (patrz elektrownie jądrowe)
Morskie instalacje jądrowe
Różne proponowane typy silników rakietowych
Inne zastosowania ciepła
Odsolenie
Wytwarzanie ciepła do ogrzewania domowego i przemysłowego
Produkcja wodoru do wykorzystania w energetyce wodorowej
Reaktory produkcyjne do konwersji pierwiastków
Reaktory rozrodcze zdolne do wytwarzania większej ilości materiału rozszczepialnego niż zużywają podczas reakcji łańcuchowej (poprzez przekształcenie macierzystych izotopów U-238 w Pu-239 lub Th-232 w U-233). W ten sposób, po wypracowaniu jednego cyklu, reaktor regenerujący uran może być wielokrotnie tankowany uranu naturalnym lub nawet zubożonym. Z kolei reaktor powielacza toru można ponownie napełnić torem. Potrzebne jest jednak wstępne zaopatrzenie w materiał rozszczepialny.
Wytwarzanie różnych izotopów promieniotwórczych, takich jak ameryk do stosowania w czujnikach dymu oraz kobalt-60, molibden-99 i inne, wykorzystywanych jako znaczniki i do leczenia.
Produkcja materiałów do broni jądrowej, takich jak pluton do broni;
Stworzenie źródła promieniowania neutronowego (na przykład reaktor impulsowy Lady Godiva) i promieniowania pozytonowego (na przykład analiza aktywacji neutronów i datowanie potasowo-argonowe)
Reaktor badawczy: Generalnie reaktory są używane do badania naukowe oraz szkolenia, badania materiałów lub produkcja radioizotopów dla medycyny i przemysłu. Są znacznie mniejsze niż reaktory energetyczne czy reaktory okrętowe. Wiele z tych reaktorów znajduje się na kampusach uniwersyteckich. W 56 krajach działa około 280 takich reaktorów. Niektóre działają z wysoko wzbogaconym paliwem uranowym. Trwają międzynarodowe wysiłki na rzecz zastąpienia paliw niskowzbogaconych.

Nowoczesne reaktory jądrowe

Ciśnieniowe reaktory wodne (PWR)

Reaktory te wykorzystują zbiornik ciśnieniowy do przechowywania paliwa jądrowego, prętów kontrolnych, moderatora i chłodziwa. Reaktory są chłodzone, a neutrony są moderowane przez ciekłą wodę pod wysokim ciśnieniem. Gorąca radioaktywna woda opuszczająca naczynie ciśnieniowe przechodzi przez obwód generatora pary, który z kolei ogrzewa wtórny (nieradioaktywny) obwód. Reaktory te stanowią większość nowoczesnych reaktorów. Jest to projektowe urządzenie do ogrzewania reaktora neutronowego, z których najnowszym jest VVER-1200, zaawansowany reaktor wodny ciśnieniowy i europejski reaktor ciśnieniowy wodny. Reaktory US Navy są tego typu.

Reaktory z wrzącą wodą (BWR)

Reaktory wodne wrzące są podobne do reaktorów wodnych ciśnieniowych bez generatora pary. Reaktory z wrzącą wodą również wykorzystują wodę jako chłodziwo i moderator neutronów jako reaktory wodne ciśnieniowe, ale pod niższym ciśnieniem, które pozwala wodzie zagotować się wewnątrz kotła, tworząc parę, która obraca turbiny. W przeciwieństwie do ciśnieniowego reaktora wodnego, nie ma obiegu pierwotnego i wtórnego. Wydajność grzewcza tych reaktorów może być wyższa i mogą być prostsze w konstrukcji, a nawet bardziej stabilne i bezpieczniejsze. Jest to urządzenie z reaktorem neutronów termicznych, z których najnowszym jest zaawansowany reaktor z wrzącą wodą oraz ekonomiczny uproszczony reaktor jądrowy z wrzącą wodą.

Reaktor ciśnieniowy moderowany ciężką wodą (PHWR)

Konstrukcja kanadyjska (znana jako CANDU) to reaktory ciśnieniowe z moderacją ciężkiej wody. Zamiast używać jednego zbiornika ciśnieniowego, jak w ciśnieniowych reaktorach wodnych, paliwo znajduje się w setkach kanałów wysokociśnieniowych. Reaktory te działają na naturalnym uranie i są reaktorami na neutrony termiczne. Reaktory ciężkowodne mogą być tankowane podczas pracy na pełnej mocy, dzięki czemu są bardzo wydajne przy użyciu uranu (pozwala to na precyzyjną kontrolę przepływu w rdzeniu). Reaktory ciężkowodne CANDU zbudowano w Kanadzie, Argentynie, Chinach, Indiach, Pakistanie, Rumunii i Korei Południowej. Indie eksploatują również szereg reaktorów ciężkowodnych, często określanych jako „pochodne CANDU”, zbudowanych po tym, jak rząd kanadyjski zakończył stosunki nuklearne z Indiami po teście broni jądrowej „Uśmiechniętego Buddy” w 1974 roku.

Reaktor kanałowy dużej mocy (RBMK)

Radziecki rozwój, przeznaczony do produkcji plutonu, a także energii elektrycznej. RBMK wykorzystują wodę jako chłodziwo i grafit jako moderator neutronów. RBMK są pod pewnymi względami podobne do CANDU, ponieważ mogą być ładowane podczas pracy i wykorzystują rury ciśnieniowe zamiast zbiornika ciśnieniowego (jak ma to miejsce w ciśnieniowych reaktorach wodnych). Jednak w przeciwieństwie do CANDU są one bardzo niestabilne i nieporęczne, co powoduje, że pokrywa reaktora jest droga. W projektach RBMK zidentyfikowano również szereg krytycznych niedociągnięć w zakresie bezpieczeństwa, chociaż niektóre z tych niedociągnięć zostały naprawione po katastrofie w Czarnobylu. Ich główną cechą jest wykorzystanie wody lekkiej i niewzbogaconego uranu. Od 2010 r. 11 reaktorów pozostaje otwartych, głównie dzięki poprawie bezpieczeństwa i wsparciu międzynarodowych organizacji bezpieczeństwa, takich jak Departament Energii USA. Pomimo tych ulepszeń reaktory RBMK są nadal uważane za jedne z najniebezpieczniejszych konstrukcji reaktorów. Reaktory RBMK były używane tylko w byłym Związku Radzieckim.

Reaktor chłodzony gazem (GCR) i zaawansowany reaktor chłodzony gazem (AGR)

Zazwyczaj używają grafitowego moderatora neutronów i chłodnicy CO2. Ze względu na wysokie temperatury robocze mogą mieć wyższą wydajność wytwarzania ciepła niż reaktory wodne ciśnieniowe. Istnieje szereg reaktorów operacyjnych tego projektu, głównie w Wielkiej Brytanii, gdzie opracowano koncepcję. Starsze inwestycje (np. stacje Magnox) są albo zamknięte, albo zostaną zamknięte w najbliższej przyszłości. Jednak ulepszone reaktory chłodzone gazem mają szacowany okres eksploatacji na kolejne 10 do 20 lat. Reaktory tego typu to reaktory z neutronami termicznymi. Koszty pieniężne likwidacji takich reaktorów mogą być wysokie ze względu na dużą objętość rdzenia.

Szybki Reaktor Rozrodczy (LMFBR)

Konstrukcja tego reaktora jest chłodzona ciekłym metalem bez moderatora i wytwarza więcej paliwa niż zużywa. Mówi się, że „hodują” paliwo, ponieważ wytwarzają paliwo rozszczepialne w trakcie wychwytywania neutronów. Takie reaktory mogą funkcjonować tak samo jak reaktory wodne ciśnieniowe pod względem wydajności, muszą kompensować zwiększone ciśnienie, ponieważ używany jest ciekły metal, który nie wytwarza nadciśnienia nawet w bardzo wysokich temperaturach. Reaktorami tego typu były BN-350 i BN-600 w ZSRR oraz Superphoenix we Francji, podobnie jak Fermi I w Stanach Zjednoczonych. Reaktor Monju w Japonii, uszkodzony przez wyciek sodu w 1995 roku, wznowił pracę w maju 2010 roku. Wszystkie te reaktory wykorzystują/stosują ciekły sód. Reaktory te są reaktorami na neutrony prędkie i nie należą do reaktorów na neutrony termiczne. Reaktory te są dwojakiego rodzaju:

chłodzony ołowiem

Zastosowanie ołowiu jako ciekłego metalu zapewnia doskonałe ekranowanie promieniowania i umożliwia pracę w bardzo wysokich temperaturach. Ponadto ołów jest (w większości) przezroczysty dla neutronów, więc mniej neutronów jest traconych przez chłodziwo i chłodziwo nie staje się radioaktywne. W przeciwieństwie do sodu, ołów jest na ogół obojętny, więc istnieje mniejsze ryzyko wybuchu lub wypadku, ale tak duże ilości ołowiu mogą powodować problemy z toksycznością i utylizacją odpadów. Często w tego typu reaktorach można stosować mieszaniny eutektyczne ołowiu z bizmutem. W tym przypadku bizmut będzie stanowił niewielką interferencję z promieniowaniem, ponieważ nie jest całkowicie przezroczysty dla neutronów i może łatwiej zmienić się w inny izotop niż ołów. Rosyjski okręt podwodny klasy Alpha wykorzystuje reaktor neutronów prędkich chłodzony bizmutem ołowiowym jako główny system wytwarzania energii.

chłodzony sodem

Większość reaktorów do hodowli ciekłych metali (LMFBR) jest tego typu. Sód jest stosunkowo łatwy do uzyskania i łatwy w obróbce, a także pomaga zapobiegać korozji zanurzonych w nim różnych części reaktora. Jednak sód reaguje gwałtownie w kontakcie z wodą, dlatego należy zachować ostrożność, chociaż takie wybuchy nie będą znacznie silniejsze niż np. wycieki przegrzanej cieczy z SCWR lub RWD. EBR-I jest pierwszym tego typu reaktorem, w którym rdzeń składa się ze stopu.

Reaktor z łożem kulowym (PBR)

Wykorzystują paliwo sprasowane w kulki ceramiczne, w których krąży gaz. Dzięki temu są to wydajne, bezpretensjonalne, bardzo bezpieczne reaktory z niedrogim, znormalizowanym paliwem. Prototypem był reaktor AVR.

Reaktory na stopioną sól

W nich paliwo rozpuszcza się w solach fluorkowych lub jako chłodziwo stosuje się fluorki. Ich zróżnicowane systemy bezpieczeństwa, wysoka wydajność i wysoka gęstość energii są odpowiednie dla pojazdów. Co godne uwagi, w rdzeniu nie mają części poddawanych wysokim ciśnieniom ani elementów palnych. Prototypem był reaktor MSRE, który również wykorzystywał cykl paliwowy toru. Jako reaktor rozrodczy przetwarza on wypalone paliwo, odzyskując zarówno pierwiastki uranowe, jak i transuranowe, pozostawiając jedynie 0,1% odpadów transuranowych w porównaniu z konwencjonalnymi jednoprzejściowymi reaktorami uranowo-wodnymi, które obecnie działają. Odrębną kwestią są radioaktywne produkty rozszczepienia, które nie podlegają recyklingowi i muszą być utylizowane w konwencjonalnych reaktorach.

Wodny Reaktor Jednorodny (AHR)

Reaktory te wykorzystują paliwo w postaci rozpuszczalnych soli, które są rozpuszczane w wodzie i mieszane z chłodziwem i moderatorem neutronów.

Innowacyjne systemy i projekty jądrowe

zaawansowane reaktory

Kilkanaście zaawansowanych projektów reaktorów znajduje się na różnych etapach rozwoju. Niektóre z nich wyewoluowały z projektów RWD, BWR i PHWR, niektóre różnią się znacznie bardziej. Do tych pierwszych należą zaawansowany reaktor z wrzącą wodą (ABWR) (dwa z nich są obecnie w eksploatacji, a inne w budowie), a także planowane instalacje ESBWR i AP1000 (patrz poniżej). 2010).

Integralny reaktor jądrowy na neutronach prędkich(IFR) był budowany, testowany i testowany w latach 80., a następnie wycofany z eksploatacji po rezygnacji administracji Clintona w latach 90. z powodu polityki nierozprzestrzeniania broni jądrowej. U podstaw projektu leży ponowne przetwarzanie wypalonego paliwa jądrowego, w związku z czym wytwarza on tylko ułamek odpadów z działających reaktorów.

Modułowy reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem reaktor (HTGCR) jest zaprojektowany w taki sposób, aby wysokie temperatury zmniejszały moc wyjściową dzięki dopplerowskiemu poszerzeniu przekroju wiązki neutronów. Reaktor wykorzystuje paliwo ceramiczne, dzięki czemu jego bezpieczne temperatury pracy przekraczają zakres temperatur obniżania wartości znamionowych. Większość struktur jest chłodzona obojętnym helem. Hel nie może wywołać eksplozji z powodu rozszerzania się pary, nie absorbuje neutronów, co prowadziłoby do radioaktywności, i nie rozpuszcza zanieczyszczeń, które mogą być radioaktywne. Typowe konstrukcje składają się z większej liczby warstw ochrony biernej (do 7) niż w reaktorach na wodę lekką (zwykle 3). Unikalną cechą, która może zapewnić bezpieczeństwo, jest to, że kulki paliwa faktycznie tworzą rdzeń i są z czasem wymieniane jeden po drugim. Cechy konstrukcyjne ogniw paliwowych sprawiają, że ich recykling jest kosztowny.

Mały, zamknięty, mobilny, reaktor autonomiczny (SSTAR) został pierwotnie przetestowany i opracowany w USA. Reaktor został pomyślany jako reaktor na neutrony prędkie z pasywnym systemem ochrony, który można było wyłączyć zdalnie w przypadku podejrzenia awarii.

Czyste i przyjazne dla środowiska zaawansowany reaktor (CAESAR) to koncepcja reaktora jądrowego wykorzystującego parę jako moderatora neutronów – projekt ten jest wciąż w fazie rozwoju.

Reaktor o ograniczonej ilości wody z moderacją oparty jest na obecnie eksploatowanym zaawansowanym reaktorze z wrzącą wodą (ABWR). Nie jest to pełny reaktor na neutrony prędkie, ale wykorzystuje głównie neutrony epitermiczne, które mają pośrednią prędkość między termiczną a prędką.

Samoregulujący moduł energii jądrowej z moderatorem wodoru (HPM) to projekt reaktora wydany przez Los Alamos National Laboratory, który wykorzystuje wodorek uranu jako paliwo.

Reaktory jądrowe podkrytyczne zaprojektowane jako bezpieczniejsze i bardziej stabilne w pracy, ale są trudne pod względem inżynieryjnym i ekonomicznym. Jednym z przykładów jest „Wzmacniacz energii”.

Reaktory na bazie toru. W specjalnie zaprojektowanych do tego celu reaktorach możliwa jest konwersja toru-232 do U-233. W ten sposób tor, który występuje czterokrotnie częściej niż uran, może być wykorzystany do produkcji paliwa jądrowego na bazie U-233. Uważa się, że U-233 ma korzystne właściwości jądrowe w porównaniu z konwencjonalnym U-235, w szczególności lepszą wydajność neutronów i zmniejszoną produkcję długożyciowych odpadów transuranu.

Zaawansowany reaktor na ciężką wodę (AHWR)- proponowany reaktor ciężkowodny, który będzie reprezentował rozwój następnej generacji typu PHWR. W trakcie opracowywania w Bhabha Nuclear Research Center (BARC), Indie.

KAMINI- unikalny reaktor wykorzystujący jako paliwo izotop uranu-233. Zbudowany w Indiach w Centrum Badawczym BARC i Centrum Badań Jądrowych Indiry Gandhi (IGCAR).

Indie planują również budowę reaktorów na neutronach prędkich wykorzystujących cykl paliwowy tor-uran-233. FBTR (reaktor neutronów prędkich) (Kalpakkam, Indie) wykorzystuje pluton jako paliwo i ciekły sód jako chłodziwo podczas pracy.

Czym są reaktory czwartej generacji

Czwarta generacja reaktorów to zestaw różnych projektów teoretycznych, które są obecnie rozważane. Projekty te prawdopodobnie nie zostaną wdrożone do 2030 r. Współczesne reaktory będące w eksploatacji są ogólnie uważane za systemy drugiej lub trzeciej generacji. Systemy pierwszej generacji nie były używane od dłuższego czasu. Rozwój tej czwartej generacji reaktorów został oficjalnie rozpoczęty na Międzynarodowym Forum Generacji IV (GIF) w oparciu o osiem celów technologicznych. Głównymi celami były poprawa bezpieczeństwa jądrowego, zwiększenie ochrony przed proliferacją, minimalizacja odpadów i wykorzystanie zasobów naturalnych, a także obniżenie kosztów budowy i eksploatacji takich stacji.

Reaktor neutronów prędkich chłodzony gazem
Reaktor neutronów prędkich z chłodnicą ołowiową
Reaktor z ciekłą solą
Reaktor neutronów prędkich chłodzony sodem
Reaktor jądrowy chłodzony wodą w stanie nadkrytycznym
Reaktor jądrowy o ultrawysokiej temperaturze

Czym są reaktory piątej generacji?

Piąta generacja reaktorów to projekty, których realizacja jest możliwa z teoretycznego punktu widzenia, ale które nie są obecnie przedmiotem aktywnych rozważań i badań. Chociaż takie reaktory mogą być budowane w obecnej lub krótkoterminowej perspektywie, są mało interesujące ze względu na wykonalność ekonomiczną, praktyczność lub bezpieczeństwo.

reaktor fazy ciekłej. Zamknięta pętla z cieczą w rdzeniu reaktora jądrowego, w której materiał rozszczepialny występuje w postaci stopionego uranu lub roztworu uranu chłodzonego za pomocą gazu roboczego wtłaczanego do otworów przelotowych w podstawie pojemnika bezpieczeństwa.
Reaktor z fazą gazową w rdzeniu. Wariant z zamkniętą pętlą rakiety o napędzie jądrowym, w którym materiałem rozszczepialnym jest gazowy sześciofluorek uranu znajdujący się w naczyniu kwarcowym. Gaz roboczy (taki jak wodór) będzie opływać to naczynie i pochłaniać promieniowanie ultrafioletowe powstałe w wyniku reakcji jądrowej. Taka konstrukcja mogłaby służyć jako silnik rakietowy, jak wspomniano w powieści science fiction Harry'ego Harrisona Skyfall z 1976 roku. Teoretycznie zastosowanie sześciofluorku uranu jako paliwa jądrowego (a nie jako półproduktu, jak to się obecnie robi) doprowadziłoby do obniżenia kosztów wytwarzania energii, a także znacznego zmniejszenia wielkości reaktorów. W praktyce reaktor pracujący przy tak wysokich gęstościach mocy wytwarzałby niekontrolowany strumień neutronów, osłabiając właściwości wytrzymałościowe większości materiałów reaktora. Przepływ byłby więc podobny do przepływu cząstek uwalnianych w instalacjach termojądrowych. To z kolei wymagałoby użycia materiałów podobnych do tych stosowanych w Międzynarodowym Projekcie Wdrożenia Zakładu Napromieniania Fuzyjnego.
Reaktor elektromagnetyczny w fazie gazowej. Podobny do reaktora gazowego, ale z ogniwami fotowoltaicznymi przetwarzającymi światło ultrafioletowe bezpośrednio na energię elektryczną.
Reaktor oparty na fragmentacji
Hybrydowa fuzja jądrowa. Wykorzystywane są neutrony emitowane podczas stapiania i rozpadu oryginału lub „substancji w strefie reprodukcji”. Na przykład transmutacja U-238, Th-232 lub wypalonego paliwa/odpadów radioaktywnych z innego reaktora w stosunkowo łagodniejsze izotopy.

Reaktor z fazą gazową w strefie aktywnej. Wariant z zamkniętą pętlą rakiety o napędzie jądrowym, w którym materiałem rozszczepialnym jest gazowy sześciofluorek uranu znajdujący się w naczyniu kwarcowym. Gaz roboczy (taki jak wodór) będzie opływać to naczynie i pochłaniać promieniowanie ultrafioletowe powstałe w wyniku reakcji jądrowej. Taka konstrukcja mogłaby służyć jako silnik rakietowy, jak wspomniano w powieści science fiction Harry'ego Harrisona Skyfall z 1976 roku. Teoretycznie zastosowanie sześciofluorku uranu jako paliwa jądrowego (a nie jako półproduktu, jak ma to obecnie miejsce) doprowadziłoby do obniżenia kosztów wytwarzania energii, a także znacznego zmniejszenia wielkości reaktorów. W praktyce reaktor pracujący przy tak wysokich gęstościach mocy wytwarzałby niekontrolowany strumień neutronów, osłabiając właściwości wytrzymałościowe większości materiałów reaktora. Przepływ byłby więc podobny do przepływu cząstek uwalnianych w instalacjach termojądrowych. To z kolei wymagałoby użycia materiałów podobnych do stosowanych w Międzynarodowym Projekcie Wdrożenia Zakładu Napromieniania Fuzyjnego.

Reaktor elektromagnetyczny w fazie gazowej. Podobny do reaktora gazowego, ale z ogniwami fotowoltaicznymi przetwarzającymi światło ultrafioletowe bezpośrednio na energię elektryczną.

Reaktor oparty na fragmentacji

Hybrydowa fuzja jądrowa. Wykorzystywane są neutrony emitowane podczas stapiania i rozpadu oryginału lub „substancji w strefie reprodukcji”. Na przykład transmutacja U-238, Th-232 lub wypalonego paliwa/odpadów radioaktywnych z innego reaktora w stosunkowo łagodniejsze izotopy.

Reaktory termojądrowe

Kontrolowana fuzja może być stosowana w elektrowniach termojądrowych do produkcji energii elektrycznej bez komplikacji związanych z pracą z aktynowcami. Pozostają jednak poważne przeszkody naukowe i technologiczne. Zbudowano kilka reaktorów termojądrowych, ale tylko w ostatnie czasy udało się zapewnić, że reaktory uwolnią więcej energii niż zużyły. Pomimo tego, że badania rozpoczęły się w latach 50., zakłada się, że komercyjny reaktor termojądrowy będzie działał dopiero w 2050 roku. Projekt ITER podejmuje obecnie wysiłki na rzecz wykorzystania energii termojądrowej.

Jądrowy cykl paliwowy

Reaktory termiczne generalnie zależą od stopnia oczyszczenia i wzbogacenia uranu. Niektóre reaktory jądrowe mogą działać na mieszaninie plutonu i uranu (patrz paliwo MOX). Proces, w którym ruda uranu jest wydobywana, przetwarzana, wzbogacana, wykorzystywana, ewentualnie poddawana recyklingowi i usuwana, jest znany jako jądrowy cykl paliwowy.

Aż 1% uranu w naturze to łatwo rozszczepialny izotop U-235. Tak więc konstrukcja większości reaktorów obejmuje stosowanie wzbogaconego paliwa. Wzbogacanie polega na zwiększeniu udziału U-235 i jest zwykle przeprowadzane przy użyciu dyfuzji gazowej lub w wirówce gazowej. Wzbogacony produkt jest dalej przekształcany w proszek dwutlenku uranu, który jest prasowany i wypalany w granulki. Te granulki są umieszczane w tubach, które są następnie zamykane. Takie rurki nazywane są prętami paliwowymi. Każdy reaktor jądrowy wykorzystuje wiele z tych prętów paliwowych.

Większość komercyjnych BWR i PWR wykorzystuje uran wzbogacony do około 4% U-235. Ponadto niektóre reaktory przemysłowe o wysokiej ekonomice neutronów w ogóle nie wymagają wzbogaconego paliwa (czyli mogą wykorzystywać naturalny uran). Według Międzynarodowej Agencji Energii Atomowej na świecie jest co najmniej 100 reaktorów badawczych wykorzystujących wysoko wzbogacone paliwo (klasa do broni / 90% wzbogacony uran). Ryzyko kradzieży tego typu paliwa (możliwego do wykorzystania w produkcji broni jądrowej) doprowadziło do kampanii nawołującej do przejścia na reaktory z nisko wzbogaconym uranem (stwarzającym mniejsze zagrożenie proliferacją).

Rozszczepialny U-235 i nierozszczepialny, rozszczepialny U-238 są wykorzystywane w procesie transformacji jądrowej. U-235 jest rozszczepiony przez termiczne (tj. wolno poruszające się) neutrony. Neutron termiczny to taki, który porusza się z mniej więcej taką samą prędkością, jak otaczające go atomy. Ponieważ częstotliwość drgań atomów jest proporcjonalna do ich temperatury bezwzględnej, neutron termiczny ma większą zdolność do rozszczepiania U-235, gdy porusza się z tą samą prędkością drgań. Z drugiej strony, U-238 z większym prawdopodobieństwem przechwyci neutron, jeśli neutron porusza się bardzo szybko. Atom U-239 rozpada się tak szybko, jak to możliwe, tworząc pluton-239, który sam jest paliwem. Pu-239 jest paliwem kompletnym i należy go brać pod uwagę nawet przy stosowaniu wysoko wzbogaconego paliwa uranowego. W niektórych reaktorach procesy rozszczepiania plutonu będą miały pierwszeństwo przed procesami rozszczepiania U-235. Zwłaszcza po wyczerpaniu oryginalnego załadowanego U-235. Rozszczepienia plutonu w reaktorach prędkich i termicznych, co czyni go idealnym zarówno do reaktorów jądrowych, jak i bomb jądrowych.

Większość istniejących reaktorów to reaktory termiczne, które zazwyczaj wykorzystują wodę jako moderator neutronów (moderator oznacza, że spowalnia neutron do prędkości termicznej), a także jako chłodziwo. Jednak w reaktorze na neutrony prędkie stosuje się nieco inny rodzaj chłodziwa, który nie spowolni zbytnio strumienia neutronów. Pozwala to na dominację szybkich neutronów, które można skutecznie wykorzystać do ciągłego uzupełniania zapasów paliwa. Po prostu umieszczając w rdzeniu tani, niewzbogacony uran, samorzutnie nierozszczepialny U-238 przekształci się w Pu-239, „reprodukując” paliwo.

W cyklu paliwowym opartym na torze tor-232 pochłania neutron zarówno w reaktorach prędkich, jak i termicznych. W wyniku rozpadu beta toru powstaje protaktyn-233, a następnie uran-233, który z kolei jest wykorzystywany jako paliwo. Dlatego, podobnie jak uran-238, tor-232 jest materiałem płodnym.

Konserwacja reaktorów jądrowych

Ilość energii w zbiorniku paliwa jądrowego jest często wyrażana w postaci „dni pełnej mocy”, czyli liczby 24-godzinnych okresów (dni), w których reaktor pracuje z pełną mocą w celu wytworzenia energii cieplnej. Dni pracy z pełną mocą w cyklu pracy reaktora (między przerwami wymaganymi na tankowanie) są związane z ilością rozpadającego się uranu-235 (U-235) zawartego w zespołach paliwowych na początku cyklu. Im wyższy udział U-235 w rdzeniu na początku cyklu, tym więcej dni pracy z pełną mocą pozwoli reaktorowi pracować.

Pod koniec cyklu pracy paliwo w niektórych zespołach jest „zużyte”, rozładowywane i zastępowane w postaci nowych (świeżych) zespołów paliwowych. Również taka reakcja akumulacji produktów rozpadu w paliwie jądrowym determinuje żywotność paliwa jądrowego w reaktorze. Nawet na długo przed ostatecznym procesem rozszczepienia, długożyciowe, absorbujące neutrony produkty uboczne rozpadu mają czas na akumulację w reaktorze, uniemożliwiając przebieg reakcji łańcuchowej. Proporcja rdzenia reaktora, która jest wymieniana podczas uzupełniania paliwa, wynosi zazwyczaj jedną czwartą w przypadku reaktora z wrzącą wodą i jedną trzecią w przypadku reaktora z wodą pod ciśnieniem. Utylizacja i przechowywanie tego wypalonego paliwa to jedno z najtrudniejszych zadań w organizacji pracy przemysłowej elektrowni jądrowej. Takie odpady nuklearne są niezwykle radioaktywne, a ich toksyczność stanowi zagrożenie od tysięcy lat.

Nie wszystkie reaktory muszą być wyłączone z eksploatacji w celu uzupełnienia paliwa; na przykład reaktory jądrowe ze złożem kulistym, RBMK (reaktor kanałowy o dużej mocy), reaktory na sól stopioną, reaktory Magnox, AGR i CANDU umożliwiają przemieszczanie elementów paliwowych podczas pracy elektrowni. W reaktorze CANDU możliwe jest umieszczenie poszczególnych elementów paliwowych w rdzeniu w taki sposób, aby regulować zawartość U-235 w elemencie paliwowym.

Ilość energii wydobytej z paliwa jądrowego nazywana jest jego wypaleniem, co wyraża się w postaci energii cieplnej wytworzonej przez początkową wagę jednostkową paliwa. Wypalenie jest zwykle wyrażane jako megawato-dni na tonę pierwotnego metalu ciężkiego.

Bezpieczeństwo energetyki jądrowej

Bezpieczeństwo jądrowe to działania mające na celu zapobieganie awariom jądrowym i radiacyjnym lub lokalizowanie ich skutków. Energetyka jądrowa poprawiła bezpieczeństwo i wydajność reaktorów, a także opracowała nowe, bezpieczniejsze projekty reaktorów (które na ogół nie były testowane). Nie ma jednak gwarancji, że takie reaktory zostaną zaprojektowane, zbudowane i będą działać niezawodnie. Błędy pojawiają się, gdy projektanci reaktora w elektrowni jądrowej Fukushima w Japonii nie spodziewali się, że wywołane trzęsieniem tsunami wyłączy system rezerwowy, który miał stabilizować reaktor po trzęsieniu ziemi, pomimo licznych ostrzeżeń ze strony NRG Grupa poszukiwawcza) oraz japońska administracja ds. bezpieczeństwa jądrowego. Według UBS AG wypadki jądrowe w Fukushimie I poddają w wątpliwość, czy nawet zaawansowane gospodarki, takie jak Japonia, mogą zapewnić bezpieczeństwo jądrowe. Możliwe są również scenariusze katastroficzne, w tym ataki terrorystyczne. Interdyscyplinarny zespół z MIT (Massachusetts Institute of Technology) obliczył, że biorąc pod uwagę przewidywany wzrost energetyki jądrowej, należy spodziewać się co najmniej czterech poważnych awarii jądrowych w latach 2005-2055.

Wypadki jądrowe i radiacyjne

Niektóre z poważnych wypadków jądrowych i radiacyjnych, które miały miejsce. Wypadki elektrowni jądrowych obejmują incydent SL-1 (1961), wypadek Three Mile Island (1979), katastrofę w Czarnobylu (1986) oraz katastrofę nuklearną Fukushima Daiichi (2011). Awarie elektrowni jądrowych obejmują awarie reaktorów na K-19 (1961), K-27 (1968) i K-431 (1985).

Reaktory jądrowe były wystrzeliwane na orbitę okołoziemską co najmniej 34 razy. Seria incydentów z udziałem radzieckiego bezzałogowego satelity o napędzie jądrowym RORSAT doprowadziła do penetracji wypalonego paliwa jądrowego z orbity do atmosfery ziemskiej.

naturalne reaktory jądrowe

Chociaż często uważa się, że reaktory rozszczepienia jądrowego są produktem nowoczesnej technologii, pierwsze reaktory jądrowe są w naturalne warunki. Naturalny reaktor jądrowy może powstać w określonych warunkach, które naśladują warunki w zaprojektowanym reaktorze. Jak dotąd odkryto do piętnastu naturalnych reaktorów jądrowych w trzech oddzielnych złożach rudy kopalni uranu Oklo w Gabonie (Afryka Zachodnia). Dobrze znane „martwe” reaktory Ocllo zostały po raz pierwszy odkryte w 1972 roku przez francuskiego fizyka Francisa Perrina. Samopodtrzymująca się reakcja rozszczepienia jądrowego miała miejsce w tych reaktorach około 1,5 miliarda lat temu i utrzymywała się przez kilkaset tysięcy lat, generując w tym okresie średnio 100 kW mocy wyjściowej. Koncepcja naturalnego reaktora jądrowego została wyjaśniona teoretycznie już w 1956 roku przez Paula Kurodę z Uniwersytetu w Arkansas.

Takie reaktory nie mogą już powstawać na Ziemi: rozpad radioaktywny w tym ogromnym okresie czasu zmniejszył udział U-235 w naturalnym uranie poniżej poziomu wymaganego do utrzymania reakcji łańcuchowej.

Naturalne reaktory jądrowe powstały, gdy bogate złoża minerałów uranu zaczęły wypełniać się wodą gruntową, która działała jako moderator neutronów i zapoczątkowała znaczącą reakcję łańcuchową. Moderator neutronów w postaci wody wyparował, powodując przyspieszenie reakcji, a następnie skondensował się z powrotem, powodując spowolnienie reakcji jądrowej i zapobiegając stopieniu. Reakcja rozszczepienia trwała setki tysięcy lat.

Takie naturalne reaktory były szeroko badane przez naukowców zainteresowanych usuwaniem odpadów radioaktywnych w środowisku geologicznym. Proponują studium przypadku dotyczące migracji izotopów promieniotwórczych przez skorupę ziemską. Jest to kluczowy punkt dla krytyków geologicznej utylizacji odpadów, którzy obawiają się, że izotopy zawarte w odpadach mogą trafić do wody lub migrować do środowiska.

Problemy środowiskowe energetyki jądrowej

Reaktor jądrowy uwalnia niewielkie ilości trytu Sr-90 do powietrza i wód gruntowych. Woda zanieczyszczona trytem jest bezbarwna i bezwonna. Duże dawki Sr-90 zwiększają ryzyko raka kości i białaczki u zwierząt i przypuszczalnie u ludzi.

Reaktor jądrowy

Reaktor jądrowy to urządzenie, w którym przeprowadzana jest kontrolowana reakcja łańcuchowa jądrowa, której towarzyszy uwalnianie energii. Pierwszy reaktor jądrowy zbudowano i uruchomiono w grudniu 1942 r. w USA pod kierownictwem E. Fermiego. Pierwszym reaktorem zbudowanym poza Stanami Zjednoczonymi był ZEEP, uruchomiony w Kanadzie we wrześniu 1945 roku. W Europie pierwszym reaktorem jądrowym była instalacja F-1, która została uruchomiona 25 grudnia 1946 r. W Moskwie pod przewodnictwem I. V. Kurchatowa.

Do 1978 roku na świecie działało już około stu reaktorów jądrowych różnego typu. Komponentami każdego reaktora jądrowego są: rdzeń z paliwem jądrowym, zwykle otoczony reflektorem neutronów, chłodziwo, system kontroli reakcji łańcuchowej, ochrona przed promieniowaniem, system zdalnego sterowania. Zbiornik reaktora ulega zużyciu (zwłaszcza pod wpływem promieniowania jonizującego). Główną cechą reaktora jądrowego jest jego moc. Moc 1 MW odpowiada reakcji łańcuchowej, w której w ciągu 1 sekundy zachodzi 3,10 16 przypadków rozszczepienia.

Fabuła

Grupa teoretyczna nazistowskich Niemiec „Projekt Uranowy”, działająca w Towarzystwie Cesarza Wilhelma, kierowana była przez Weizsäckera, ale tylko formalnie. Heisenberg, który opracował teoretyczne podstawy reakcji łańcuchowej, został faktycznym liderem, natomiast Weizsäcker wraz z grupą uczestników skupił się na stworzeniu „maszyny uranowej” – pierwszego reaktora. Późną wiosną 1940 roku jeden z naukowców grupy - Harteck - przeprowadził pierwszy eksperyment z próbą wywołania reakcji łańcuchowej z użyciem tlenku uranu i stałego moderatora grafitowego. Jednak dostępny materiał rozszczepialny nie wystarczył do osiągnięcia tego celu. W 1941 roku na uniwersytecie w Lipsku Döpel, członek grupy Heisenberg, zbudował stanowisko z moderatorem ciężkiej wody, w ramach eksperymentów, na których do maja 1942 roku udało się osiągnąć produkcję neutronów przekraczającą ich absorpcję. . Pełną reakcję łańcuchową osiągnęli niemieccy naukowcy w lutym 1945 roku w eksperymencie przeprowadzonym w kopalni pracującej w pobliżu Haigerloch. Jednak kilka tygodni później niemiecki program jądrowy przestał istnieć.

Reakcja łańcuchowa rozszczepienia jądrowego (krótka reakcja łańcuchowa) została po raz pierwszy przeprowadzona w grudniu 1942 r. Grupa fizyków z Uniwersytetu w Chicago, kierowana przez E. Fermiego, stworzyła pierwszy na świecie reaktor jądrowy o nazwie Chicago Pile-1, CP-1. Składał się z bloków grafitowych, pomiędzy którymi znajdowały się kulki naturalnego uranu i jego dwutlenku. Szybkie neutrony, które pojawiają się po rozszczepieniu jąder 235U, zostały spowolnione przez grafit do energii cieplnej, a następnie spowodowały nowe rozszczepienia jąder. Reaktory takie jak SR-1, w których główny udział rozszczepień zachodzi pod działaniem neutronów termicznych, nazywane są reaktorami neutronów termicznych. Zawierają dużo moderatora w porównaniu do paliwa jądrowego.

W ZSRR badania teoretyczne i eksperymentalne cech rozruchu, eksploatacji i sterowania reaktorami przeprowadziła grupa fizyków i inżynierów kierowana przez akademika I. V. Kurchatova. Pierwszy radziecki reaktor F-1 zbudowano w Laboratorium nr 2 Akademii Nauk ZSRR (Moskwa). Reaktor ten został wprowadzony w stan krytyczny 25 grudnia 1946 r. Reaktor F-1 został zmontowany z bloków grafitowych i miał kształt kuli o średnicy około 7,5 m. W środkowej części kuli o średnicy 6 m otwory w blokach grafitowych zostały pręty uranowe. Reaktor F-1, podobnie jak reaktor CP-1, nie posiadał systemu chłodzenia, więc działał na bardzo niskich poziomach mocy (ułamki wata, rzadko kilka watów). Wyniki badań nad reaktorem F-1 stały się podstawą projektów bardziej złożonych reaktorów przemysłowych. W 1948 r. oddano do eksploatacji reaktor I-1 (według innych źródeł nazwany A-1) do produkcji plutonu, a 27 czerwca 1954 r. pierwsza na świecie elektrownia jądrowa o mocy elektrycznej 5 MW została uruchomiona w mieście Obnińsk.

Urządzenie i zasada działania

Mechanizm zwalniający moc Przekształceniu substancji towarzyszy uwolnienie energii swobodnej tylko wtedy, gdy substancja ma zapas energii. To ostatnie oznacza, że mikrocząstki substancji znajdują się w stanie o energii spoczynkowej większej niż w innym możliwym stanie, do którego istnieje przejście. Spontaniczne przejście zawsze jest utrudnione przez barierę energetyczną, do pokonania której mikrocząstka musi otrzymać pewną ilość energii z zewnątrz - energię wzbudzenia. Reakcja egzoenergetyczna polega na tym, że w transformacji następującej po wzbudzeniu uwalniane jest więcej energii niż jest potrzebne do wzbudzenia procesu. Istnieją dwa sposoby pokonania bariery energetycznej: albo dzięki energii kinetycznej zderzających się cząstek, albo dzięki energii wiązania zbliżającej się cząstki.

Jeśli weźmiemy pod uwagę makroskopowe skale uwalniania energii, to energia kinetyczna niezbędna do wzbudzenia reakcji musi mieć wszystkie lub przynajmniej niektóre cząstki substancji. Można to osiągnąć jedynie podnosząc temperaturę medium do wartości, przy której energia ruchu termicznego zbliża się do wartości progu energetycznego ograniczającego przebieg procesu. W przypadku przemian molekularnych, czyli reakcji chemicznych, wzrost ten wynosi zwykle setki kelwinów, natomiast w przypadku reakcji jądrowych jest to co najmniej 107 K ze względu na bardzo dużą wysokość barier kulombowskich jąder kolidujących. Wzbudzenie cieplne reakcji jądrowych zostało przeprowadzone w praktyce tylko w syntezie najlżejszych jąder, w których bariery kulombowskie są minimalne (fuzja termojądrowa).

Wzbudzenie przez łączące się cząstki nie wymaga dużej energii kinetycznej, a zatem nie zależy od temperatury ośrodka, ponieważ występuje z powodu niewykorzystanych wiązań tkwiących w cząsteczkach sił przyciągania. Ale z drugiej strony same cząstki są niezbędne do wzbudzenia reakcji. A jeśli znowu mamy na myśli nie oddzielny akt reakcji, ale produkcję energii w skali makroskopowej, to jest to możliwe tylko wtedy, gdy zachodzi reakcja łańcuchowa. Ten ostatni pojawia się, gdy cząstki wzbudzające reakcję pojawiają się ponownie jako produkty reakcji egzoenergetycznej.

Projekt

Każdy reaktor jądrowy składa się z następujących części:

Rdzeń z paliwem jądrowym i moderatorem;
Reflektor neutronowy otaczający rdzeń;
Płyn chłodzący;
System kontroli reakcji łańcuchowej, w tym ochrona awaryjna;
Ochrona przed promieniowaniem;
System zdalnego sterowania.

pita jodowa

Pit jodowy - stan reaktora jądrowego po jego wyłączeniu, charakteryzujący się nagromadzeniem krótkożyciowego izotopu ksenonu 135Xe. Proces ten prowadzi do chwilowego pojawienia się znacznej reaktywności ujemnej, co z kolei uniemożliwia doprowadzenie reaktora do projektowanej wydajności przez pewien czas (około 1-2 dni).

Klasyfikacja

Po wcześniejszym umówieniu

W zależności od charakteru wykorzystania reaktorów jądrowych dzieli się na:

Reaktory energetyczne przeznaczone do produkcji energii elektrycznej i cieplnej wykorzystywanej w energetyce, a także do odsalania wody morskiej (reaktory odsalające zaliczane są również do przemysłowych). Takie reaktory są stosowane głównie w elektrowniach jądrowych. Moc cieplna nowoczesnych reaktorów energetycznych sięga 5 GW. W osobnej grupie przydziel:
- Reaktory transportowe przeznaczone do zasilania w energię silników pojazdów. Najszersze grupy zastosowań to reaktory transportu morskiego stosowane na okrętach podwodnych i różnych jednostkach nawodnych, a także reaktory wykorzystywane w technologii kosmicznej.
Reaktory eksperymentalne przeznaczone do badania różnych wielkości fizycznych, których wartość jest niezbędna do projektowania i eksploatacji reaktorów jądrowych; moc takich reaktorów nie przekracza kilku kW.
Reaktory badawcze, w których generowane w rdzeniu strumienie neutronów i promieniowania gamma są wykorzystywane do badań z zakresu fizyki jądrowej, fizyki ciała stałego, chemii radiacyjnej, biologii, do badania materiałów przeznaczonych do pracy w intensywnych strumieniach neutronów (w tym części reaktorów), do produkcji izotopów. Moc reaktorów badawczych nie przekracza 100 MW. Uwolniona energia zwykle nie jest wykorzystywana.
Reaktory przemysłowe (broń, izotopy) służące do produkcji izotopów stosowanych w różnych dziedzinach. Najczęściej stosowany do produkcji materiałów do broni jądrowej, takich jak 239Pu. Reaktory przemysłowe obejmują również reaktory stosowane do odsalania wody morskiej.

Często reaktory są używane do rozwiązywania dwóch lub więcej różnych zadań, w takim przypadku nazywane są wielozadaniowymi. Na przykład niektóre reaktory energetyczne, zwłaszcza u zarania energetyki jądrowej, były przeznaczone głównie do eksperymentów. Reaktory na neutronach prędkich mogą jednocześnie wytwarzać energię i wytwarzać izotopy. Reaktory przemysłowe, poza swoim głównym zadaniem, często generują energię elektryczną i cieplną.

Zgodnie z widmem neutronowym

Termiczny (powolny) reaktor neutronowy („reaktor termiczny”)
Reaktor prędkich neutronów („reaktor prędki”)
Reaktor na neutronach pośrednich
Reaktor o mieszanym spektrum

Przez umieszczenie paliwa

Reaktory heterogeniczne, w których paliwo umieszczone jest w rdzeniu dyskretnie w postaci bloków, pomiędzy którymi znajduje się moderator;
Reaktory jednorodne, w których paliwo i moderator stanowią jednorodną mieszaninę (jednorodny układ).

W reaktorze heterogenicznym paliwo i moderator mogą być od siebie oddalone, w szczególności w reaktorze wnękowym moderator-reflektor otacza wnękę paliwem, które nie zawiera moderatora. Z punktu widzenia fizyki jądrowej kryterium jednorodności/heterogeniczności nie jest konstrukcja, ale umieszczenie bloków paliwowych w odległości przekraczającej długość moderacji neutronów w danym moderatorze. Na przykład tak zwane reaktory „close-lattice” są projektowane tak, aby były jednorodne, chociaż paliwo jest w nich zwykle odseparowane od moderatora.

Bloki paliwa jądrowego w reaktorze heterogenicznym nazywane są zespołami paliwowymi (FA), które są umieszczone w rdzeniu w węzłach regularnej sieci, tworząc komórki.

Według rodzaju paliwa

izotopy uranu 235, 238, 233 (235U, 238U, 233U)
izotop plutonu 239 (239Pu), również izotopy 239-242Pu w mieszaninie z 238U (paliwo MOX)
izotop toru 232 (232Th) (poprzez konwersję do 233U)

Według stopnia wzbogacenia:

naturalny uran
nisko wzbogacony uran
wysoko wzbogacony uran

Według składu chemicznego:

metalowy
UO2 (dwutlenek uranu)
UC (węglik uranu) itp.

Według rodzaju chłodziwa

H2O (ciśnieniowy reaktor wodny)
Gaz, (reaktor grafitowo-gazowy)
Reaktor z organicznym chłodziwem
Reaktor z chłodziwem z ciekłego metalu
Reaktor na stopioną sól
Reaktor chłodzony ciałem stałym

Według rodzaju moderatora

C (reaktor grafitowo-gazowy, reaktor grafitowo-wodny)
H2O (reaktor wodny lekki, reaktor wodny ciśnieniowy, VVER)
D2O (reaktor jądrowy na wodę ciężką, CANDU)
Bądź, BeO
Wodorki metali
Bez moderatora (szybki reaktor neutronowy)

Przez projekt

Reaktory zbiornikowe
Reaktory kanałowe

metoda wytwarzania pary

Reaktor z zewnętrzną wytwornicą pary (PWR, VVER)
Reaktor wrzący

Klasyfikacja MAEA

PWR (ciśnieniowe reaktory wodne) - reaktor wodny ciśnieniowy (reaktor wodny ciśnieniowy);
BWR (reaktor na wodę wrzącą) - reaktor na wodę wrzącą;
FBR (reaktor prędki powielający) - reaktor prędki powielający;
GCR (reaktor chłodzony gazem) - reaktor chłodzony gazem;
LWGR (reaktor grafitowo-wodny) - reaktor grafitowo-wodny
PHWR (ciśnieniowy reaktor na ciężką wodę) - reaktor na ciężką wodę

Najbardziej rozpowszechnione na świecie są reaktory na wodę pod ciśnieniem (około 62%) i wodę wrzącą (20%).

Kontrola reaktora jądrowego

Sterowanie reaktorem jądrowym jest możliwe tylko dzięki temu, że podczas rozszczepienia część neutronów wylatuje z fragmentów z opóźnieniem, które może wynosić od kilku milisekund do kilku minut.

Do sterowania reaktorem stosuje się pręty absorpcyjne, wprowadzane do rdzenia, wykonane z materiałów silnie pochłaniających neutrony (głównie B, Cd i niektóre inne) i/lub roztwór kwasu borowego dodawany do chłodziwa w określonym stężeniu (bor rozporządzenie). Ruch prętów jest kontrolowany przez specjalne mechanizmy, napędy, działające na sygnały od operatora lub urządzenia do automatycznego sterowania strumieniem neutronów.

W przypadku różnych sytuacji awaryjnych w każdym reaktorze przewidziano awaryjne zakończenie reakcji łańcuchowej poprzez wrzucenie wszystkich prętów absorbujących do rdzenia - system ochrony awaryjnej.

Ciepło resztkowe

Ważną kwestią bezpośrednio związaną z bezpieczeństwem jądrowym jest ciepło rozpadu. Jest to specyficzna cecha paliwa jądrowego, która polega na tym, że po zakończeniu łańcuchowej reakcji rozszczepienia i bezwładności cieplnej, która jest wspólna dla każdego źródła energii, wytwarzanie ciepła w reaktorze trwa przez długi czas, co powoduje szereg technicznie skomplikowanych problemów.

Ciepło rozpadu jest konsekwencją rozpadu β i γ produktów rozszczepienia, które nagromadziły się w paliwie podczas pracy reaktora. Jądra produktów rozszczepienia w wyniku rozpadu przechodzą do bardziej stabilnego lub całkowicie stabilnego stanu z uwolnieniem znacznej energii.

Choć szybkość wydzielania ciepła rozpadu gwałtownie spada do wartości, które są niewielkie w porównaniu do wartości stacjonarnych, to w reaktorach dużej mocy jest ona znacząca w wartościach bezwzględnych. Z tego powodu uwalnianie ciepła z rozpadu wymaga długiego czasu, aby zapewnić usunięcie ciepła z rdzenia reaktora po jego wyłączeniu. Zadanie to wymaga obecności systemów chłodzenia z niezawodnym zasilaniem w projekt obiektu reaktora, a także wymaga długoterminowego (przez 3-4 lata) przechowywania wypalonego paliwa jądrowego w obiektach magazynowych o specjalnym reżimie temperaturowym - baseny wypalonego paliwa , które zwykle znajdują się w bezpośrednim sąsiedztwie reaktora.

Reaktor jądrowy działa płynnie i dokładnie. W przeciwnym razie, jak wiesz, będą kłopoty. Ale co się dzieje w środku? Spróbujmy krótko, wyraźnie, z przerwami, sformułować zasadę działania reaktora jądrowego (atomowego).

W rzeczywistości zachodzi tam ten sam proces, co podczas wybuchu nuklearnego. Dopiero teraz eksplozja następuje bardzo szybko, a w reaktorze wszystko to ciągnie się przez długi czas. W końcu wszystko pozostaje bezpieczne, a my dostajemy energię. Nie tak bardzo, że wszystko wokół natychmiast się roztrzaskało, ale wystarczyło, aby dostarczyć prąd do miasta.

jak działa reaktor wieże chłodnicze w elektrowniach jądrowych
Zanim zrozumiesz, jak działa kontrolowana reakcja jądrowa, musisz wiedzieć, czym jest reakcja jądrowa w ogóle.

Reakcja jądrowa to proces transformacji (rozszczepienia) jąder atomowych podczas ich oddziaływania z cząstkami elementarnymi i kwantami gamma.

Reakcje jądrowe mogą zachodzić zarówno z absorpcją, jak iz uwolnieniem energii. W reaktorze stosuje się drugie reakcje.

Reaktor jądrowy to urządzenie, którego celem jest utrzymanie kontrolowanej reakcji jądrowej z uwolnieniem energii.

Często reaktor jądrowy jest również nazywany reaktorem jądrowym. Zauważ, że nie ma tutaj zasadniczej różnicy, ale z punktu widzenia nauki bardziej poprawne jest użycie słowa „jądrowy”. Obecnie istnieje wiele rodzajów reaktorów jądrowych. Są to ogromne reaktory przemysłowe przeznaczone do generowania energii w elektrowniach, atomowe reaktory podmorskie, małe reaktory eksperymentalne wykorzystywane w eksperymentach naukowych. Istnieją nawet reaktory wykorzystywane do odsalania wody morskiej.

Historia powstania reaktora jądrowego

Pierwszy reaktor jądrowy uruchomiono w niedalekim 1942 roku. Stało się to w USA pod przewodnictwem Fermiego. Reaktor ten został nazwany "Chicago woodpile".

W 1946 roku pod kierownictwem Kurczatowa uruchomiono pierwszy sowiecki reaktor. Korpusem tego reaktora była kula o średnicy siedmiu metrów. Pierwsze reaktory nie miały systemu chłodzenia, a ich moc była minimalna. Nawiasem mówiąc, reaktor radziecki miał średnią moc 20 watów, podczas gdy amerykański tylko 1 wat. Dla porównania: średnia moc nowoczesnych reaktorów mocy to 5 gigawatów. Niespełna dziesięć lat po uruchomieniu pierwszego reaktora w mieście Obninsk otwarto pierwszą na świecie przemysłową elektrownię jądrową.

Zasada działania reaktora jądrowego (atomowego)

Każdy reaktor jądrowy ma kilka części: rdzeń z paliwem i moderatorem, reflektor neutronów, chłodziwo, system sterowania i ochrony. Jako paliwo w reaktorach najczęściej stosuje się izotopy uranu (235, 238, 233), plutonu (239) i toru (232). Strefa aktywna to kocioł, przez który przepływa zwykła woda (chłodziwo). Wśród innych chłodziw rzadziej stosuje się „ciężką wodę” i płynny grafit. Jeśli mówimy o działaniu elektrowni jądrowej, to do wytwarzania ciepła wykorzystywany jest reaktor jądrowy. Sama energia elektryczna jest generowana w taki sam sposób, jak w innych typach elektrowni – para wiruje w turbinie, a energia ruchu zamieniana jest na energię elektryczną.

Poniżej znajduje się schemat działania reaktora jądrowego.

schemat działania reaktora jądrowegoSchemat reaktora jądrowego w elektrowni jądrowej

Jak już powiedzieliśmy, rozpad ciężkiego jądra uranu wytwarza lżejsze pierwiastki i kilka neutronów. Powstałe neutrony zderzają się z innymi jądrami, również powodując ich rozszczepienie. W tym przypadku liczba neutronów rośnie jak lawina.

Tutaj trzeba wspomnieć o mnożniku neutronów. Tak więc, jeśli ten współczynnik przekroczy wartość równą jeden, następuje wybuch jądrowy. Jeśli wartość jest mniejsza niż jeden, neutronów jest za mało i reakcja wygasa. Ale jeśli utrzymasz wartość współczynnika równą jeden, reakcja będzie przebiegać długo i stabilnie.

Pytanie jak to zrobić? W reaktorze paliwo znajduje się w tzw. elementach paliwowych (TVEL). Są to pręty zawierające paliwo jądrowe w postaci małych granulek. Pręty paliwowe są połączone w sześciokątne kasety, których w reaktorze mogą być setki. Kasety z prętami paliwowymi umieszczone są pionowo, natomiast każdy pręt paliwowy posiada system pozwalający na regulację głębokości jego zanurzenia w rdzeniu. Oprócz samych kaset znajdują się wśród nich drążki sterujące i drążki zabezpieczenia awaryjnego. Pręty są wykonane z materiału dobrze pochłaniającego neutrony. W ten sposób pręty sterujące mogą być opuszczane na różne głębokości w rdzeniu, dostosowując w ten sposób współczynnik mnożenia neutronów. Pręty awaryjne są zaprojektowane tak, aby wyłączyć reaktor w przypadku awarii.

Jak zaczyna się reaktor jądrowy?

Ustaliliśmy samą zasadę działania, ale jak uruchomić i sprawić, by reaktor działał? Z grubsza rzecz biorąc, oto jest - kawałek uranu, ale przecież reakcja łańcuchowa nie zaczyna się w nim sama. Faktem jest, że w fizyce jądrowej istnieje pojęcie masy krytycznej.

Paliwo jądrowePaliwo jądrowe

Masa krytyczna to masa materiału rozszczepialnego niezbędna do rozpoczęcia jądrowej reakcji łańcuchowej.

Za pomocą elementów paliwowych i prętów sterujących najpierw w reaktorze wytwarzana jest masa krytyczna paliwa jądrowego, a następnie w kilku etapach doprowadzany jest do optymalnego poziomu mocy.

Spodoba ci się: Sztuczki matematyczne dla nauk humanistycznych i studentów niebędących ludźmi (część 1)
W tym artykule staraliśmy się Ci dać główny pomysł w sprawie budowy i zasady działania reaktora jądrowego (atomowego). Jeśli nadal masz pytania na ten temat lub uczelnia zadała problem z fizyki jądrowej - skontaktuj się ze specjalistami naszej firmy. Jak zwykle jesteśmy gotowi pomóc Ci rozwiązać każdy palący problem Twoich studiów. W międzyczasie robimy to, Twoją uwagę zwraca kolejny film edukacyjny!

blog/kak-rabotaet-yadernyj-reaktor/

Dla zwykłego człowieka nowoczesne urządzenia high-tech są tak tajemnicze i tajemnicze, że należy je czcić, tak jak starożytni czcili błyskawice. Szkolne lekcje fizyki, pełne obliczeń matematycznych, nie rozwiązują problemu. Ale ciekawie jest opowiedzieć nawet o reaktorze jądrowym, którego zasada działania jest jasna nawet dla nastolatka.

Jak działa reaktor jądrowy?

Zasada działania tego zaawansowanego technologicznie urządzenia jest następująca:

Kiedy pochłaniany jest neutron, paliwo jądrowe (najczęściej to uran-235 lub pluton-239) następuje podział jądra atomowego;
Uwalniana jest energia kinetyczna, promieniowanie gamma i wolne neutrony;
Energia kinetyczna jest zamieniana na energię cieplną (gdy jądra zderzają się z otaczającymi atomami), promieniowanie gamma jest pochłaniane przez sam reaktor, a także zamieniane na ciepło;
Część generowanych neutronów jest absorbowana przez atomy paliwa, co powoduje reakcję łańcuchową. Aby to kontrolować, stosuje się absorbery i moderatory neutronów;
Za pomocą chłodziwa (woda, gaz lub płynny sód) ciepło jest usuwane z miejsca reakcji;
Para pod ciśnieniem z podgrzanej wody jest wykorzystywana do napędzania turbin parowych;
Za pomocą generatora energia mechaniczna obrotu turbin jest przekształcana w zmienny prąd elektryczny.

Podejścia do klasyfikacji

Przyczyn typologii reaktorów może być wiele:

Według rodzaju reakcji jądrowej. Rozszczepienie (wszystkie instalacje komercyjne) lub fuzja (energia termojądrowa jest szeroko rozpowszechniona tylko w niektórych instytutach badawczych);
Przez chłodziwo. W zdecydowanej większości wykorzystuje się do tego celu wodę (wrzącą lub ciężką). Czasami stosuje się alternatywne rozwiązania: ciekły metal (sód, stop ołowiu z bizmutem, rtęć), gaz (hel, dwutlenek węgla lub azot), stopiona sól (fluorki);
Przez pokolenie. Pierwszym z nich są wczesne prototypy, które nie miały żadnego komercyjnego sensu. Druga to większość obecnie eksploatowanych elektrowni jądrowych, które zostały zbudowane przed 1996 rokiem. Trzecia generacja różni się od poprzedniej jedynie drobnymi usprawnieniami. Prace nad czwartą generacją wciąż trwają;
Według stanu zagregowanego paliwo (gaz nadal istnieje tylko na papierze);
Według celu użycia(do produkcji energii elektrycznej, rozruchu silnika, produkcji wodoru, odsalania, transmutacji pierwiastków, pozyskiwania promieniowania neuronowego, do celów teoretycznych i badawczych).

Urządzenie reaktora jądrowego

Głównymi elementami reaktorów w większości elektrowni są:

Paliwo jądrowe - substancja niezbędna do produkcji ciepła dla turbin energetycznych (zwykle nisko wzbogacony uran);
Strefa aktywna reaktora jądrowego - w tym miejscu zachodzi reakcja jądrowa;
Moderator neutronów - zmniejsza prędkość szybkich neutronów, zamieniając je w neutrony termiczne;
Startowe źródło neutronów - służy do niezawodnego i stabilnego uruchomienia reakcji jądrowej;
Absorber neutronów - dostępny w niektórych elektrowniach w celu zmniejszenia wysokiej reaktywności świeżego paliwa;
Haubica neutronowa - służy do ponownego zainicjowania reakcji po wyłączeniu;
Chłodziwo (woda oczyszczona);
Pręty kontrolne - do kontrolowania szybkości rozszczepiania jąder uranu lub plutonu;
Pompa wodna - pompuje wodę do kotła parowego;
Turbina parowa - zamienia energię cieplną pary na energię mechaniczną obrotową;
Wieża chłodnicza - urządzenie do odprowadzania nadmiaru ciepła do atmosfery;
System odbioru i przechowywania odpadów promieniotwórczych;
Systemy bezpieczeństwa (awaryjne generatory diesla, urządzenia do awaryjnego chłodzenia rdzenia).

Jak działają najnowsze modele

Najnowsza generacja reaktorów czwartej generacji będzie dostępna do użytku komercyjnego nie wcześniej niż 2030. Obecnie zasada i układ ich pracy są na etapie opracowywania. Według aktualnych danych modyfikacje te będą się różnić od istniejących modeli w takich korzyści:

System szybkiego chłodzenia gazu. Zakłada się, że hel będzie używany jako chłodziwo. Zgodnie z dokumentacją projektową można w ten sposób schłodzić reaktory o temperaturze 850°C. Do pracy w tak wysokich temperaturach potrzebne są również określone surowce: kompozytowe materiały ceramiczne i związki aktynowców;
Jako chłodziwo pierwotne można stosować ołów lub stop ołowiowo-bizmutowy. Materiały te mają niską absorpcję neutronów i stosunkowo niską temperaturę topnienia;
Jako główny czynnik chłodzący można również stosować mieszaninę stopionych soli. Dzięki temu możliwa będzie praca w wyższych temperaturach niż nowoczesne odpowiedniki chłodzone wodą.

Naturalne analogi w przyrodzie

Reaktor jądrowy jest postrzegany w świadomości społecznej wyłącznie jako produkt wysokiej technologii. Jednak w rzeczywistości pierwszy urządzenie jest pochodzenia naturalnego. Odkryto go w regionie Oklo, w środkowoafrykańskim państwie Gabon:

Reaktor powstał w wyniku zalania skał uranowych wodami gruntowymi. Działali jako moderatorzy neutronów;
Energia cieplna uwalniana podczas rozpadu uranu zamienia wodę w parę, a reakcja łańcuchowa zatrzymuje się;
Po spadku temperatury płynu chłodzącego wszystko się powtarza;
Gdyby ciecz nie wygotowała się i nie zatrzymała przebiegu reakcji, ludzkość stałaby w obliczu nowej klęski żywiołowej;
Samopodtrzymujące się rozszczepienie jądrowe rozpoczęło się w tym reaktorze około półtora miliarda lat temu. W tym czasie przydzielono około 0,1 miliona watów mocy wyjściowej;
Taki cud świata na Ziemi jest jedynym znanym. Pojawienie się nowych jest niemożliwe: udział uranu-235 w naturalnych surowcach jest znacznie niższy niż poziom niezbędny do utrzymania reakcji łańcuchowej.

Ile reaktorów jądrowych jest w Korei Południowej?

Uboga w zasoby naturalne, ale uprzemysłowiona i przeludniona, Republika Korei pilnie potrzebuje energii. W kontekście odrzucenia przez Niemcy pokojowego atomu, kraj ten ma duże nadzieje na ograniczenie technologii jądrowej:

Planuje się, że do 2035 r. udział energii elektrycznej wytwarzanej przez elektrownie jądrowe osiągnie 60%, a całkowita produkcja – ponad 40 gigawatów;
W kraju nie ma broni atomowej, ale trwają badania w dziedzinie fizyki jądrowej. Koreańscy naukowcy opracowali projekty nowoczesnych reaktorów: modułowych, wodorowych, z ciekłym metalem itp.;
Sukces lokalnych badaczy pozwala sprzedawać technologię za granicę. Przewiduje się, że w ciągu najbliższych 15-20 lat kraj wyeksportuje 80 takich jednostek;
Ale na dzień dzisiejszy większość elektrowni jądrowych została zbudowana przy pomocy naukowców amerykańskich lub francuskich;
Liczba działających stacji jest stosunkowo niewielka (tylko cztery), ale każda z nich ma znaczną liczbę reaktorów – łącznie 40 i liczba ta będzie rosła.

Bombardowane neutronami paliwo jądrowe wchodzi w reakcję łańcuchową, w wyniku której wytwarzana jest ogromna ilość ciepła. Woda w systemie pobiera to ciepło i zamienia je w parę, która obraca turbiny wytwarzające energię elektryczną. Oto prosty schemat działania reaktora atomowego, najpotężniejszego źródła energii na Ziemi.

Wideo: jak działają reaktory jądrowe

W tym filmie fizyk jądrowy Vladimir Chaikin opowie, jak energia elektryczna jest wytwarzana w reaktorach jądrowych, jaka jest ich szczegółowa struktura:

Urządzenie i zasada działania

Mechanizm zwalniający moc

Przekształceniu substancji towarzyszy uwolnienie energii swobodnej tylko wtedy, gdy substancja ma zapas energii. To ostatnie oznacza, że mikrocząstki substancji znajdują się w stanie o energii spoczynkowej większej niż w innym możliwym stanie, do którego istnieje przejście. Spontanicznemu przejściu zawsze zapobiega bariera energetyczna, aby ją pokonać, mikrocząstka musi otrzymać pewną ilość energii z zewnątrz - energię wzbudzenia. Reakcja egzoenergetyczna polega na tym, że w transformacji następującej po wzbudzeniu uwalniane jest więcej energii niż jest potrzebne do wzbudzenia procesu. Istnieją dwa sposoby pokonania bariery energetycznej: albo dzięki energii kinetycznej zderzających się cząstek, albo dzięki energii wiązania zbliżającej się cząstki.

Jeśli weźmiemy pod uwagę makroskopowe skale uwalniania energii, to energia kinetyczna niezbędna do wzbudzenia reakcji musi mieć wszystkie lub przynajmniej niektóre cząstki substancji. Można to osiągnąć jedynie podnosząc temperaturę medium do wartości, przy której energia ruchu termicznego zbliża się do wartości progu energetycznego ograniczającego przebieg procesu. W przypadku przemian molekularnych, czyli reakcji chemicznych, wzrost ten wynosi zwykle setki kelwinów, natomiast w przypadku reakcji jądrowych jest to co najmniej 107, ze względu na bardzo dużą wysokość barier kulombowskich jąder kolidujących. Wzbudzenie cieplne reakcji jądrowych zostało przeprowadzone w praktyce tylko w syntezie najlżejszych jąder, w których bariery kulombowskie są minimalne (fuzja termojądrowa).

Projekt

Każdy reaktor jądrowy składa się z następujących części:

Rdzeń z paliwem jądrowym i moderatorem;
Odbłyśnik neutronowy otaczający rdzeń;
System regulacji reakcji łańcuchowej, w tym ochrona awaryjna;
Ochrona przed promieniowaniem;
System zdalnego sterowania.

Fizyczne zasady działania

Zobacz także główne artykuły:

Obecny stan reaktora jądrowego można scharakteryzować efektywnym mnożnikiem neutronów k lub reaktywność ρ , które są powiązane następującą relacją:

Wartości te charakteryzują się następującymi wartościami:

k> 1 - reakcja łańcuchowa narasta w czasie, reaktor jest w nadkrytyczny stan, jego reaktywność ρ > 0;
k < 1 - реакция затухает, реактор - podkrytyczny, ρ < 0;
k = 1, ρ = 0 - liczba rozszczepień jądrowych jest stała, reaktor jest stabilny krytyczny stan.

Warunek krytyczności reaktora jądrowego:

, gdzie

Konwersję mnożnika do jedności osiąga się poprzez zrównoważenie mnożenia neutronów z ich stratami. W rzeczywistości istnieją dwa powody strat: wychwyt bez rozszczepienia i wyciek neutronów poza ośrodek hodowlany.

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

k 0 dla reaktorów termicznych można określić za pomocą tzw. „wzór 4 czynników”:

, gdzie

η to wydajność neutronów na dwie absorpcje.

Objętości nowoczesnych reaktorów energetycznych mogą sięgać setek m³ i są determinowane głównie nie warunkami krytyczności, ale możliwościami odprowadzania ciepła.

Objętość krytyczna reaktor jądrowy - objętość rdzenia reaktora w stanie krytycznym. Masa Krytyczna to masa materiału rozszczepialnego reaktora, który znajduje się w stanie krytycznym.

Reaktory zasilane wodnymi roztworami soli czystych izotopów rozszczepialnych z reflektorem neutronów wodnych mają najniższą masę krytyczną. Dla 235 U masa ta wynosi 0,8 kg, dla 239 Pu 0,5 kg. Powszechnie jednak wiadomo, że masa krytyczna reaktora LOPO (pierwszego na świecie reaktora wzbogaconego uranu), który posiadał reflektor z tlenku berylu, wynosiła 0,565 kg, mimo że stopień wzbogacenia w izotop 235 był tylko nieznacznie ponad 14%. Teoretycznie najmniejszą ma masę krytyczną, dla której wartość ta wynosi zaledwie 10g.

Aby zmniejszyć upływ neutronów, rdzeń ma kształt kulisty lub zbliżony do kulistego, taki jak krótki cylinder lub sześcian, ponieważ te liczby mają najmniejszy stosunek pola powierzchni do objętości.

Pomimo tego, że wartość (e - 1) jest zwykle niewielka, rola mnożenia neutronów prędkich jest dość duża, ponieważ dla dużych reaktorów jądrowych (K ∞ - 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Aby rozpocząć reakcję łańcuchową, zwykle podczas spontanicznego rozszczepienia jąder uranu wytwarzana jest wystarczająca ilość neutronów. Możliwe jest również użycie zewnętrznego źródła neutronów do uruchomienia reaktora, na przykład mieszaniny i lub innych substancji.

pita jodowa

Główny artykuł: pit jodu

Jama jodowa - stan reaktora jądrowego po jego wyłączeniu, charakteryzujący się nagromadzeniem krótkożyciowego izotopu ksenonu. Proces ten prowadzi do chwilowego pojawienia się znacznej reaktywności ujemnej, co z kolei uniemożliwia doprowadzenie reaktora do projektowanej wydajności przez pewien czas (około 1-2 dni).

Klasyfikacja

Po wcześniejszym umówieniu

W zależności od charakteru wykorzystania reaktorów jądrowych dzieli się na:

Reaktory mocy przeznaczone do produkcji energii elektrycznej i cieplnej wykorzystywanej w energetyce, a także do odsalania wody morskiej (reaktory odsalające zaliczane są również do przemysłowych). Takie reaktory były wykorzystywane głównie w elektrowniach jądrowych. Moc cieplna nowoczesnych reaktorów energetycznych sięga 5 GW. W osobnej grupie przydziel:
- Reaktory transportowe przeznaczony do dostarczania energii do silników pojazdów. Najszersze grupy zastosowań to reaktory transportu morskiego stosowane na okrętach podwodnych i różnych jednostkach nawodnych, a także reaktory wykorzystywane w technologii kosmicznej.
Reaktory eksperymentalne, przeznaczony do badania różnych wielkości fizycznych, których wartość jest niezbędna do projektowania i eksploatacji reaktorów jądrowych; moc takich reaktorów nie przekracza kilku kW.
Reaktory badawcze, w którym powstające w rdzeniu strumienie neutronów i promieniowania gamma są wykorzystywane do badań z zakresu fizyki jądrowej, fizyki ciała stałego, chemii radiacyjnej, biologii, do badania materiałów przeznaczonych do pracy w intensywnych strumieniach neutronów (w tym części reaktorów jądrowych), do produkcji izotopów. Moc reaktorów badawczych nie przekracza 100 MW. Uwolniona energia zwykle nie jest wykorzystywana.
Reaktory przemysłowe (broń, izotopy) używany do produkcji izotopów stosowanych w różnych dziedzinach. Najczęściej stosowany do produkcji materiałów klasy broni jądrowej, takich jak 239 Pu. Również przemysłowe obejmują reaktory wykorzystywane do odsalania wody morskiej.

Często reaktory są używane do rozwiązywania dwóch lub więcej różnych zadań, w takim przypadku nazywane są różnego przeznaczenia. Na przykład niektóre reaktory energetyczne, zwłaszcza u zarania energetyki jądrowej, były przeznaczone głównie do eksperymentów. Reaktory na neutronach prędkich mogą jednocześnie wytwarzać energię i wytwarzać izotopy. Reaktory przemysłowe, poza swoim głównym zadaniem, często generują energię elektryczną i cieplną.

Zgodnie z widmem neutronowym

Termiczny (powolny) reaktor neutronowy („reaktor termiczny”)
Reaktor prędkich neutronów („reaktor prędki”)

Przez umieszczenie paliwa

Reaktory heterogeniczne, w których paliwo umieszczone jest w rdzeniu dyskretnie w postaci bloków, pomiędzy którymi znajduje się moderator;
Reaktory jednorodne, w których paliwo i moderator stanowią jednorodną mieszaninę (jednorodny układ).

Bloki paliwa jądrowego w reaktorze heterogenicznym nazywane są zespołami paliwowymi (FA), które są umieszczone w rdzeniu w węzłach regularnej sieci, tworząc komórki.

Według rodzaju paliwa

izotopy uranu 235, 238, 233 ( 235 U , 238 U , 233 U)
izotop plutonu 239 (239 Pu), a także izotopy 239-242 Pu w mieszaninie z 238 U (paliwo MOX)
izotop toru 232 (232 Th) (poprzez konwersję do 233 U)

Według stopnia wzbogacenia:

naturalny uran
nisko wzbogacony uran
wysoko wzbogacony uran

Według składu chemicznego:

metalowy
UC (węglik uranu) itp.

Według rodzaju chłodziwa

Gaz, (patrz reaktor grafit-gaz)
D 2 O (ciężka woda, patrz reaktor jądrowy na ciężką wodę, CANDU)

Według rodzaju moderatora

C (grafit, patrz reaktor grafitowo-gazowy, reaktor grafitowo-wodny)
H 2 O (woda, patrz reaktor wodny lekki, reaktor wodny ciśnieniowy, VVER)
D 2 O (ciężka woda, patrz reaktor jądrowy na ciężką wodę, CANDU)
Wodorki metali
Bez moderatora (patrz reaktor na neutronach prędkich)

Przez projekt

metoda wytwarzania pary

Reaktor z zewnętrzną wytwornicą pary (patrz PWR, VVER)

Klasyfikacja MAEA

PWR (ciśnieniowe reaktory wodne) - reaktor wodny ciśnieniowy (reaktor wodny ciśnieniowy);
BWR (reaktor na wodę wrzącą) - reaktor na wodę wrzącą;
FBR (reaktor prędki powielający) - reaktor prędki powielający;
GCR (reaktor chłodzony gazem) - reaktor chłodzony gazem;
LWGR (reaktor grafitowo-wodny) - reaktor grafitowo-wodny
PHWR (ciśnieniowy reaktor na ciężką wodę) - reaktor na ciężką wodę

Najbardziej rozpowszechnione na świecie są reaktory na wodę pod ciśnieniem (około 62%) i wodę wrzącą (20%).

Materiały reaktora

Materiały, z których zbudowane są reaktory działają w wysokiej temperaturze w zakresie neutronów, kwantów γ i fragmentów rozszczepienia. Dlatego nie wszystkie materiały stosowane w innych gałęziach technologii nadają się do budowy reaktora. Przy doborze materiałów reaktorowych bierze się pod uwagę ich odporność na promieniowanie, obojętność chemiczną, przekrój absorpcji i inne właściwości.

Wysoka temperatura ma mniejszy wpływ na niestabilność promieniowania. Ruchliwość atomów staje się tak duża, że prawdopodobieństwo powrotu atomów wybitych z sieci krystalicznej na swoje miejsce lub rekombinacji wodoru i tlenu w cząsteczkę wody wyraźnie wzrasta. Tak więc radioliza wody jest nieznaczna w energetycznych reaktorach niewrzących (np. WWER), podczas gdy w potężnych reaktorach badawczych uwalniana jest znaczna ilość mieszaniny wybuchowej. Reaktory posiadają specjalne systemy do jego spalania.

Materiały reaktora stykają się ze sobą (okładzina elementu paliwowego z chłodziwem i paliwem jądrowym, kasety paliwowe z chłodziwem i moderatorem itp.). Naturalnie materiały kontaktowe muszą być chemicznie obojętne (kompatybilne). Przykładem niezgodności jest wchodzenie uranu i gorącej wody w reakcję chemiczną.

W przypadku większości materiałów właściwości wytrzymałościowe gwałtownie się pogarszają wraz ze wzrostem temperatury. W reaktorach energetycznych materiały konstrukcyjne działają w wysokich temperaturach. Ogranicza to wybór materiałów konstrukcyjnych, zwłaszcza tych części reaktora energetycznego, które muszą wytrzymać wysokie ciśnienie.

Dopalanie i reprodukcja paliwa jądrowego

Podczas pracy reaktora jądrowego, w wyniku nagromadzenia w paliwie fragmentów rozszczepionych, zmienia się jego skład izotopowy i chemiczny oraz powstają pierwiastki transuranowe, głównie izotopy. Wpływ fragmentów rozszczepienia na reaktywność reaktora jądrowego nazywa się zatrucie(dla fragmentów promieniotwórczych) i żużlowanie(dla stabilnych izotopów).

Głównym powodem zatrucia reaktora jest to, że ma największy przekrój absorpcji neutronów (2,6 10 6 barn). Okres półtrwania 135 Xe T 1/2 = 9,2 godz.; wydajność podziału wynosi 6-7%. Główna część 135 Xe powstaje w wyniku rozpadu ( T 1/2 = 6,8 godziny). W przypadku zatrucia Kef zmienia się o 1-3%. Duży przekrój poprzeczny absorpcji 135Xe i obecność izotopu pośredniego 135I prowadzą do dwóch ważnych zjawisk:

Do wzrostu stężenia 135 Xe, aw konsekwencji do spadku reaktywności reaktora po jego wyłączeniu lub redukcji mocy („doła jodu”), co uniemożliwia krótkotrwałe przestoje i wahania mocy wyjściowej. Efekt ten jest przezwyciężany przez wprowadzenie marginesu reaktywności w organach regulacyjnych. Głębokość i czas trwania studni jodowej zależą od strumienia neutronów Ф: przy Ф = 5 10 18 neutronów/(cm² s), czas trwania studni jodowej wynosi ˜ 30 h, a głębokość jest 2 razy większa niż zmiana stacjonarna w Keff spowodowane zatruciem 135 Xe.
W wyniku zatrucia mogą wystąpić czasowo-przestrzenne fluktuacje strumienia neutronów Ф, a co za tym idzie mocy reaktora. Wahania te występują przy Ф > 10 18 neutronów/(cm² s) i przy dużych rozmiarach reaktorów. Okresy oscylacji ˜ 10 godz.

Rozszczepienie jądrowe powoduje powstanie dużej liczby stabilnych fragmentów, które różnią się przekrojem absorpcyjnym w porównaniu z przekrojem absorpcyjnym izotopu rozszczepialnego. Stężenie fragmentów o dużym przekroju absorpcyjnym osiąga nasycenie w pierwszych dniach pracy reaktora. Są to głównie TVELs w różnym „wieku”.

W przypadku całkowitej wymiany paliwa reaktor ma nadmierną reaktywność, którą należy skompensować, natomiast w drugim przypadku kompensacja jest wymagana tylko przy pierwszym uruchomieniu reaktora. Ciągłe uzupełnianie paliwa umożliwia zwiększenie głębokości wypalania, ponieważ reaktywność reaktora zależy od średnich stężeń izotopów rozszczepialnych.

Masa załadowanego paliwa przekracza masę rozładowanego ze względu na „masę” uwolnionej energii. Po wyłączeniu reaktora, najpierw głównie z powodu rozszczepienia przez opóźnione neutrony, a następnie, po 1-2 minutach, z powodu promieniowania β- i γ fragmentów rozszczepienia i pierwiastków transuranowych, energia jest nadal uwalniana w paliwie. Jeśli reaktor pracował wystarczająco długo przed wyłączeniem, to 2 minuty po wyłączeniu uwalnianie energii wynosi około 3%, po 1 godzinie - 1%, po dobie - 0,4%, po roku - 0,05% mocy początkowej.

Nazywa się stosunek liczby rozszczepialnych izotopów Pu utworzonych w reaktorze jądrowym do ilości wypalonych 235 U współczynnik konwersji K K . Wartość KK wzrasta wraz ze zmniejszaniem się wzbogacenia i wypalenia. Dla reaktora ciężkowodnego pracującego na naturalnym uranie, z wypaleniem 10 GW doba/t K K = 0,55 oraz dla małych wypaleń (w tym przypadku K K nazywa się początkowy współczynnik plutonu) Kk = 0,8. Jeśli reaktor jądrowy spala się i wytwarza te same izotopy (reaktor rozrodczy), wówczas nazywa się stosunek szybkości reprodukcji do szybkości wypalania współczynnik reprodukcji K V. W reaktorach termicznych K V< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов g rośnie i a spada.

Kontrola reaktora jądrowego

Do sterowania reaktorem stosuje się pręty absorpcyjne, wprowadzane do rdzenia, wykonane z materiałów silnie pochłaniających neutrony (głównie i niektóre inne) i / lub roztwór kwasu borowego dodawany do chłodziwa w określonym stężeniu (regulacja boru) . Ruch prętów jest kontrolowany przez specjalne mechanizmy, napędy, działające na sygnały od operatora lub urządzenia do automatycznego sterowania strumieniem neutronów.

W przypadku różnych sytuacji awaryjnych w każdym reaktorze zapewnione jest awaryjne zakończenie reakcji łańcuchowej, realizowane przez wrzucenie wszystkich prętów absorbujących do rdzenia - system ochrony awaryjnej.

Ciepło resztkowe

Zobacz też

Lista reaktorów jądrowych zaprojektowanych i zbudowanych w Związku Radzieckim

Literatura

Levin V.E. Fizyka jądrowa i reaktory jądrowe. 4 wyd. - M.: Atomizdat, 1979.
Shukolyukov A. Yu „Uran. naturalny reaktor jądrowy. „Chemia i życie” nr 6, 1980, s. 20-24

Uwagi

„ZEEP – pierwszy reaktor jądrowy w Kanadzie”, Kanadyjskie Muzeum Nauki i Technologii.
Greshilov A. A., Egupov N. D., Matushchenko A. M. Tarcza jądrowa. - M .: Logos, 2008. - 438 s. -

Podobne artykuły

Omówić:

Jak łączyć zdjęcia: Zrobienie jednego zdjęcia z dwóch jest absolutnie łatwe - teraz zostało stworzone do tego ...
Właściciel skradzionego iPhone'a z włączoną usługą iCloud dostał zdjęcie złodziei... w krótkich spodenkach:(IPPAWARDS) Sędziowie wybrali najlepsze ujęcia spośród tysięcy i ogłosili...
Skuter śnieżny „Buran”: charakterystyka techniczna modelu: Skuter śnieżny Buran jest produkowany w fabryce w Rybińsku. To potężna technika...
Uroczyste gratulacje dla kolegów 23 lutego: Page 4 Dzisiaj pogratulujemy kolegom i gratulujemy ...