Ядерный реактор атомный реактор: Ядерный (атомный) реактор

Содержание

Ядерный (атомный) реактор

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

msimagelist>

Адроны
Альфа-распад
Альфа-частица
Аннигиляция
Антивещество
Антинейтрон
Антипротон
Античастицы
Атом
Атомная единица массы
Атомная электростанция
Барионное число
Барионы
Бета-распад
Бетатрон
Бета-частицы
Бозе – Эйнштейна статистика
Бозоны
Большой адронный коллайдер
Большой Взрыв
Боттом. Боттомоний
Брейта-Вигнера формула
Быстрота
Векторная доминантность
Великое объединение
Взаимодействие частиц
Вильсона камера
Виртуальные частицы
Водорода атом
Возбуждённые состояния
ядер
Волновая функция
Волновое уравнение
Волны де Бройля
Встречные пучки
Гамильтониан
Гамма-излучение
Гамма-квант
Гамма-спектрометр
Гамма-спектроскопия
Гаусса распределение
Гейгера счётчик
Гигантский дипольный резонанс
Гиперядра
Глюоны
Годоскоп
Гравитационное взаимодействие
Дейтрон
Деление атомных ядер
Детекторы частиц
Дирака уравнение
Дифракция частиц
Доза излучения
Дозиметр
Доплера эффект
Единая теория поля
Зарядовое сопряжение
Зеркальные ядра
Избыток массы (дефект массы)
Изобары
Изомерия ядерная
Изоспин
Изоспиновый мультиплет
Изотопов разделение
Изотопы
Ионизирующее излучение
Искровая камера
Квантовая механика
Квантовая теория поля
Квантовые операторы
Квантовые числа
Квантовый переход
Квант света
Кварк-глюонная плазма
Кварки
Коллайдер
Комбинированная инверсия
Комптона эффект
Комптоновская длина волны
Конверсия
внутренняя
Константы связи
Конфайнмент
Корпускулярно волновой
дуализм
Космические лучи
Критическая масса
Лептоны
Линейные ускорители
Лоренца преобразования
Лоренца сила
Магические ядра
Магнитный дипольный момент
ядра
Магнитный спектрометр
Максвелла уравнения
Масса частицы
Масс-спектрометр
Массовое число
Масштабная инвариантность
Мезоны
Мессбауэра эффект
Меченые атомы
Микротрон
Нейтрино
Нейтрон
Нейтронная звезда
Нейтронная физика
Неопределённостей соотношения
Нормы радиационной безопасности
Нуклеосинтез
Нуклид
Нуклон
Обращение времени
Орбитальный момент
Осциллятор
Отбора правила
Пар образование
Период полураспада
Планка постоянная
Планка формула
Позитрон
Поляризация
Поляризация вакуума
Потенциальная яма
Потенциальный барьер
Принцип Паули
Принцип суперпозиции
Промежуточные W-, Z-бозоны
Пропагатор
Пропорциональный счётчик
Пространственная инверсия
Пространственная четность
Протон
Пуассона распределение
Пузырьковая камера
Радиационный фон
Радиоактивность
Радиоактивные семейства
Радиометрия
Расходимости
Резерфорда опыт
Резонансы (резонансные
частицы)
Реликтовое микроволновое
излучение
Светимость ускорителя
Сечение эффективное
Сильное взаимодействие
Синтеза реакции
Синхротрон
Синхрофазотрон
Синхроциклотрон
Система единиц измерений
Слабое взаимодействие
Солнечные нейтрино
Сохранения законы
Спаривания
эффект
Спин
Спин-орбитальное взаимодействие
Спиральность
Стандартная модель
Статистика
Странные частицы
Струи адронные
Субатомные частицы
Суперсимметрия
Сферическая система координат
Тёмная материя
Термоядерные реакции
Термоядерный реактор
Тормозное излучение
Трансурановые элементы
Трек
Туннельный эффект
Ускорители заряженных частиц
Фазотрон
Фейнмана диаграммы
Фермионы
Формфактор
Фотон
Фотоэффект
Фундаментальная длина
Хиггса бозон
Цвет
Цепные ядерные реакции
Цикл CNO
Циклические ускорители
Циклотрон
Чарм. Чармоний
Черенковский счётчик
Черенковсое излучение
Черные дыры
Шредингера уравнение
Электрический квадрупольный
момент ядра
Электромагнитное взаимодействие
Электрон
Электрослабое взаимодействие
Элементарные частицы
Ядерная физика
Ядерная энергия
Ядерные модели
Ядерные реакции
Ядерный взрыв
Ядерный реактор
Ядра энергия связи
Ядро атомное
Ядерный магнитный резонанс
(ЯМР)

Ядерный реактор — все самое интересное на ПостНауке

Визитная карточка советской ядерной энергетики — РБМК (реактор большой мощности канальный). Это канальный реактор с графитовым замедлителем и легкой водой в качестве теплоносителя, который работает на топливе из двуокиси урана. Мощность реактора РБМК-1000 составляет 1 ГВт, РБМК-1500 — 1,5 ГВт. Существовали проекты реакторов этого типа большей мощности, однако они не были реализованы.

 

РБМК был создан по подобию промышленных реакторов, нарабатывавших плутоний. Активная зона РБМК набрана из графитовых блоков размером 25 на 25 сантиметров. В каждом из блоков проделан канал, в котором размещается тепловыделяющий блок с твэлами. Каждый тепловыделяющий блок индивидуально охлаждается водой, которая нагревается до кипения и частично испаряется. Циркуляция теплоносителя осуществляется в контуре многократной принудительной циркуляции (КМПЦ). Пароводяная смесь отводится через верхние части каналов и пароводяную коммуникацию, подается в сепараторы, которые разделяют сухой пар 15 и воду. Вода возвращается обратно в активную зону реактора, а пар подается на турбину электрогенератора, где превращается в конденсат, и возвращается обратно в КМПЦ. Так как в РБМК вода закипает, в нем не требуется поддерживать высокое давление: в его каналах давление всего 70 атмосфер.

 

Недостаток РБМК, заложенный в самой его конструкции, — дисбаланс между количеством графита (замедлителя) и воды (поглотителя нейтронов). Изначально графитовые блоки планировали сделать размером 20 на 20 сантиметров, но не хватало места, чтобы подвести в такой жесткой конструкции разводку для каждого блока. Тогда было решено сделать их чуть больше. В результате графита оказалось больше, а воды — меньше, что повысило вероятность возникновения аварийных ситуаций с вводом положительной реактивности при опустошении первого контура и ухода воды из каналов.

 

В процессе эксплуатации графитовая кладка постепенно деформируется и распухает под действием радиации. Один из возможных способов сделать РБМК более безопасными — модернизировать кладку, сделав ее не из цельных блоков, а, например, из маленьких шариков и убрав из нее избыток графита.16

 

Сегодня РБМК постепенно выводят из эксплуатации. До 2030 года в России планируется остановить 18 энергоблоков, в основном с реакторами РБМК.17

 

В современной ядерной энергетике важную роль играют корпусные водо-водяные реакторы. В России это ВВЭР (водо-водяные энергетические реакторы), в других странах похожие реакторы называют PWR. На них приходится 60% мощностей всех реакторов мира. ВВЭР были созданы во многом благодаря реакторным установкам для атомных подводных лодок, на которых в качестве теплоносителя и замедлителя тоже используется вода.

 

Реактор ВВЭР-1000, самый распространенный в своей серии, представляет собой вертикальный цилиндрический герметичный сосуд из стали с крышкой, внутри которого располагается активная зона и внутрикорпусные устройства. Корпус реактора выдерживает очень жесткие условия: высокое давление, температуру и скорость движения теплоносителя, а также мощные потоки радиации. В активной зоне реактора размещается 163 шестигранные18 тепловыделяющие сборки, каждая из которых состоит из 312 твэлов19. На крышке реактора размещены приводы системы управления и защиты — в частности, поглощающих стержней, которые объединены в пучки и вводятся в активную зону реактора.

 

Реакторы ВВЭР работают по двухконтурной схеме. Через реактор циркулирует обычная вода, очищенная от примесей. Проходя через активную зону и омывая твэлы, она нагревается до 320 °C, и, чтобы она оставалась в жидком состоянии, ее приходится держать под давлением 160 атмосфер. Нагретая вода попадает в парогенератор, где отдает тепло воде второго контура, и затем снова закачивается в реактор. Вода второго контура превращается в парогенераторе в пар, который вращает турбину электрогенератора.

 

Кроме поглощающих стержней для контроля реактивности в реакторах ВВЭР используется борное регулирование. Борная кислота, которая выступает в качестве жидкого поглотителя нейтронов, подается в циркулирующую через активную зону воду первого контура. Ее концентрация изменяется в ходе работы реактора в зависимости от требований к реактивности. В начале работы у реактора большой запас реактивности, и, чтобы его компенсировать, требуется большая концентрация борной кислоты, а по мере выгорания топлива размножающие способности реактора ухудшаются, и борную кислоту постепенно выводят из раствора.

Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина

Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина

На АЭС происходит три взаимных преобразования форм энергии

Ядерная энергия

переходит в тепловую

Тепловая энергия

переходит в механическую

Механическая энергия

преобразуется в электрическую

РЕАКТОР

1. Ядерная энергия переходит в тепловую

Основой станции является реактор — конструктивно выделенный объем, куда загружается ядерное топливо и где протекает управляемая цепная реакция. Уран-235 делится медленными (тепловыми) нейтронами. В результате выделяется огромное количество тепла.

ПАРОГЕНЕРАТОР

2. Тепловая энергия переходит в механическую

Тепло отводится из активной зоны реактора теплоносителем — жидким или газообразным веществом, проходящим через ее объем. Эта тепловая энергия используется для получения водяного пара в парогенераторе.

ЭЛЕКТРОГЕНЕРАТОР

3. Механическая энергия преобразуется в электрическую

Механическая энергия пара направляется к турбогенератору, где она превращается в электрическую и дальше по проводам поступает к потребителям.

Основным элементом реактора является активная зона(1). Она размещена в бетонной шахте. Обязательными компонентами любого реактора являются система управления и защиты, позволяющая осуществлять выбранный режим протекания управляемой цепной реакции деления, а также система аварийной защиты – для быстрого прекращения реакции при возникновении аварийной ситуации. Все это смонтировано в главном корпусе.

Есть также второе здание, где размещается турбинный зал(2): парогенераторы, сама турбина. Далее по технологической цепочке следуют конденсаторы и высоковольтные линии электропередач, уходящие за пределы площадки станции.

На территории находятся корпус для перегрузки и хранения в специальных бассейнах отработавшего ядерного топлива. Кроме того, станции комплектуются элементами оборотной системы охлаждения – градирнями(3) (бетонная башня, сужающаяся кверху), прудом-охладителем (естественный водоем, либо искусственно созданный) и брызгальными бассейнами.

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 1-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Одноконтурная схема применяется на атомных станциях с реакторами типа РБМК-1000. Реактор работает в блоке с двумя конденсационными турбинами и двумя генераторами. При этом кипящий реактор сам является парогенератором, что и обеспечивает возможность применения одноконтурной схемы. Одноконтурная схема относительно проста, но радиоактивность в этом случае распространяется на все элементы блока, что усложняет биологическую защиту.

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 2-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Двухконтурную схему применяют на атомных станциях с в водо-водяными реакторами типа ВВЭР. В активную зону реактора подается под давлением вода, которая нагревается. Энергия теплоносителя используется в парогенераторе для образования насыщенного пара. Второй контур нерадиоактивен. Блок состоит из одной конденсационной турбины мощностью 1000 МВт или двух турбин мощностью по 500 МВт с соответствующими генераторами.

В настоящее время в России действует 6 АЭС с двухконтурными реакторами

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

АЭС С 3-КОНТУРНЫМИ РЕАКТОРАМИ

Трехконтурную схему применяют на АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем типа БН. Чтобы исключить контакт радиоактивного натрия с водой, сооружают второй контур с нерадиоактивным натрием. Таким образом схема получается трехконтурной.

В настоящее время в России действует 1 АЭС с трехконтурным реактором

В настоящее время в России действует 4 АЭС с одноконтурными реакторами

В настоящее время в России действует 6 АЭС с двухконтурными реакторами

В настоящее время в России действует 1 АЭС с трехконтурными реакторами

Выбрать язык:

Русский /
English

Следите за нами:


Следите за нами:


Этот сайт использует cookies. Продолжая работу с сайтом, Вы выражаете своё согласие на обработку Ваших персональных данных. Отключить cookies Вы можете в настройках своего браузера.
Подробнее

СОГЛАСЕН

замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике / Блог компании Leader-ID / Хабр

Мечта современных ядерщиков — энергетика без радиоактивных отходов. Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для реакторов разного типа. Попутно снижается потребность в дорогостоящем обогащении урана, а в итоге получается что-то фантастическое и, условно, вечно работающее.

БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году

Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.

Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.

Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.

Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.

Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.

Классический топливный цикл

MOX (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержит несколько видов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана). НАО, САО, ВАО — разные типы радиоактивных отходов. ОЯТ — отработавшее ядерное топливо

Центр современного цикла ядерный реактор на тепловых нейтронах. Он выделен зеленым. В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный по изотопу-235. Чтобы его получить, урановую руду извлекают, перерабатывают, а потом проводят долгое и дорогостоящее обогащение.

В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.

Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.

Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.

Ядерные реакторы на тепловых нейтронах

Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:

Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.

Условная схема ядерной электростанции

Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.

Условная схема электростанции с водо-водяным реактором

Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.

Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.

Энергетическая установка с реактором ВВР

Общий вид самого реактора:

Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».

Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов

Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.

В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.

Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.

Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.

Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.

В результате природный уран-238 преобразуется в изотоп плутония-239, который обладает свойствами деления, схожими с ураном-235. И тут появляется возможность преобразовать почти не делящийся в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 в новое ядерное топливо.

Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.

Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах —

БН-600 и БН-800

.

А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.

Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления ~98℃.

Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах

В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.

Следующий шаг — БРЕСТ

Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (t

плав.

327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.

Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).

На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.

Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.

Двухкомпонентная ядерная энергетика

Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.

В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.

БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.

Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива

На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.

Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.

Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.

Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.

Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.

Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.

Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.

Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.

На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.

На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.

Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.

Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.

В отличие от прошлого века, когда необходимо было получить ядерное оружие и заодно ядерную энергетику любой ценой, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и с обеспечением естественной безопасности. И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным направлениям без работы не останутся.

Эксперт рассказал об освоении нового типа реакторов в России

https://ria.ru/20210210/reaktor-1596863940.html

Эксперт рассказал об освоении нового типа реакторов в России

Эксперт рассказал об освоении нового типа реакторов в России — РИА Новости, 10.02.2021

Эксперт рассказал об освоении нового типа реакторов в России

Выдача Ростехнадзором лицензии на создание в России опытно-демонстрационного энергоблока с ядерным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 означает, что… РИА Новости, 10.02.2021

2021-02-10T16:58

2021-02-10T16:58

2021-02-10T17:06

открытия — риа наука

федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (ростехнадзор)

сибирский химический комбинат

государственная корпорация по атомной энергии «росатом»

томская область

/html/head/meta[@name=’og:title’]/@content

/html/head/meta[@name=’og:description’]/@content

https://cdn25.img.ria.ru/images/152647/16/1526471621_0:161:3071:1888_1920x0_80_0_0_8aad2438ea1c80d23b3be02e11325395.jpg

МОСКВА, 10 фев — РИА Новости. Выдача Ростехнадзором лицензии на создание в России опытно-демонстрационного энергоблока с ядерным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 означает, что отечественная атомная отрасль впервые в мире переходит к практическому освоению новых гражданских энергетических реакторных установок с тяжелометаллическим теплоносителем, рассказал РИА Новости главный редактор информационного портала по атомной энергетике AtomInfo.ru Александр Уваров.Ранее в среду Ростехнадзор сообщил, что выдал предприятию Росатома «Сибирский химический комбинат» (СХК, Северск, Томская область) лицензию на создание энергоблока БРЕСТ-ОД-300.Он напомнил, что Россия — единственная страна, обладающая успешным опытом эксплуатации реакторов с тяжелометаллическим теплоносителем, применявшихся на ряде советских атомных подводных лодок.Энергоблок установленной электрической мощностью 300 МВт с реактором БРЕСТ-ОД-300 должен стать ключевым объектом опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), строящегося на площадке СХК в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв». Помимо энергоблока, ОДЭК включает комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. Комплекс позволит создать пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность не только производить электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из активной зоны реактора, новое. Ранее сообщалось, что пуск реактора БРЕСТ-ОД-300 намечен на 2026 год.Реактор БРЕСТ-ОД-300 предназначен для практического подтверждения основных технических решений, закладываемых в реакторные установки со свинцовым теплоносителем в замкнутом ядерном топливном цикле, и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются.Свинцовый теплоноситель обладает целым рядом преимуществ. Во-первых, он мало замедляет нейтроны, что принципиально важно для работы «быстрых» реакторов. Кроме того, свинец имеет высокую температуру кипения (около 1,8 тысячи градусов Цельсия), он химически инертен при контакте с водой и воздухом, не требует высокого давления в контуре теплоносителя.Сочетание свойств тяжелого свинцового теплоносителя и плотного теплопроводного нитридного топлива создает условия для достижения полного воспроизводства ядерного «горючего» и исключает наиболее тяжелые аварии – с неконтролируемым ростом мощности (как в Чернобыле) и потерей отвода тепла от активной зоны реактора (как в Фукусиме). В этом и заключается суть естественной безопасности реактора БРЕСТ-ОД-300.

https://ria.ru/20201008/reaktor-1578877928.html

https://ria.ru/20200831/energoblok-1576510220.html

томская область

РИА Новости

[email protected]

7 495 645-6601

ФГУП МИА «Россия сегодня»

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/

2021

РИА Новости

[email protected]

7 495 645-6601

ФГУП МИА «Россия сегодня»

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/

Новости

ru-RU

https://ria.ru/docs/about/copyright.html

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/

РИА Новости

[email protected]

7 495 645-6601

ФГУП МИА «Россия сегодня»

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/

https://cdn25.img.ria.ru/images/152647/16/1526471621_171:0:2900:2047_1920x0_80_0_0_85a38fc4e35c10ec04f42a9be7cb081b.jpg

РИА Новости

[email protected]

7 495 645-6601

ФГУП МИА «Россия сегодня»

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/

РИА Новости

[email protected]

7 495 645-6601

ФГУП МИА «Россия сегодня»

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/

открытия — риа наука, федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору (ростехнадзор), сибирский химический комбинат, государственная корпорация по атомной энергии «росатом», томская область

МОСКВА, 10 фев — РИА Новости. Выдача Ростехнадзором лицензии на создание в России опытно-демонстрационного энергоблока с ядерным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 означает, что отечественная атомная отрасль впервые в мире переходит к практическому освоению новых гражданских энергетических реакторных установок с тяжелометаллическим теплоносителем, рассказал РИА Новости главный редактор информационного портала по атомной энергетике AtomInfo.ru Александр Уваров.Ранее в среду Ростехнадзор сообщил, что выдал предприятию Росатома «Сибирский химический комбинат» (СХК, Северск, Томская область) лицензию на создание энергоблока БРЕСТ-ОД-300.

«Прежде всего, с удовольствием хочу отметить, что в России начнется строительство нового реактора. Важно, что таким образом открывается новое, «сухопутное» направление реакторов с тяжелометаллическим теплоносителем, которое до сих пор в гражданской атомной энергетике нигде в мире не было освоено», — сказал Уваров.

Он напомнил, что Россия — единственная страна, обладающая успешным опытом эксплуатации реакторов с тяжелометаллическим теплоносителем, применявшихся на ряде советских атомных подводных лодок.

8 октября 2020, 17:13

Подросток собрал у себя дома ядерный реактор и побил рекорд

«Надеюсь, что специалисты нашей атомной отрасли смогут повторить успешный опыт своих предшественников, сумевших преобразовать лодочные реакторы с водяным теплоносителем в известное во всем мире направление энергетических реакторов ВВЭР», — добавил Уваров.

Энергоблок установленной электрической мощностью 300 МВт с реактором БРЕСТ-ОД-300 должен стать ключевым объектом опытно-демонстрационного энергетического комплекса (ОДЭК), строящегося на площадке СХК в рамках стратегического отраслевого проекта «Прорыв». Помимо энергоблока, ОДЭК включает комплекс по производству смешанного нитридного уран-плутониевого ядерного топлива для реактора БРЕСТ-ОД-300, а также комплекс по переработке отработавшего топлива. Комплекс позволит создать пристанционный замкнутый ядерный топливный цикл, что даст возможность не только производить электричество, но и готовить из топлива, выгружаемого из активной зоны реактора, новое. Ранее сообщалось, что пуск реактора БРЕСТ-ОД-300 намечен на 2026 год.

Реактор БРЕСТ-ОД-300 предназначен для практического подтверждения основных технических решений, закладываемых в реакторные установки со свинцовым теплоносителем в замкнутом ядерном топливном цикле, и основных положений концепции естественной безопасности, на которой эти решения основываются.

31 августа 2020, 10:07

На Ленинградской АЭС-2 запустили реактор нового энергоблока

Свинцовый теплоноситель обладает целым рядом преимуществ. Во-первых, он мало замедляет нейтроны, что принципиально важно для работы «быстрых» реакторов. Кроме того, свинец имеет высокую температуру кипения (около 1,8 тысячи градусов Цельсия), он химически инертен при контакте с водой и воздухом, не требует высокого давления в контуре теплоносителя.

Сочетание свойств тяжелого свинцового теплоносителя и плотного теплопроводного нитридного топлива создает условия для достижения полного воспроизводства ядерного «горючего» и исключает наиболее тяжелые аварии – с неконтролируемым ростом мощности (как в Чернобыле) и потерей отвода тепла от активной зоны реактора (как в Фукусиме). В этом и заключается суть естественной безопасности реактора БРЕСТ-ОД-300.

Как работает ядерный (атомный) реактор

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

 

Градирни АЭС

 

Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.

Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово «ядерный». Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.

 

Реактор

 

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали «Чикагской поленницей».

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

 

Первый в мире ядерный реактор

 

Принцип работы ядерного (атомного) реактора

У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, теплоноситель, система управления и защиты. В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232).  Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций — пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.

Приведем ниже схему работы ядерного реактора.

 

Схема ядерного реактора на АЭС

 

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов. Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.

 

Цепная реакция

 

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

 

ТВЭЛы, помещенные в топливную кассету

 

Как запускают ядерный реактор?

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он — кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы.

 

Ядерное топливо

 

Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании. Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!

 

Ядерные реакторы могут быть безопасными и безотходными – Наука – Коммерсантъ

Константин Куцылло

Человечество может полностью избавиться от атомной энергетики без особых потерь, и оградить себя от будущих аварий, подобных Чернобылю или Фукусиме. Доля атомных электростанций в мировом энергопотреблении — около 6%. Глобальные потребности в энергии вполне могут быть удовлетворены тепловыми и гидроэлектростанциями при содействии альтернативных источников (ветряных, солнечных, геотермальных).

После Фукусимы правительство Германии приняло решение о закрытии всех АЭС на своей территории, Италия отказалась от атомных станций еще раньше, после Чернобыля, ряд европейских стран вообще не рассматривают атомную энергетику как альтернативу традиционным источникам энергии.

Фонд «Сколково» и Институт проблем безопасного развития атомной энергетики РАН (ИБРАЭ) готовят совместную программу «Завершающая стадия жизненного цикла ядерных объектов».

Но будущее — за атомными электростанциями

Германия объявила об отказе от АЭС. На фото: баварская атомная станция «Графенрейнфельд» будет отключена в 2015 году

Фото: AGE/EASTNEWS

Рафаэль Арутюнян, заместитель директора ИБРАЭ по научной работе, говорит, что дело обстоит несколько иначе. 80% электроэнергии, вырабатываемой на АЭС, производится в 10 ведущих странах мира. Доля «атомной» электроэнергии в общем энергобалансе стран распределена очень неравномерно — от 80% во Франции до 20% в других развитых странах. Германия, вынужденная на время отказаться от ядерной энергетики по внутриполитическим причинам, рассчитывает на импорт электроэнергии из соседних стран и газа — из России, но с фундаментальной точки зрения это тупик.

Разведанные и прогнозируемые запасы нефти и газа при нынешнем уровне энергопотребления закончатся через несколько десятков лет. Альтернативные источники сейчас составляют меньше 3% в мировой энергетике, в будущем займут от силы 15-20%. Неизбежно увеличение глобальной нужды в энергии — повышение энергоэффективности развитых стран не компенсирует рост потребностей стран третьего мира.

— Сегодня в основном есть тепловая энергетика и есть атомная, все остальные источники являются дополнением, позволяющим локально решать вопросы экологии, — говорит Арутюнян. — Фундаментальным является то, что устойчивое энергообеспечение на органических энергоносителях сталкивается с реальными проблемами. Безусловно, газ — удобный вид топлива, и с точки зрения экологии в том числе. Но при самом оптимистичном прогнозе газа может хватить пусть на сто лет. С углем экологические проблемы. Недаром существует Киотский протокол, в соответствии с которым необходимо приложить все усилия для сокращения выбросов парниковых газов.

Помимо проблем с влиянием на климат выбросы угольных электростанций несут прямую угрозу здоровью людей. Только в Соединенных Штатах, по данным национального агентства по окружающей среде, зарегистрировано около 20 тыс. смертей, связанных с воздействием тепловой энергетики. В России этот показатель составляет 6-7 тыс. в год, говорит Арутюнян. Для сравнения, общее количество смертей в результате зарегистрированных за 50 лет аварий в атомной энергетике составляет 60 человек. Число людей, получивших высокие дозы облучения, с угрозой для здоровья — 237.

— Если собрать все использование радиационных технологий, включая медицину, — продолжает ученый, — то в медицине число инцидентов с заболеваниями и смертями значительно выше, чем в атомной энергетике. И все равно это дает совокупную цифру в 160 смертей и где-то полторы тысячи заболевших от облучения. Если же взять данные по ущербу здоровью человека в обычной энергетике, то это 82 тысячи смертных случаев за последние 30 лет. Эти цифры говорят, что ядерные технологии на порядок безопаснее других технологий.

Коды безопасности следят за критическими точками

— Учитывая сложившееся восприятие рисков, связанных с атомной энергетикой, уровень обоснования и обеспечения безопасности должен быть гораздо выше, — считает Арутюнян. — С тем чтобы гарантировать от ситуаций, которые могут наносить даже не ущерб здоровью населению, а социальный, психологический ущерб. А это значит, что необходимо повышать требования к обоснованию и обеспечению безопасности АЭС, в том числе с учетом наложения экстремальных событий, влияющих на безопасность атомных станций.

С этой целью ученые ИБРАЭ разрабатывают программу новых кодов безопасности, включающую плановый вывод из эксплуатации тех энергоблоков АЭС, которые уже не могут отвечать современным требованиям (именно эта ее часть упомянута выше).

— Мы инициируем два проекта, — говорит Владимир Пономарев, заместитель директора ИБРАЭ по стратегическому развитию и инновациям. — Это так называемые коды безопасности, то есть подходы к инструментальной оценке безопасности ядерных объектов. Это математические модели реальных атомных станций и анализ критических точек по различным технологическим циклам, которые работают внутри ядерного объекта. Для этой же цели десять лет назад разрабатывалась система кодов безопасности «Сократ», но сейчас появились новые технологии, новые реакторы.

Второй частью сколковского проекта ИБРАЭ должно стать создание магистерской программы в рамках сколковского института науки и технологии, создаваемого фондом совместно с Массачусетским технологическим институтом.

— Мы будем готовить специалистов не только в области ядерного «бэкенда», — говорит Пономарев, — но и тех, кто будет использовать технологические разработки атомной отрасли для любого другого технологически опасного производства, хоть в энергетике, хоть в химии. Во-первых, никто «бэкенду» в мире не учит, а кадры необходимы, поскольку построено много атомных станций и нужны специалисты, которые умеют выводить из эксплуатации энергоблоки. Во-вторых, специалисты будут обучаться не только тому, как ликвидировать станции, срок действия которых кончается, но и как продлить срок эксплуатации тех, которые могут работать дальше, как повысить безопасность, чтобы их не надо было выводить из строя.

Вся теория и все математические расчеты, необходимые для создания новых кодов безопасности, будут разрабатываться учеными ИБРАЭ совместно с проектными и конструкторскими организациями в атомной промышленности. Постепенно весь мир будет переходить на новую технологическую платформу, на реакторы на быстрых нейтронах, поэтому надо усовершенствовать те теоретические модели, которые существуют.

Коды безопасности будут коммерциализоваться, то есть будут продаваться заинтересованным потребителям, в том числе за рубежом, в виде пакета программ и услуг по их применению. Отдельные программы проекта будут инициироваться авторами «ноу-хау», то есть владельцами интеллектуальной собственности, которые для этой цели будут создавать собственные стартапы. В рамках этого сколковского проекта ИБРАЭ будет не только развивать разработанные в институте технологии безопасности, но и их трансфер из атомной отрасли в другие области энергетики и промышленности.

В ближайшие десятилетия мир должен перейти с действующих ныне водно-водяных атомных реакторов, где теплоносителем и замедлителем является вода, на реакторы на быстрых нейтронах, в которых применяется жидкометаллический теплоноситель — расплав натрия, свинца или сплав свинца с висмутом. Один такой реактор в России уже действует на Белоярской АЭС, на Урале. По оценке Арутюняна, переход на новую энергетическую платформу займет не менее 30 лет.

Если не совершить такой переход, то потребляемый атомными реакторами изотоп урана-235 закончится в не столь отдаленном будущем. Нынешние водно-водяные атомные реакторы сожгут его в течение ближайшего века. В быстром же реакторе на килограмм заложенного урана-238 может вырабатываться 1,3 килограмма нового топлива, энергетического плутония. В отличие от оружейного плутония-239, применяемого для ядерных зарядов, в реакторах на быстрых нейтронах вырабатываются изотопы плутония-240, 241 и 242, которые не годятся для производства оружия.

Новые реакторы решат проблему атомных отходов

Переход на быстрые реакторы позволит решить одну из основных проблем ядерной энергетики — проблему отработавшего ядерного топлива. Реакторы нового поколения позволят перерабатывать и максимально эффективно использовать радиоактивное сырье, резко сократив количество отходов. Сейчас, говорит Арутюнян, приходится хоронить в земле энергетически ценное сырье (уран и плутоний) и строить для этого огромные хранилища.

— Долгоживущие изотопы — это америций, плутоний — можно возвращать в быстрые реакторы и дожигать. Тогда получаются основные компоненты, цезий и стронций, которые живут 30 лет и от которых через 300 лет практически ничего не останется. Конечно же, какое-то количество неиспользуемых радиоактивных отходов все равно остается, его необходимо изолировать. Здесь есть научно-технические вопросы и вопрос об уровне обоснования безопасности, который должен быть достаточно серьезным — но тут нет никаких непреодолимых препятствий.

Как работает ядерный реактор

Ядерные реакторы — это, по сути, большие котлы, которые используются для нагрева воды для производства огромного количества электроэнергии с низким содержанием углерода. Они бывают разных размеров и форм и могут работать на различных видах топлива.

Атомная электростанция Рингхалс с четырьмя реакторами, способными обеспечивать 20% потребности Швеции в электроэнергии (Изображение: Vattenfall)

Ядерный реактор приводится в действие расщеплением атомов, процессом, называемым делением, когда частица («нейтрон») выстреливает в атом, который затем делится на два меньших атома и несколько дополнительных нейтронов.Некоторые из нейтронов, которые высвобождаются, затем поражают другие атомы, заставляя их также делиться и выделять больше нейтронов. Это называется цепной реакцией.

При делении атомов в цепной реакции также выделяется большое количество энергии в виде тепла. Вырабатываемое тепло отводится из реактора циркулирующей жидкостью, обычно водой. Затем это тепло можно использовать для производства пара, который приводит в действие турбины для производства электроэнергии.

Для того, чтобы ядерная реакция протекала с нужной скоростью, в реакторах есть системы, которые ускоряют, замедляют или останавливают ядерную реакцию и выделяют тепло.Обычно это делается с помощью управляющих стержней, которые обычно изготавливаются из материалов, поглощающих нейтроны, таких как серебро и бор.

Два примера ядерного деления урана-235, наиболее часто используемого топлива в ядерных реакторах.

Ядерные реакторы бывают разных форм и размеров — в некоторых используется вода для охлаждения активной зоны, в других — газ или жидкий металл. Наиболее распространенные типы энергетических реакторов используют воду, при этом более 90% реакторов в мире являются водными.Дополнительную информацию о различных типах реакторов по всему миру можно найти в разделе «Ядерные реакторы» Информационной библиотеки.

Ядерные реакторы очень надежны в производстве электроэнергии, они могут работать 24 часа в сутки в течение многих месяцев, если не лет, без перебоев, независимо от погоды или времени года. Кроме того, большинство ядерных реакторов могут работать очень длительные периоды времени — во многих случаях более 60 лет. В 2019 году блоки 3 и 4 завода в Турции Пойнт во Флориде стали первыми реакторами в мире, получившими лицензию на 80 лет эксплуатации.

Перезаправка реактора (Изображение: Vattenfall)

Что питает реактор?

В качестве топлива для реактора можно использовать ряд различных материалов, но чаще всего используется уран. Урана много, и его можно найти во многих местах по всему миру, в том числе в океанах. Также можно использовать другие виды топлива, такие как плутоний и торий.

Большинство современных реакторов содержат несколько сотен тепловыделяющих сборок, каждая из которых содержит тысячи небольших таблеток уранового топлива.Одна гранула содержит столько же энергии, сколько одна тонна угля. Типичный реактор требует около 27 тонн свежего топлива в год. Напротив, угольной электростанции аналогичного размера потребуется более двух с половиной миллионов тонн угля для производства такого же количества электроэнергии.

Таблетки ядерного топлива не намного больше сахарного кубика (Изображение: Казатомпром)

Как насчет отходов?

Как и любая другая отрасль, ядерная промышленность производит отходы.Однако, в отличие от многих отраслей, ядерная энергия вырабатывает очень мало энергии и полностью содержит то, что она производит, и управляет ею. Подавляющее большинство отходов атомных электростанций не очень радиоактивны, и на протяжении многих десятилетий с ними ответственным образом обращались и утилизировали. Если бы ядерная энергия использовалась для обеспечения потребностей человека в электроэнергии в течение всего года, было бы произведено всего около 5 граммов высокорадиоактивных отходов, что равно весу листа бумаги.

С отработанным топливом, выходящим из реактора, можно обращаться различными способами, включая рециркуляцию для производства энергии или прямую утилизацию.Фактически, многие страны десятилетиями использовали переработанное топливо для частичного заправления своих реакторов.

Отработанное ядерное топливо, ожидающее утилизации (Изображение: Росатом)


Поделиться


Связанная информация

Как уран превращается в ядерное топливо?

Ядерные реакторы


Вас также может заинтересовать

ядерных энергетических реакторов — Всемирная ядерная ассоциация

(обновлено в июле 2021 г.)

  • Большая часть электроэнергии на АЭС вырабатывается с использованием всего двух типов реакторов, которые были разработаны в 1950-х годах и с тех пор усовершенствованы.
  • Все реакторы первого поколения сняты с эксплуатации, и большинство из работающих — это реакторы второго поколения.
  • Появляются новые разработки, большие и маленькие.
  • Около 10% мировой электроэнергии производится с помощью ядерной энергии.

Эта страница об основных типах ядерных реакторов обычного типа. Более продвинутые типы см. На страницах усовершенствованных ядерных энергетических реакторов, малых ядерных энергетических реакторов, реакторов на быстрых нейтронах и ядерных реакторов поколения IV.

Как ядерный реактор вырабатывает электричество?

Ядерный реактор производит и контролирует выделение энергии при расщеплении атомов определенных элементов. В ядерном энергетическом реакторе выделяющаяся энергия используется в качестве тепла для производства пара для выработки электроэнергии. (В исследовательском реакторе основная цель состоит в том, чтобы использовать фактические нейтроны, производимые в активной зоне. В большинстве военно-морских реакторов пар приводит в движение турбину непосредственно для обеспечения движения.)

Принципы использования ядерной энергии для производства электроэнергии одинаковы для большинства типов реакторов.Энергия, выделяющаяся в результате непрерывного деления атомов топлива, используется в виде тепла в газе или воде и используется для производства пара. Пар используется для привода турбин, вырабатывающих электричество (как и на большинстве электростанций, работающих на ископаемом топливе).

Первые в мире ядерные реакторы «работали» естественным образом на урановых месторождениях около двух миллиардов лет назад. Они находились в богатых ураном рудных телах и смягчались просачивающейся дождевой водой. 17 известных в Окло в Западной Африке, каждая из которых имеет тепловую мощность менее 100 кВт, вместе потребили около шести тонн урана.Предполагается, что они не были уникальными во всем мире.

Сегодня реакторы, разработанные для двигателей подводных лодок и больших военно-морских судов, вырабатывают около 85% мировой ядерной электроэнергии. Основная конструкция представляет собой реактор с водой под давлением (PWR), который имеет воду с температурой более 300 ° C под давлением в первичном контуре охлаждения / теплопередачи и генерирует пар во вторичном контуре. Менее многочисленный реактор с кипящей водой (BWR) производит пар в первом контуре над активной зоной реактора при аналогичных температурах и давлении.Оба типа используют воду и в качестве хладагента, и в качестве замедлителя для замедления нейтронов. Поскольку вода обычно кипит при 100 ° C, они имеют прочные стальные сосуды под давлением или трубы для обеспечения более высокой рабочей температуры. (В другом типе в качестве замедлителя используется тяжелая вода с атомами дейтерия. Поэтому для различения используется термин «легкая вода».)

Элементы ядерного реактора

Есть несколько компонентов, общих для большинства типов реакторов:

Топливо
Уран является основным топливом.Обычно таблетки оксида урана (UO 2 ) располагаются в трубках, образуя топливные стержни. Стержни размещены в тепловыделяющих сборках в активной зоне реактора. * В PWR класса 1000 МВт (эл.) Может быть 51 000 топливных стержней с более чем 18 миллионами таблеток.

* В новом реакторе с новым топливом для запуска реакции необходим источник нейтронов. Обычно это бериллий в смеси с полонием, радием или другим альфа-излучателем. Альфа-частицы в результате распада вызывают высвобождение нейтронов из бериллия, когда он превращается в углерод-12.Для перезапуска реактора с использованием некоторого количества отработанного топлива этого может не потребоваться, поскольку нейтронов может быть достаточно для достижения критичности при удалении регулирующих стержней.

Модератор
Материал в активной зоне, который замедляет нейтроны, выделяющиеся при делении, так что они вызывают большее деление. Обычно это вода, но может быть тяжелая вода или графит.

Управляющие стержни или лопасти
Они сделаны из материала, поглощающего нейтроны, такого как кадмий, гафний или бор, и вставляются или извлекаются из активной зоны, чтобы контролировать скорость реакции или остановить ее.* В некоторых реакторах PWR используются специальные стержни управления, чтобы активная зона могла эффективно поддерживать низкий уровень мощности. (Вторичные системы управления включают другие поглотители нейтронов, обычно бор в теплоносителе — его концентрация может регулироваться с течением времени по мере сгорания топлива.) Управляющие стержни PWR вставляются сверху, а крестообразные лопасти BWR — снизу активной зоны.

* При делении большая часть нейтронов высвобождается быстро, но некоторые задерживаются. Они имеют решающее значение для того, чтобы система (или реактор) с цепной реакцией могла быть управляемой и иметь возможность удерживать ее в критическом состоянии.

Охлаждающая жидкость
Жидкость, циркулирующая через ядро, чтобы отводить от него тепло. В легководных реакторах водяной замедлитель выполняет также функцию теплоносителя первого контура. За исключением BWR, есть вторичный контур теплоносителя, где вода превращается в пар. (См. Также следующий раздел о характеристиках теплоносителя первого контура.) PWR имеет от двух до четырех контуров теплоносителя первого контура с насосами, приводимыми в действие паром или электричеством — в китайской конструкции Hualong One их три, каждый из которых приводится в действие шестью.Электродвигатель мощностью 6 МВт, каждый насосный агрегат массой 110 тонн.

Сосуд под давлением или напорные трубки
Обычно это прочный стальной корпус, содержащий активную зону реактора и замедлитель / теплоноситель, но это может быть ряд труб, удерживающих топливо и транспортирующих теплоноситель через окружающий замедлитель.

Парогенератор
Часть системы охлаждения реакторов с водой под давлением (PWR и PHWR), где теплоноситель первого контура высокого давления, приносящий тепло из реактора, используется для производства пара для турбины во вторичном контуре.По сути, это теплообменник, подобный радиатору автомобиля. * Реакторы имеют до шести «контуров», каждый с парогенератором. С 1980 года более чем у 110 реакторов PWR были заменены парогенераторы после 20-30 лет эксплуатации, более половины из них в США.

* Это большие теплообменники для передачи тепла от одной жидкости к другой — здесь от первичного контура высокого давления в PWR ко вторичному контуру, где вода превращается в пар. Каждая конструкция весит до 800 тонн и содержит от 300 до 16000 трубок диаметром около 2 см для теплоносителя первого контура, который является радиоактивным из-за азота-16 (N-16, образованного нейтронной бомбардировкой кислорода, с периодом полураспада 7 секунд. ).Вторичная вода должна проходить через опорные конструкции для труб. Все это должно быть спроектировано так, чтобы трубы не вибрировали и не трогались, работать так, чтобы не накапливались отложения, препятствующие потоку, и поддерживать химический уход во избежание коррозии. Трубки, которые выходят из строя и протекают, закупориваются, и избыточная емкость предназначена для этого. Утечки можно обнаружить, отслеживая уровни N-16 в паре на выходе из парогенератора.

Изолятор
Конструкция вокруг реактора и связанных с ним парогенераторов, которая предназначена для защиты его от проникновения извне и защиты тех, кто находится снаружи, от воздействия излучения в случае любой серьезной неисправности внутри.Обычно это бетонная и стальная конструкция метровой толщины.

Более новые российские и некоторые другие реакторы устанавливают устройства локализации расплава активной зоны или «ловители активной зоны» под сосудом высокого давления для улавливания любого расплавленного материала активной зоны в случае крупной аварии.

Существует несколько различных типов реакторов, как показано в следующей таблице.

Заправка ядерного реактора

Большинство реакторов необходимо остановить для перегрузки топлива, чтобы корпус реактора можно было открыть.В этом случае перегрузка производится с интервалом в 12, 18 или 24 месяца, когда от четверти до трети ТВС заменяются свежими. Типы CANDU и РБМК имеют напорные трубы (а не сосуд высокого давления, в котором находится активная зона реактора) и могут заправляться под нагрузкой путем отсоединения отдельных напорных труб. AGR также предназначен для дозаправки под нагрузкой.

Если в качестве замедлителя используется графит или тяжелая вода, можно запустить энергетический реактор на природном уране, а не на обогащенном уране.Природный уран имеет тот же элементный состав, что и при его добыче (0,7% U-235, более 99,2% U-238), в обогащенном уране доля делящегося изотопа (U-235) увеличена с помощью процесса, называемого обогащением, обычно до 3,5-5,0%. В этом случае замедлителем может быть обычная вода, и такие реакторы в совокупности называются легководными реакторами. Поскольку легкая вода поглощает нейтроны, а также замедляет их, она менее эффективна в качестве замедлителя, чем тяжелая вода или графит. Некоторые новые конструкции реакторов малой мощности требуют высокопробного низкообогащенного уранового топлива, обогащенного примерно до 20% по U-235.

Во время работы часть U-238 заменяется на плутоний, и Pu-239 в конечном итоге обеспечивает около одной трети энергии из топлива.

В большинстве реакторов в качестве топлива используется керамический оксид урана (UO 2 с температурой плавления 2800 ° C), и в большинстве своем он обогащен. Топливные таблетки (обычно диаметром около 1 см и длиной 1,5 см) обычно размещаются в длинной трубке из циркониевого сплава (циркалоя), образуя топливный стержень, причем цирконий является твердым, коррозионно-стойким и прозрачным для нейтронов.* Многочисленные стержни образуют тепловыделяющую сборку, которая представляет собой открытую решетку, которую можно поднимать в активную зону реактора и из нее. В наиболее распространенных реакторах их длина составляет около 4 метров. Топливная сборка BWR может весить около 320 кг, а топливная сборка PWR — 655 кг, и в этом случае они содержат 183 кг урана и 460 кгU соответственно. В обоих задействовано около 100 кг циркалоя.

* Цирконий — важный минерал для ядерной энергетики, где он находит основное применение. Таким образом, торговля подлежит контролю. Обычно он загрязнен гафнием, поглотителем нейтронов, поэтому для изготовления циркалоя используется очень чистый Zr «ядерной чистоты», который составляет около 98% Zr плюс около 1.5% олова, а также железа, хрома и иногда никеля для повышения прочности.

Важной отраслевой инициативой является разработка устойчивых к авариям видов топлива, которые более устойчивы к плавлению в таких условиях, как авария на Фукусиме, и с оболочкой, более устойчивой к окислению с образованием водорода при очень высоких температурах в таких условиях.

Горючие яды часто используются в топливе или теплоносителе для выравнивания производительности реактора с течением времени от загрузки свежего топлива до перегрузки.Это поглотители нейтронов, которые распадаются под воздействием нейтронов, компенсируя постепенное накопление поглотителей нейтронов в топливе по мере его сжигания и, следовательно, обеспечивая более высокое выгорание топлива (с точки зрения ГВт-дней на тонну урана) *. Самым известным является гадолиний, который является жизненно важным ингредиентом топлива в морских реакторах, где установка свежего топлива очень неудобна, поэтому реакторы рассчитаны на работу более десяти лет между заправками (эквивалент полной мощности — на практике они не работают непрерывно).Гадолиний входит в состав керамических топливных таблеток. Альтернативой является встроенный поглотитель выгорающего топлива из диборида циркония (IFBA) в виде тонкого покрытия на обычных таблетках.

* Среднее выгорание топлива, используемого в реакторах США, увеличилось почти до 50 ГВт-сутки / т, по сравнению с половиной от показателя 1980-х годов.

Гадолиний, в основном содержащий до 3 г оксида на килограмм топлива, требует немного более высокого обогащения топлива, чтобы компенсировать это, а также после выгорания около 17 ГВт · сут / т он сохраняет около 4% своего абсорбционного эффекта и не уменьшается в дальнейшем. .ZrB 2 IFBA сгорает более устойчиво и полностью и не влияет на свойства топливных таблеток. Сейчас он используется в большинстве реакторов США и некоторых в Азии. У Китая есть технология для реакторов AP1000.

Основные типы ядерных реакторов

Реактор с водой под давлением (PWR)

Это наиболее распространенный тип, в котором задействовано около 300 реакторов для выработки электроэнергии и еще несколько сотен используются для военно-морских силовых установок. Конструкция PWR возникла как подводная энергетическая установка.PWR используют обычную воду как в качестве охлаждающей жидкости, так и в качестве замедлителя. Конструкция отличается наличием первичного контура охлаждения, который проходит через активную зону реактора под очень высоким давлением, и вторичного контура, в котором генерируется пар для привода турбины. В России они известны как типы ВВЭР — с водяным замедлителем и с водяным охлаждением.

PWR имеет топливные сборки из 200-300 стержней каждая, расположенных вертикально в активной зоне, а большой реактор будет иметь около 150-250 тепловыделяющих сборок с 80-100 тоннами урана.

Вода в активной зоне реактора достигает примерно 325 ° C, следовательно, ее необходимо поддерживать примерно в 150 раз выше атмосферного давления, чтобы предотвратить ее кипение. Давление поддерживается паром в компенсаторе давления (см. Диаграмму). В первом контуре охлаждения вода также является замедлителем, и если какая-либо из них превратится в пар, реакция деления замедлится. Этот эффект отрицательной обратной связи является одной из характеристик безопасности данного типа. Вторичная система отключения включает добавление бора в первичный контур.

Вторичный контур находится под меньшим давлением, и вода здесь кипит в теплообменниках, которые, таким образом, являются парогенераторами.Пар приводит в движение турбину для производства электроэнергии, а затем конденсируется и возвращается в теплообменники, контактирующие с первичным контуром.

Реактор кипящей воды (BWR)

Этот тип реактора имеет много общего с PWR, за исключением того, что есть только один контур, в котором вода находится под более низким давлением (примерно в 75 раз превышающим атмосферное давление), так что она кипит в активной зоне примерно при 285 ° C. Реактор спроектирован для работы с 12-15% воды в верхней части активной зоны в виде пара и, следовательно, с меньшим замедляющим эффектом и, следовательно, с повышенным КПД.Блоки BWR могут работать в режиме следования за нагрузкой легче, чем PWR.

Пар проходит через пластины осушителя (сепараторы пара) над активной зоной, а затем непосредственно к турбинам, которые, таким образом, являются частью контура реактора. Поскольку вода вокруг активной зоны реактора всегда загрязнена следами радионуклидов, это означает, что турбина должна быть экранирована и обеспечена радиологическая защита во время технического обслуживания. Стоимость этого, как правило, уравновешивает экономию из-за более простой конструкции.Большая часть радиоактивности воды очень недолговечна *, поэтому в машинный зал можно попасть вскоре после остановки реактора.

* в основном N-16 с периодом полураспада 7 секунд

Топливная сборка BWR состоит из 90-100 тепловыделяющих элементов, а в активной зоне реактора находится до 750 сборок, вмещающих до 140 тонн урана. Вторичная система управления включает ограничение потока воды через активную зону, чтобы большее количество пара в верхней части уменьшало замедление.

Реактор с тяжелой водой под давлением (PHWR)

Реактор PHWR разрабатывался с 1950-х годов в Канаде как CANDU, а с 1980-х годов также в Индии.PHWR обычно используют в качестве топлива оксид природного урана (0,7% U-235), поэтому требуется более эффективный замедлитель, в данном случае тяжелая вода (D 2 O). ** PHWR производит больше энергии на килограмм добытого урана, чем другие конструкции, но и производит гораздо большее количество отработанного топлива на единицу продукции.

** с системой CANDU, замедлитель обогащается (, т.е. воды), а не топливо — это компромисс в стоимости.

Замедлитель находится в большом резервуаре, называемом каландрией, через который проходят несколько сотен горизонтальных напорных трубок, которые образуют каналы для топлива, охлаждаемого потоком тяжелой воды под высоким давлением (примерно в 100 раз превышающим атмосферное давление) в первом контуре охлаждения, обычно достигая 290 ° C.Как и в PWR, теплоноситель первого контура генерирует пар во вторичном контуре для привода турбин. Конструкция напорных трубок означает, что реактор может постепенно заправляться без остановки, путем изоляции отдельных напорных трубок от охлаждающего контура. Кроме того, их строительство менее затратно, чем конструкции с большим резервуаром высокого давления, но трубы не оказались столь же прочными.

Топливная сборка CANDU состоит из пучка из 37 тепловыделяющих стержней длиной по полметра (керамические топливные таблетки в циркалоевых трубках) плюс опорная конструкция, при этом 12 пучков расположены встык в топливном канале.Управляющие стержни проникают в каландрию вертикально, а вторичная система отключения включает добавление гадолиния в замедлитель. Тяжеловодный замедлитель, циркулирующий через корпус каландрийного сосуда, также выделяет некоторое количество тепла (хотя этот контур не показан на диаграмме выше).

Более новые конструкции PHWR, такие как усовершенствованный реактор Канду (ACR), имеют легководное охлаждение и слегка обогащенное топливо.

Реакторы

CANDU могут работать на различных видах топлива. Они могут работать на рециркулированном уране из переработанного отработавшего топлива LWR или на его смеси и обедненном уране, оставшемся от обогатительных фабрик.Около 4000 МВт PWR могут затем обеспечить топливом 1000 МВт мощности CANDU с добавлением обедненного урана. Торий также может использоваться в качестве топлива.

Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGR)

Это второе поколение британских реакторов с газовым охлаждением, использующих графитовый замедлитель и диоксид углерода в качестве теплоносителя первого контура. Топливо — таблетки оксида урана с обогащением 2,5 — 3,5% в трубках из нержавеющей стали. Углекислый газ циркулирует через активную зону, достигая 650 ° C, а затем проходит через трубы парогенератора за ее пределами, но все еще внутри бетонного и стального сосуда высокого давления (отсюда «интегральная» конструкция).Управляющие стержни проходят через замедлитель, а вторичная система останова включает в себя нагнетание азота в теплоноситель. Высокая температура придает ему высокий тепловой КПД — около 41%. Заправка возможна под нагрузкой.

AGR был разработан на основе реактора Magnox. В реакторах Magnox также использовался графитовый замедлитель и охлаждение CO 2 , использовалось топливо из природного урана в металлической форме и вода в качестве вторичного теплоносителя. Последний реактор Magnox в Великобритании был закрыт в конце 2015 года.

Легководный реактор с графитовым замедлителем (LWGR)

Основной проект LWGR — это РБМК, советский образец, разработанный на основе реакторов для производства плутония. В нем используются длинные (7 метров) вертикальные напорные трубы, проходящие через графитовый замедлитель, и он охлаждается водой, которой позволяют закипать в активной зоне при 290 ° C и примерно 6,9 МПа, как в BWR. Топливо представляет собой низкообогащенный оксид урана, который собирается в тепловыделяющие сборки длиной 3,5 метра. При замедлении, в основном из-за фиксированного графита, избыточное кипение просто снижает охлаждение и поглощение нейтронов, не препятствуя реакции деления, и может возникнуть проблема с положительной обратной связью, поэтому они никогда не строились за пределами Советского Союза.См. Приложение «Реакторы РБМК» для получения дополнительной информации.

Реактор на быстрых нейтронах (ФНР)

Некоторые реакторы не имеют замедлителя и используют быстрые нейтроны, вырабатывая энергию из плутония, в то же время делая больше из изотопа U-238 в топливе или вокруг него. Хотя они получают более чем в 60 раз больше энергии из исходного урана по сравнению с обычными реакторами, их строительство дорого. Дальнейшая их разработка, вероятно, состоится в следующем десятилетии, и основные конструкции, которые, как ожидается, будут построены через два десятилетия, — это FNR.Если они настроены на производство большего количества делящегося материала (плутония), чем они потребляют, их называют реакторами на быстрых нейтронах (FBR). См. Также страницы статей о реакторах на быстрых нейтронах и малых ядерных энергетических реакторах.

Атомные электростанции в промышленной эксплуатации или в рабочем состоянии
Тип реактора Основные страны Номер ГВт (эл.) Топливо Охлаждающая жидкость Модератор
Реактор с водой под давлением (PWR)

США, Франция, Япония, Россия, Китай, Южная Корея

304

289.1

обогащенный UO 2

вода

вода

Реактор с кипящей водой (BWR)

США, Япония, Швеция

62

63,1

обогащенный UO 2

вода

вода

Реактор с тяжелой водой под давлением (PHWR)

Канада, Индия

49

24.5

натуральный UO 2

тяжелая вода

тяжелая вода

Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (AGR)

Великобритания

14

7,7

У (металл) натуральный,
обогащенный UO 2

CO 2

графит

Реактор с легким водным графитом (LWGR)

Россия

12

8.4

обогащенный UO 2

вода

графит

Реактор на быстрых нейтронах (FBR)

Россия

2

1,4

PuO 2 и UO 2

натрий жидкий

нет

ИТОГО 443 394.2

Информацию о строящихся реакторах см. На странице «Планы новых реакторов во всем мире».

Реакторы усовершенствованного типа

Обычно выделяют несколько поколений реакторов. Реакторы поколения I были разработаны в 1950-60-х годах, а последний из них (Wylfa 1 в Великобритании) был остановлен в конце 2015 года. В них в основном использовалось топливо из природного урана и в качестве замедлителя использовался графит.Реакторы поколения II типичны для современного флота США, и большинство из них находится в эксплуатации в других местах. Обычно они используют обогащенное урановое топливо и в основном охлаждаются и замедляются водой. Поколение III — это усовершенствованные реакторы, созданные на их основе, первые несколько из которых находятся в эксплуатации в Японии, а с начала 2018 года в Китае, России и ОАЭ. Остальные находятся в стадии строительства и готовы к заказу. Это разработки второго поколения с повышенной безопасностью. Нет четкого различия между поколением II и поколением III.

Конструкции

поколения IV все еще находятся в стадии разработки. Они будут иметь замкнутые топливные циклы и сжигать долгоживущие актиниды, которые сейчас составляют часть отработавшего топлива, так что продукты деления будут единственными высокоактивными отходами. Из семи проектов, разрабатываемых при международном сотрудничестве, четыре или пять будут реакторами на быстрых нейтронах. Четыре будут использовать фторид или жидкометаллический теплоноситель, следовательно, работать при низком давлении. Два будут с газовым охлаждением. Большинство из них будут работать при гораздо более высоких температурах, чем современные реакторы с водяным охлаждением.См. Статью о реакторах поколения IV.

Более десятка усовершенствованных конструкций реакторов (поколение III) находятся на различных стадиях разработки. Некоторые из них эволюционируют по сравнению с проектами PWR, BWR и CANDU, описанными выше, некоторые представляют собой более радикальные отклонения. К первым относится усовершенствованный реактор с кипящей водой, некоторые из которых в настоящее время работают, а другие находятся в стадии строительства. Современные реакторы PWR работают в Китае, России и ОАЭ, и еще больше строится. Самая известная радикально новая конструкция имеет топливо в виде больших «камешков» и использует гелий в качестве хладагента при очень высокой температуре, возможно, для непосредственного привода турбины.

Учитывая замкнутый топливный цикл, реакторы поколения I-III рециркулируют плутоний (и, возможно, уран), а в реакторах поколения IV ожидается полный рецикл актинидов.

Многие усовершенствованные конструкции реакторов предназначены для малых энергоблоков — до 300 МВтэ — и относятся к категории малых модульных реакторов (SMR), поскольку несколько из них вместе могут составлять большую электростанцию, возможно, построенную постепенно. Помимо обычного оксидного топлива, другие виды топлива — это металл, TRISO *, карбид, нитрид или жидкая соль.

* ТРИСО (триструктурно-изотропные) частицы диаметром менее миллиметра. Каждый из них имеет ядро ​​( c 0,5 мм) из оксикарбида урана (или диоксида урана) с обогащением урана до 20% по U-235. Это ядро ​​окружено слоями углерода и карбида кремния, что обеспечивает удержание продуктов деления, устойчивое к температурам более 1600 ° C.

Плавучие атомные электростанции

Помимо более 200 ядерных реакторов на различных судах, Росатом в России создал дочернюю компанию по поставке плавучих атомных электростанций мощностью от 70 до 600 МВт.Они будут установлены парами на большой барже, которая будет постоянно пришвартована там, где это необходимо для подачи электроэнергии и, возможно, некоторого опреснения воды в прибрежный поселок или промышленный комплекс. Первый состоит из двух реакторов мощностью 40 МВт (эл.) На базе ледоколов и работает на удаленной площадке в Сибири. Ожидается, что стоимость электроэнергии будет намного ниже, чем у существующих альтернатив. Для получения дополнительной информации см. Страницу «Атомная энергетика в России».

Российский реактор КЛТ-40С — реактор, хорошо зарекомендовавший себя на ледоколах.Здесь блок мощностью 150 МВт производит 35 МВт (брутто), а также до 35 МВт тепла для опреснения или централизованного теплоснабжения. Они рассчитаны на работу в течение 3-4 лет между дозаправками, и предполагается, что они будут работать парами, чтобы учесть перебои, с возможностью дозаправки на борту и хранилищем отработанного топлива. В конце 12-летнего рабочего цикла вся установка отправляется на центральное предприятие для двухлетнего капитального ремонта и удаления использованного топлива, а затем возвращается в эксплуатацию.

Российские ПАТЭС второго поколения будут иметь два реактора РИТМ-200М мощностью 175 МВт, 50 МВт, каждый примерно на 1500 тонн легче, но мощнее, чем КЛТ-40С, и, следовательно, на барже гораздо меньшего размера — водоизмещением около 12000 тонн, а не 21000 тонн.Заправка будет каждые 10-12 лет. Очень похожие реакторы РИТМ-200 устанавливают на новейшие российские ледоколы.

Номинальная мощность ядерного реактора

Мощность реактора АЭС указывается тремя способами:

  • Тепловая МВт, которая зависит от конструкции самого ядерного реактора и связана с количеством и качеством производимого им пара.
  • Полная электрическая МВтэ, которая указывает мощность, вырабатываемую присоединенной паровой турбиной и генератором, а также учитывает температуру окружающей среды для контура конденсатора (более холодный означает больше электроэнергии, более теплый — меньше).Номинальная полная мощность предполагает определенные условия для обоих.
  • Чистая электрическая МВтэ, которая представляет собой мощность, доступную для отправки с завода в сеть, после вычета электроэнергии, необходимой для работы реактора (насосы охлаждающей и питательной воды, и т. Д. ) и остальной части станции. *

* Чистая электрическая МВтэ и валовая МВтэ незначительно меняются от лета к зиме, поэтому обычно используется меньшее летнее значение или среднее значение. Если указано летнее значение, установки могут показывать коэффициент мощности более 100% в более прохладное время.Сообщается, что мощность реактора Watts Bar PWR в Теннесси составляет около 1125 МВт летом и около 1165 МВт нетто зимой из-за разной температуры охлаждающей воды конденсатора. Некоторые варианты конструкции, такие как приведение в действие основных больших насосов питательной воды с помощью электродвигателей (как в EPR или Hualong One), а не паровых турбин (забор пара до того, как он попадет в главный турбогенератор), объясняют некоторые общие и чистые различия между различными реакторами. типы. По этой причине EPR имеет относительно большое падение от брутто до нетто МВт, и, как отмечалось выше, Hualong One требуется 20 МВт для работы своих первичных насосов.

Связь между ними выражается двумя способами:

  • Тепловой КПД%, отношение валовых МВтэ к МВт. Это связано с разницей в температуре пара из реактора и охлаждающей воды. В легководных реакторах она часто составляет 33-37%, а в последних PWR — 38%.
  • Чистая эффективность%, отношение достигнутых чистых МВтэ к МВт. Это немного ниже и позволяет использовать растения.

На информационных страницах и цифрах Всемирной ядерной ассоциации и в статьях World Nuclear News, как правило, чистая МВтэ используется для действующих станций, а валовая МВтэ — для строящихся или планируемых / предлагаемых.

Срок службы ядерных реакторов

Большинство современных атомных станций изначально были рассчитаны на 30-40-летний срок эксплуатации. Однако при крупных инвестициях в системы, конструкции и компоненты срок службы может быть увеличен, и в некоторых странах действуют активные программы по продлению срока эксплуатации. В США почти все из почти 100 реакторов получили лицензию на эксплуатацию с 40 до 60 лет. Это оправдывает значительные капитальные затраты на модернизацию систем и компонентов, включая создание дополнительных показателей производительности.Некоторые будут работать 80 лет и более.

Некоторые компоненты просто изнашиваются, корродируют или выходят из строя до низкого уровня эффективности. Их необходимо заменить. Парогенераторы являются наиболее известными и дорогостоящими из них, и многие из них были заменены примерно через 30 лет, тогда как в остальном реактор имеет перспективу проработать 60 или более лет. По сути, это экономическое решение. Компоненты меньшего размера легче заменить по мере их старения. В реакторах Candu замена напорных труб была произведена на некоторых заводах после 30 лет эксплуатации.

Вторая проблема — моральное устаревание. Например, на более старых реакторах есть аналоговые приборы и системы управления. Некоторые были заменены цифровыми системами. В-третьих, свойства материалов могут ухудшаться с возрастом, особенно при тепловом и нейтронном облучении. Что касается всех этих аспектов, необходимы инвестиции для поддержания надежности и безопасности. Кроме того, на старых станциях проводятся периодические проверки безопасности в соответствии с международными конвенциями и принципами безопасности, чтобы обеспечить соблюдение запаса прочности.

Другой важной проблемой является управление знаниями на протяжении всего жизненного цикла от проектирования, строительства и эксплуатации до вывода из эксплуатации реакторов и других объектов. Это может длиться столетие и охватывать несколько стран и несколько компаний. Срок службы завода охватит несколько поколений инженеров. Данные должны передаваться между несколькими поколениями программного обеспечения и ИТ-оборудования, а также передаваться другим операторам аналогичных заводов. * Существенные изменения могут быть внесены в конструкцию в течение всего срока службы завода, поэтому оригинальной документации недостаточно, и потеря базовых знаний проектирования может иметь огромные последствия ( e.грамм. Пикеринг А. и Брюс А. в Онтарио). Управление знаниями часто является совместной обязанностью и имеет важное значение для эффективного принятия решений и достижения безопасности и экономики станции.

* ISO15926 охватывает переносимость и функциональную совместимость для стандарта открытых данных жизненного цикла. Также EPRI в 2013 году опубликовал Advanced Nuclear Technology: New Nuclear Power Plant Information Handover Guide .

См. Также раздел Старение в документе «Безопасность растений».

Первичный теплоноситель

Появление некоторых из упомянутых выше конструкций дает возможность рассмотреть различные первичные теплоносители, используемые в ядерных реакторах. Есть большой выбор — газ, вода, легкие металлы, тяжелые металлы и соль:

Вода или тяжелая вода необходимо поддерживать при очень высоком давлении (1000-2200 фунтов на квадратный дюйм, 7-15 МПа, 150 атмосфер), чтобы он мог работать при температурах выше 100 ° C, до 345 ° C, как в существующих реакторах. Это имеет большое влияние на реакторную технику.Однако вода в сверхкритическом состоянии около 25 МПа может дать 45% тепловой КПД — как сегодня на некоторых электростанциях, работающих на ископаемом топливе, при температурах на выходе 600 ° C, а при сверхкритических уровнях (30+ МПа) можно достичь 50%.

Водяное охлаждение конденсаторов пара является стандартным для электростанций, потому что оно работает очень хорошо, относительно недорого и имеет огромный опыт. Вода (при давлении 75 атм) имеет хорошую теплоемкость — около 4000 кДж / м 3 — поэтому она намного эффективнее газа для отвода тепла, хотя ее теплопроводность меньше, чем у жидкостей.

Возможным вариантом этого является наличие высокой доли тяжелой воды в теплоносителе на ранних этапах топливного цикла, так что больше Pu-239 выделяется из U-238, тем самым продлевая цикл и улучшая использование урана. Это известно как управление спектральным сдвигом.

Гелий должен использоваться при аналогичном давлении (1000–2000 фунтов на кв. Дюйм, 7–14 МПа), чтобы поддерживать плотность, достаточную для эффективной работы. Однако даже при давлении 75 атм его теплоемкость составляет всего около 20 кДж / м 3 .Опять же, требующееся высокое давление имеет инженерные последствия, но его можно использовать в цикле Брайтона для непосредственного приведения в действие турбины.

Двуокись углерода использовалась в первых британских реакторах и их нынешних AGR, которые работают при гораздо более высоких температурах, чем легководные реакторы. Он плотнее, чем гелий, и, следовательно, дает лучшую эффективность термического преобразования. Он также протекает менее легко, чем гелий. Но при очень высоких температурах — например, в HTR — он выходит из строя, поэтому основное внимание уделяется гелию.В настоящее время проявляется интерес к сверхкритическому CO 2 для цикла Брайтона.

Натрий , который обычно используется в реакторах на быстрых нейтронах при температуре около 550 ° C, плавится при 98 ° C и кипит при 883 ° C при атмосферном давлении, поэтому, несмотря на необходимость сохранять его сухим, технические средства, необходимые для его удержания, относительно скромны. Обладает высокой теплопроводностью и высокой теплоемкостью — около 1000 кДж / м 3 при давлении 2 атм. Однако обычно вода / пар используется во вторичном контуре для привода турбины (цикл Ренкина) с более низким тепловым КПД, чем цикл Брайтона.В некоторых конструкциях натрий находится во вторичном контуре парогенераторов. Натрий не вызывает коррозии металлов, используемых в оболочке твэла или первого контура, ни самого топлива, если есть повреждение оболочки, но в целом он очень реактивен. В частности, он экзотермически реагирует с водой или паром с выделением водорода. Горит на воздухе, но гораздо менее энергично. Натрий имеет низкое поперечное сечение захвата нейтронов, но этого достаточно, чтобы некоторое количество Na-23 превратилось в Na-24, который является бета-излучателем и очень гамма-активным с периодом полураспада 15 часов, поэтому требуется некоторая защита.В большом реакторе с концентрацией натрия около 5000 т на ГВт (эл.) Активность Na-24 достигает равновесного уровня около 1 ТБк / кг — большой радиоактивный запас. Если реактор необходимо часто останавливать, в качестве хладагента можно использовать эвтектику NaK, которая является жидкой при комнатной температуре (около 13 ° C), но калий является пирофорным, что увеличивает опасность. Натрий примерно в шесть раз прозрачнее для нейтронов, чем свинец.

Свинец или эвтектика свинец-висмут в реакторах на быстрых нейтронах могут работать при более высоких температурах при атмосферном давлении.Они прозрачны для нейтронов, повышая эффективность из-за большего расстояния между топливными стержнями, что затем позволяет теплоносителю течь путем конвекции для отвода остаточного тепла, а поскольку они не реагируют с водой, интерфейс теплообменника более безопасен. Они не горят на воздухе. Однако они вызывают коррозию оболочек твэлов и стали, которые изначально ограничивали температуру до 550 ° C. Сегодняшние материалы позволяют достичь 650 ° C, а в будущем на втором этапе разработки IV поколения с использованием оксидно-дисперсионно-упрочненных сталей предусматривается 800 ° C.Свинец и Pb-Bi имеют гораздо более высокую теплопроводность, чем вода, но ниже, чем натрий. Westinghouse разрабатывает концепцию быстрого реактора со свинцовым охлаждением, и LeadCold в Канаде также разрабатывает такой, используя новые сплавы алюминия и стали, которые обладают высокой коррозионной стойкостью до 450 ° C. Состав Ti 3 SiC 2 (карбид кремния титана) рекомендуется для устойчивых к коррозии первичных цепей.

Хотя свинец имеет ограниченную активацию нейтронами, проблема с Pb-Bi заключается в том, что он дает токсичный продукт активации полония (Po-210), альфа-излучатель с периодом полураспада 138 дней.Pb-Bi плавится при относительно низкой температуре 125 ° C (отсюда эвтектика) и кипит при 1670 ° C, Pb плавится при 327 ° C и кипит при 1737 ° C, но его гораздо больше и дешевле производить, чем висмут, поэтому предполагается для крупномасштабного использования в будущем, хотя необходимо избегать замерзания. Развитие ядерной энергетики на основе реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых Pb-Bi, вероятно, будет ограничено суммарной мощностью 50-100 ГВт, в основном для небольших реакторов в удаленных местах. В 1998 году Россия рассекретила много исследовательской информации, полученной из ее опыта с реакторами на подводных лодках, и впоследствии интерес США к использованию Pb в целом или Pb-Bi для малых реакторов возрос.В реакторе Gen4 Module (Hyperion) будет использоваться эвтектика свинец-висмут, состоящая из 45% Pb и 55% Bi. Вероятен пар, вырабатывающий вторичный контур.

Подробную информацию о теплоносителях с эвтектикой свинец-висмут см. В отчете МАГАТЭ за 2013 год в разделе «Ссылки».

СОЛЬ: Фторидные соли кипят при температуре около 1400 ° C при атмосферном давлении, поэтому можно использовать несколько вариантов использования тепла, включая использование гелия во вторичном контуре цикла Брайтона с тепловым КПД от 48% при 750 ° C до 59% при температуре 1000 ° C, для производства водорода.Фторидные соли имеют очень высокую температуру кипения, очень низкое давление пара даже при красном нагреве, очень высокую объемную теплоемкость (4670 кДж / м 3 для FLiBe, выше, чем у воды при давлении 75 атм), хорошие свойства теплопередачи, низкий нейтронный поглощение, хорошая способность замедлять нейтроны, не повреждаются радиацией, химически очень стабильны, поэтому хорошо поглощают все продукты деления и не вступают в бурную реакцию с воздухом или водой, совместимы с графитом, а некоторые также инертны по отношению к некоторым обычным конструкционным металлам.Некоторое количество гамма-активного F-20 образуется в результате захвата нейтронов, но имеет очень короткий период полураспада (11 секунд).

Фторид лития и бериллия Li 2 BeF 4 (FLiBe) соль представляет собой эвтектическую версию LiF (2LiF + BeF2), которая затвердевает при 459 ° C и кипит при 1430 ° C. Он предпочтителен в системах первичного охлаждения MSR и AHTR / FHR, а в незагрязненном виде имеет низкий эффект коррозии. LiF без токсичного бериллия затвердевает при температуре около 500 ° C и кипит при температуре около 1200 ° C. FLiNaK (LiF-NaF-KF) также является эвтектическим и затвердевает при 454 ° C и кипит при 1570 ° C.Он имеет более высокое нейтронное сечение, чем FLiBe или LiF, но может использоваться в промежуточных контурах охлаждения.

Подробнее о жидкометаллических теплоносителях, используемых только в качестве теплоносителя и в качестве носителей топлива, см. Отчет МАГАТЭ за 2013 год о проблемах, связанных с использованием жидкометаллических и солевых теплоносителей в усовершенствованных реакторах — Отчет совместного проекта COOL международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО).

Хлоридные соли имеют преимущества в реакторах с расплавленными солями с быстрым спектром действия, поскольку они обладают более высокой растворимостью актинидов, чем фториды.Хотя NaCl обладает хорошими ядерными, химическими и физическими свойствами, его высокая температура плавления означает, что его необходимо смешивать с MgCl 2 или CaCl 2 , первый из которых предпочтителен в эвтектике и позволяет добавлять трихлориды актинида. Основной изотоп хлора, Cl-35, дает в качестве продукта активации Cl-36 — долгоживущий энергетический бета-источник, поэтому Cl-37 гораздо предпочтительнее в реакторе. В тепловых реакторах хлориды — только кандидаты для вторичных контуров охлаждения.

Все жидкие хладагенты низкого давления позволяют отводить все свое тепло при высоких температурах, поскольку падение температуры в теплообменниках меньше, чем в газовых хладагентах.Кроме того, при хорошем разнице между рабочей температурой и температурой кипения легко достигается пассивное охлаждение остаточного тепла. Поскольку теплообменники протекают в небольшой степени, несовместимые теплоносители первого и второго контура могут быть проблемой. Чем меньше перепад давления в теплообменнике, тем меньше проблем.

Отвод пассивного остаточного тепла — жизненно важная функция систем первичного охлаждения, помимо теплопередачи для работы. Когда процесс деления останавливается, распад продуктов деления продолжается, и к активной зоне добавляется значительное количество тепла.В момент отключения это примерно 6,5% от уровня полной мощности, но через час он падает примерно до 1,5% из-за распада короткоживущих продуктов деления. Через сутки тепловыделение упадет до 0,4%, а через неделю будет всего 0,2%. Это тепло может расплавить активную зону легководного реактора, если оно не будет надежно рассеиваться, как показано в аварии на Фукусима-дайити в марте 2011 года, где около 1,5% тепла генерировалось, когда цунами отключило охлаждение. В пассивных системах используется конвекционный поток.Отвод остаточного тепла представляет собой большую проблему в реакторах с газовым охлаждением из-за низкой тепловой инерции, и это ограничивает размер отдельных блоков.

Теплообмен для различных теплоносителей первого контура — жидкие теплоносители низкого давления позволяют передавать больше тепла при более высоких температурах (Источник: Forsberg 1 )

См. Также информационную страницу по охлаждающим электростанциям.

Охлаждающая вода, протекающая через активную зону реактора с водяным охлаждением, имеет некоторую радиоактивность, в основном из-за продукта активации азота-16, образующегося при захвате нейтронов из кислорода.N-16 имеет период полураспада всего 7 секунд, но при распаде производит высокоэнергетическое гамма-излучение. Это причина того, что доступ в машинный зал BWR ограничен во время реальной эксплуатации.

Способность выдерживать нагрузку

Атомные электростанции лучше всего эксплуатировать в непрерывном режиме с высокой мощностью для удовлетворения требований базовой нагрузки в энергосистеме. Если их выходная мощность увеличивается и уменьшается на ежедневной и еженедельной основе, эффективность снижается, и в этом отношении они аналогичны большинству угольных электростанций.(Также экономически нецелесообразно запускать их на меньшей, чем полная мощность, поскольку они дороги в строительстве, но дешевы в эксплуатации.) Однако в некоторых ситуациях необходимо регулярно изменять производительность в соответствии с дневными и еженедельными циклами нагрузки, например, во Франции, где очень сильно полагается на ядерную энергию. Areva разработала свою усовершенствованную систему управления слежением за нагрузкой для PWR, которая автоматически регулирует электрическую мощность установки в соответствии с потребностями оператора сети. Он включает в себя обновление программного обеспечения системы управления реактором, которое изменяет производительность установки от 50% до 100% от ее установленной мощности без вмешательства оператора.С 2008 года Areva NP установила эту технологию на четырех немецких атомных энергоблоках: Philippsburg 2 (сейчас остановлен), Isar 2, Brokdorf и Grohnde, а также на Goesgen в Швейцарии.

BWR можно заставить достаточно легко следовать нагрузкам без неравномерного сжигания активной зоны, путем изменения расхода теплоносителя. Слежение за нагрузкой не так легко достигается в PWR, но особенно во Франции с 1981 года используются так называемые «серые» стержни управления. Способность PWR работать на мощности ниже полной в течение большей части времени зависит от того, находится ли он в начале цикла дозаправки от 18 до 24 месяцев или в конце его, а также от того, спроектирован ли он со специальными стержнями управления, уменьшить уровни мощности по всей активной зоне, не выключая ее.Таким образом, хотя способность любого отдельного реактора PWR работать на постоянной основе на малой мощности заметно снижается по мере прохождения цикла перегрузки топлива, существуют значительные возможности для эксплуатации парка реакторов в режиме следования за нагрузкой. Европейские энергетические требования (EUR) с 2001 года определяют, что реакторы новой конструкции должны выдерживать нагрузку от 50 до 100% мощности со скоростью изменения электрической мощности 3-5% в минуту. Экономические последствия в основном связаны с уменьшением коэффициента загрузки капиталоемкого завода.Дополнительную информацию можно найти на информационной странице «Атомная энергия во Франции» и в отчете Агентства по ядерной энергии 2011 г. «Технические и экономические аспекты отслеживания нагрузки на атомных электростанциях».

По мере появления в будущем реакторов на быстрых нейтронах их способность слежения за нагрузкой станет преимуществом.

Ядерные реакторы для технологического тепла

Производство пара для привода турбины и генератора относительно легко, и легководный реактор, работающий при температуре 350 ° C, легко справляется с этим.Как показано в приведенном выше разделе и на рисунке, для более высоких температур требуются другие типы реакторов. В документе Министерства энергетики США от 2010 года указано 500 ° C для реактора с жидкометаллическим охлаждением (FNR), 860 ° C для реактора с расплавленной солью (MSR) и 950 ° C для высокотемпературного реактора с газовым охлаждением (HTR). Реакторы с более низкой температурой могут использоваться с дополнительным подогревом газа для достижения более высоких температур, хотя использование LWR было бы непрактичным или экономичным. Министерство энергетики заявило, что высокие температуры на выходе из реактора в диапазоне от 750 до 950 ° C необходимы для удовлетворения всех требований конечных пользователей, оцененных на сегодняшний день для АЭС следующего поколения.

Для получения дополнительной информации см. Страницу «Ядерное тепло для промышленности».

Примитивные реакторы

Самые старые из известных ядерных реакторов в мире работали на территории нынешнего Окло в Габоне, Западная Африка. Около 2 миллиардов лет назад, по крайней мере, 16 естественных ядерных реакторов достигли критичности в высокосортном месторождении урановой руды (17 th находились на месторождении Бангомбе в 30 км). Каждый работал с перерывами на тепловой мощности около 20 кВт, реакция прекращалась всякий раз, когда вода превращалась в пар, так что она перестала действовать как замедлитель.В то время концентрация U-235 во всем природном уране составляла около 3,6% вместо 0,7%, как сейчас. (U-235 распадается намного быстрее, чем U-238, период полураспада которого примерно равен возрасту Земли. Когда Земля образовалась, U-235 составлял около 30% урана.) Эти естественные цепные реакции начинались спонтанно и в целом продолжалось один или два миллиона лет, прежде чем окончательно умереть. Похоже, что каждый реактор работал импульсами продолжительностью около 30 минут. По оценкам, было произведено около 130 ТВтч тепла.(Реакторы были обнаружены, когда анализы добытого урана показали только 0,717% U-235 вместо 0,720%, как повсюду на планете. Дальнейшие исследования выявили определенные зоны реактора с уровнями U-235 до 0,44%. Были также значительные концентрации нуклиды распада из продуктов деления как урана, так и плутония.)

В течение этого длительного периода реакции в рудном теле образовалось около 5,4 тонны продуктов деления, а также до двух тонн плутония вместе с другими трансурановыми элементами.Первоначальные радиоактивные продукты уже давно распались на стабильные элементы, но тщательное изучение их количества и местонахождения показало, что движение радиоактивных отходов во время и после ядерных реакций было незначительным. Плутоний и другие трансурановые соединения оставались неподвижными.


Ссылки и примечания

Общие источники

Уилсон П.Д., Ядерный топливный цикл, ОУП (1996)
Алекс П. Мешик, Работа древнего ядерного реактора, Scientific American (26 января 2009 г.; первоначально опубликовано в выпуске Scientific American за октябрь 2005 г.)
Эвелин Мервайн, Nature’s Nuclear Reactors: The 2-миллиардные летние естественные реакторы деления в Габоне, Западная Африка, Scientific American (13 июля 2011 г.)
Технические и экономические аспекты нагрузки, связанной с атомными электростанциями, Агентство по ядерной энергии ОЭСР (июнь 2011)
Международное агентство по атомной энергии, Проблемы, связанные с использованием жидких металлов и расплавленных солей теплоносителей в усовершенствованных реакторах — Отчет о совместном проекте COOL Международного проекта по инновационным ядерным реакторам и топливным циклам (ИНПРО), IAEA-TECDOC-1696 (май 2013 г.) )

Список литературы

1.К. В. Форсберг, П. Ф. Петерсон и П. С. Пикард, Усовершенствованный высокотемпературный реактор с водяным охлаждением расплавленной солью для производства водорода и электроэнергии, Nuclear Technology , Американское ядерное общество (май 2003 г.) [Назад]

Атомные электростанции — Управление энергетической информации США (EIA)

Ядерная энергия возникает из ядерного деления

Атомные электростанции нагревают воду для производства пара. Пар используется для вращения больших турбин, вырабатывающих электричество.Атомные электростанции используют тепло, вырабатываемое при делении ядер, для нагрева воды.

При делении ядер атомы разделяются на более мелкие атомы, высвобождая энергию. Деление происходит внутри реактора атомной электростанции. В центре реактора находится активная зона, в которой находится урановое топливо.

Из уранового топлива формуют керамические таблетки. Каждая керамическая гранула производит примерно столько же энергии, сколько 150 галлонов масла. Эти богатые энергией таблетки уложены встык в 12-футовые металлические топливные стержни.Связка твэлов, некоторые из которых состоят из сотен стержней, называется тепловыделяющей сборкой. Активная зона реактора содержит множество тепловыделяющих сборок.

Тепло, выделяющееся при ядерном делении в активной зоне реактора, используется для превращения воды в пар, который вращает лопатки паровой турбины. Когда лопасти турбины вращаются, они приводят в действие генераторы, вырабатывающие электричество. Атомные станции охлаждают пар обратно в воду в отдельной конструкции на электростанции, называемой градирней, или они используют воду из прудов, рек или океана.Затем охлажденная вода повторно используется для производства пара.

Ядерные реакторы в США могут иметь большие бетонные купола, закрывающие реакторы, которые должны сдерживать аварийные выбросы радиации. Не на всех АЭС есть градирни. Некоторые атомные электростанции используют для охлаждения воду из озер, рек или океана.

Защитный купол ядерного реактора

Источник: стоковая фотография (защищена авторским правом)

Атомные электростанции вырабатывают около 20% U.С. электричество с 1990 г.

По состоянию на 31 декабря 2020 г. 94 атомных реактора находились в эксплуатации на 56 АЭС в 28 государствах. Тридцать два завода имеют два реактора, а три завода — три реактора. Атомные электростанции поставляют около 20% от общего годового объема электроэнергии в США с 1990 года. Узнайте больше об атомной энергетике США.

Соединенные Штаты производят больше ядерной энергии, чем любая другая страна

В 2019 году 31 страна имела коммерческие атомные электростанции, и в 14 из них ядерная энергия обеспечивала не менее 20% их общего годового производства электроэнергии.Соединенные Штаты обладают крупнейшими производственными мощностями ядерной энергетики и вырабатывают больше ядерной электроэнергии, чем любая другая страна. Франция, располагающая второй по величине производительностью ядерной электроэнергии и второй по величине производительностью ядерной электроэнергии, имела самую большую долю — около 70% — от общего годового производства электроэнергии с помощью ядерной энергии.

Пять крупнейших стран по производству электроэнергии на атомной электростанции, 2019 год

Страна Мощность атомной энергетики (млн киловатт) Производство электроэнергии на атомных станциях (млрд. Киловатт-часов) Доля атомной энергетики в общем производстве электроэнергии в стране
США 98.12 809,41 19%
Франция 63,13 382,40 70%
Китай 45,52 330,12 5%
Россия 28,37 195,54 18%
Южная Корея 23.09 138,81 25%
Источник: Управление энергетической информации США, Международная энергетическая статистика, по состоянию на 24 марта 2021 г.

Последнее обновление: 6 апреля 2021 г.

Ядерный топливный цикл — Управление энергетической информации США (EIA)

Ядерный топливный цикл состоит из начальных этапов подготовки урана для использования в ядерных реакторах и конечных этапов этапов безопасного обращения, подготовки и утилизации использованных — или отработанных — но все еще высокорадиоактивных отработавших ядер топливо.

Уран является наиболее широко используемым топливом на атомных электростанциях для деления ядер. Атомные электростанции используют в качестве топлива определенный тип урана — U-235, поскольку его атомы легко расщепляются. Хотя уран примерно в 100 раз более распространен, чем серебро, U-235 относительно редок и составляет чуть более 0,7% от природного урана. Урановый концентрат отделяется от урановой руды на урановых заводах или от пульпы на установках подземного выщелачивания. Затем он перерабатывается на установках по конверсии и обогащению, что увеличивает уровень U-235 до 3–5% для коммерческих ядерных реакторов, и превращается в топливные таблетки и топливные стержни реакторов на заводах по изготовлению реакторного топлива.

Ядерное топливо загружается в реакторы и используется до тех пор, пока тепловыделяющие сборки не станут высокорадиоактивными и должны быть удалены для временного хранения и возможного захоронения. Химическая обработка отработавшего топливного материала для извлечения любого оставшегося продукта, который может снова подвергнуться делению в новой тепловыделяющей сборке, технически возможна, но не разрешена в Соединенных Штатах.

Источник: Центр радиационной науки и инженерии Государственного университета Пенсильвании (общественное достояние)

Начальная стадия ядерного топливного цикла

Разведка

Ядерный топливный цикл начинается с разведки урана и разработки рудников для добычи урановой руды.Для определения местоположения урана используются различные методы, такие как радиометрические исследования с воздуха, химический отбор проб подземных вод и почв, а также разведочное бурение, чтобы понять лежащую в основе геологию. После того, как залежи урановой руды обнаружены, разработчик рудника обычно выполняет более близко расположенное насыпное, или эксплуатационное бурение, чтобы определить, сколько урана доступно и сколько может стоить его извлечение.

Добыча урана

  • подземная добыча
  • открытый карьер
  • разработка решений на месте (на месте)
  • кучное выщелачивание

До 1980 года большинство U.S. уран добывался открытым и подземным способом. Сегодня большая часть урана в США производится с использованием технологии добычи из раствора, обычно называемой выщелачиванием на месте (ISL) или извлечением на месте (ISR). В ходе этого процесса извлекается уран, который покрывает частицы песка и гравия подземных водоемов. Частицы песка и гравия подвергаются воздействию раствора с немного повышенным pH за счет использования кислорода, углекислого газа или каустической соды. Уран растворяется в грунтовых водах, которые откачиваются из резервуара и обрабатываются на урановой мельнице.Кучное выщелачивание включает распыление кислого жидкого раствора на груды измельченной урановой руды. Раствор стекает через измельченную руду и выщелачивает уран из породы, который извлекается из-под кучи. Кучное выщелачивание больше не используется в США.

Источник: Комиссия по ядерному регулированию США (общественное достояние)

В 2020 году около 48,6 миллиона фунтов урана (эквивалент U 3 O 8 ) было загружено в коммерческий U.С. Ядерные энергетические реакторы.

Производство урана

После извлечения урановой руды из карьера или подземного рудника она перерабатывается в урановый концентрат на урановой фабрике. Руда измельчается, измельчается и измельчается в мелкий порошок. К мелкодисперсному порошку добавляются химические вещества, в результате чего уран отделяется от других минералов. Подземные воды от операций по добыче раствора циркулируют через слой смолы для извлечения и концентрирования урана.

Несмотря на название, концентрированный урановый продукт обычно представляет собой вещество черного или коричневого цвета, называемое желтый кек (U 3 O 8 ). Добытая урановая руда обычно дает от одного до четырех фунтов U 3 O 8 на тонну руды, или от 0,05% до 0,20% желтого кека. Твердые отходы карьерных и подземных горных работ называются хвостами мельницы . Обработанная вода от добычи раствора возвращается в резервуар подземных вод, где процесс добычи повторяется.

Конверсия урана

Следующим этапом ядерного топливного цикла является преобразование желтого кека в газ гексафторид урана (UF 6 ) на конвертерной установке. В природе встречаются три формы (изотопы) урана: U-234, U-235 и U-238. Современные конструкции ядерных реакторов в США требуют более высокой концентрации (обогащения) изотопа U-235 для эффективной работы. Газообразный гексафторид урана, производимый в конвертерной установке, называется природным UF 6 , поскольку исходные концентрации изотопов урана не меняются.

Обогащение урана

После конверсии газ UF 6 направляется на завод по обогащению, где отдельные изотопы урана разделяются с получением обогащенного UF 6 , в котором концентрация U-235 составляет от 3% до 5%.

В США используются два типа процессов обогащения урана: газовая диффузия и газовая центрифуга. В настоящее время в Соединенных Штатах имеется одна действующая обогатительная фабрика, в которой используется процесс газовой центрифуги.Обогащенный UF 6 запечатывают в канистры и дают ему остыть и затвердеть перед транспортировкой на завод по сборке твэлов ядерного реактора поездом, грузовиком или баржей.

Лазерное разделение изотопов на атомарном пару (AVLIS) и молекулярное лазерное разделение изотопов (MLIS) — это новые технологии обогащения, которые в настоящее время разрабатываются. Эти процессы обогащения на основе лазера позволяют достичь более высоких коэффициентов начального обогащения (разделения изотопов), чем процессы диффузии или центрифугирования, и могут производить обогащенный уран быстрее, чем другие методы.

Реконверсия урана и изготовление ядерного топлива

После обогащения уран готов к превращению в ядерное топливо. На установке по изготовлению ядерного топлива UF 6 в твердой форме нагревается до газообразной формы, а затем газ UF 6 химически обрабатывается с образованием порошка диоксида урана (UO 2 ). Затем порошок прессуется и превращается в маленькие керамические топливные гранулы. Таблетки складываются и запечатываются в длинные металлические трубки диаметром около 1 сантиметра, образуя топливные стержни.Затем топливные стержни объединяются вместе, чтобы образовать тепловыделяющую сборку. В зависимости от типа реактора каждая тепловыделяющая сборка содержит от 179 до 264 топливных стержня. Типичная активная зона реактора содержит от 121 до 193 тепловыделяющих сборок.

У реактора

Когда тепловыделяющие сборки изготовлены, грузовики доставляют их на площадки реактора. Топливные сборки хранятся на площадке в бункерах для хранения свежего топлива до тех пор, пока они не потребуются операторам реактора. На этом этапе уран лишь умеренно радиоактивен, и практически все излучение содержится в металлических трубках.Обычно операторы реакторов меняют около одной трети активной зоны реактора (от 40 до 90 тепловыделяющих сборок) каждые 12-24 месяца.

Активная зона реактора представляет собой цилиндрическую конструкцию пучков твэлов диаметром около 12 футов и высотой 14 футов, заключенную в стальной корпус высокого давления со стенками толщиной в несколько дюймов. Активная зона реактора практически не имеет движущихся частей, за исключением небольшого количества управляющих стержней, которые вставляются для регулирования реакции ядерного деления. Размещение тепловыделяющих сборок рядом друг с другом и добавление воды инициируют ядерную реакцию.

Ядерная тепловыделяющая сборка

Источник: Комиссия по альтернативным источникам энергии и атомной энергии, Франция (общественное достояние)

Заключительный этап ядерного топливного цикла

Промежуточное хранение и окончательная утилизация в США

После использования в реакторе тепловыделяющие сборки становятся высокорадиоактивными, и их необходимо удалить и хранить под водой на площадке реактора в бассейне выдержки отработавшего топлива в течение нескольких лет.Несмотря на то, что реакция деления остановилась, отработанное топливо продолжает выделять тепло в результате распада радиоактивных элементов, которые образовались при разделении атомов урана. Вода в бассейне служит как для охлаждения топлива, так и для блокировки выхода радиации. С 1968 г. по 31 декабря 2017 г. в общей сложности 276 879 тепловыделяющих сборок были выгружены и хранились на площадках 119 закрытых и действующих коммерческих ядерных реакторов в США.

В течение нескольких лет отработавшее топливо остынет в бассейне и может быть перемещено в контейнер для хранения сухих контейнеров на площадке электростанции.Многие операторы реакторов хранят свое старое отработавшее топливо в этих специальных уличных бетонных или стальных контейнерах с воздушным охлаждением. Узнайте больше о хранении отработавшего топлива.

Заключительным этапом ядерного топливного цикла является сбор отработавших тепловыделяющих сборок из мест временного хранения для окончательного захоронения в постоянном подземном хранилище. В настоящее время в Соединенных Штатах нет постоянного подземного хранилища высокоактивных ядерных отходов.

Последнее обновление: 21 июня 2021 г.

U.Ядерная промышленность — Управление энергетической информации США (EIA)

Каков статус ядерной промышленности США?

Производство электроэнергии на коммерческих атомных электростанциях в США началось в 1958 году. По состоянию на конец декабря 2020 года в Соединенных Штатах было 94 действующих коммерческих ядерных реактора на 56 атомных электростанциях в 28 штатах. Средний возраст этих ядерных реакторов составляет около 39 лет. Самый старый действующий реактор, Nine Mile Point Unit 1 в Нью-Йорке, начал промышленную эксплуатацию в декабре 1969 года.В 2016 году был введен в эксплуатацию новейший реактор Watts Bar Unit 2 — первый реактор, который был введен в эксплуатацию с 1996 года, когда был введен в эксплуатацию первый блок Watts Bar. По данным Комиссии по ядерному регулированию США, по состоянию на ноябрь 2019 года было 23 остановленных коммерческих ядерных энергетических реактора на 19 площадках, находящихся на разных стадиях вывода из эксплуатации.

Пиковая мощность производства электроэнергии на АЭС в США достигла в 2012 г. около 102 000 МВт, когда было 104 действующих ядерных реактора. По состоянию на конец 2020 года насчитывалось 94 действующих реактора общей генерирующей мощностью около 96 555 МВт.С 2014 по 2018 год годовая мощность атомной генерации и выработка электроэнергии увеличивались каждый год даже при сокращении количества действующих реакторов. Повышение мощности электростанций — модификации для увеличения мощности — на атомных электростанциях позволило всему парку действующих ядерных реакторов поддерживать относительно постоянную общую мощность выработки электроэнергии. Эти повышения в сочетании с высокими коэффициентами использования мощности (или коэффициентами мощности) помогли атомным электростанциям поддерживать стабильную долю около 20% от общего годового U.S. Производство электроэнергии с 1990 по 2019 год. Некоторые реакторы также увеличили годовое производство электроэнергии за счет сокращения времени, в течение которого реакторы отключены для перегрузки топлива.

2 декабря 1942 года под трибуной футбольного стадиона Чикагского университета доктор Энрико Ферми инициировал первую управляемую цепную ядерную реакцию. Эксперимент, проведенный в рамках программы создания атомной бомбы во время войны, также привел к мирному использованию атома, включая создание первого U.Коммерческая атомная электростанция S. в Шиппорте, штат Пенсильвания, в 1958 году.

Двадцать восемь государств имеют по крайней мере один коммерческий ядерный реактор

Большинство коммерческих ядерных энергетических реакторов США расположены к востоку от реки Миссисипи. В Иллинойсе больше реакторов, чем в любом штате (11 реакторов на 6 станциях), и в конце 2020 года у него была самая большая общая летняя мощность производства электроэнергии на атомных станциях — около 11 582 мегаватт (МВт). Атомная станция Гранд-Галф в Порт-Гибсоне, штат Миссисипи, имеет самый большой U.Ядерный реактор С. генерирующей мощностью около 1400 МВт. Два самых маленьких действующих реактора, каждый из которых имеет чистую летнюю генерирующую мощность около 520 МВт, находятся на атомной станции Prairie Island в Ред-Винге, штат Миннесота. В Грузии строятся два новых ядерных реактора, каждый с запланированной мощностью выработки электроэнергии около 1100 МВт.

Нажмите для увеличения

Плотина Гранд-Кули в Вашингтоне обладает наибольшей производительностью электроэнергии из всех электростанций в Соединенных Штатах — 7 079 мегаватт (МВт) чистая мощность в летний период.Атомная электростанция Пало-Верде в Аризоне с тремя реакторами имеет вторую по величине генерирующую мощность — 3937 МВт. Атомные электростанции обычно используют больше своих генерирующих мощностей ежегодно, чем гидроэнергетические объекты. В 2020 году Гранд-Кули произвел около 20 миллионов мегаватт-часов электроэнергии, а Пало-Верде — около 32 миллионов мегаватт-часов.

Многие атомные электростанции имеют более одного реактора

Термин электростанция относится ко всему объекту.Электростанция может содержать как ядерные, так и неядерные электростанции. Каждый ядерный реактор, расположенный на коммерческой АЭС, уникален и имеет собственный персонал и оборудование. Реактор вырабатывает тепло для производства пара, который приводит в действие турбину, которая, в свою очередь, приводит в действие генератор, вырабатывающий электричество.

Тридцать две атомные электростанции США имеют два реактора. Хотя некоторые зарубежные АЭС имеют до восьми реакторов, только три АЭС США имеют более двух действующих реакторов: АЭС Пало-Верде в Аризоне, АЭС Браунс-Ферри в Алабаме и АЭС Окони в Южной Каролине.На всех трех заводах по три реактора.

Атомные электростанции обычно используются более интенсивно, чем другие электростанции

По экономическим и техническим причинам атомные электростанции обычно используются более интенсивно, чем электростанции, работающие на угле или природном газе. В 2020 году доля ядерной энергетики в общем объеме генерирующих мощностей США составляла почти 9%, в то время как доля ядерной энергетики в общем объеме производства электроэнергии коммунальными предприятиями составляла около 20%.

Недавний U.S. Деятельность по строительству ядерных объектов

В 2016 году блок 2 Watts Bar Управления штата Теннесси (TVA) в штате Теннесси стал первым новым реактором в США, введенным в эксплуатацию с 1996 года.

В феврале 2012 года Комиссия по ядерному регулированию США (NRC) проголосовала за одобрение заявки Southern Company на строительство и эксплуатацию двух новых реакторов, блоков 3 и 4, на ее заводе в Фогтле в Джорджии. Новые реакторы Vogtle — первые новые реакторы, получившие разрешение на строительство за более чем 30 лет.

В марте 2012 года NRC проголосовала за одобрение заявки South Carolina Electric and Gas Company на строительство и эксплуатацию двух новых реакторов, блоков 2 и 3, на ее заводе Вирджил С. Саммер в Южной Каролине. Однако строительство этих реакторов прекратилось в 2017 году.

Когда в США появятся новые реакторы?

Ожидается, что два новых реактора, которые сейчас строятся, — блоки 3 и 4 Фогтла — в Грузии, будут введены в эксплуатацию в период с 2021 по 2022 год.

NRC выдает заявки на лицензию на новые реакторы на различных стадиях рассмотрения. Процесс рассмотрения заявки NRC может занять до пяти лет. В соответствии с действующими правилами лицензирования компания, которая стремится построить новый реактор, может использовать конструкции реакторов, ранее одобренные NRC. Сертификация проекта, которую выдает NRC, не зависит от одобрения заявок на строительство или эксплуатацию новой атомной электростанции. Когда заявитель использует проект реактора, сертифицированный NRC, это означает, что все вопросы безопасности, связанные с проектом, были решены, и в центре внимания анализа NRC находится качество строительства.Строительство атомной электростанции может занять пять и более лет.

Управление энергетической информации США (EIA) прогнозирует в Annual Energy Outlook 2021 Базовый пример того, что новые мощности по выработке электроэнергии на АЭС будут добавлены в 2021 и 2022 годах, но списание мощностей и снижение номинальных характеристик некоторых реакторов приведет к снижению общего объема производства электроэнергии на АЭС мощность в 2050 г., чем в 2020 г.

Последнее обновление: 6 апреля 2021 г.

Атомные электростанции — типы реакторов

Ядерные реакторы — это машины, которые сдерживают и контролируют цепные ядерные реакции, выделяя тепло с контролируемой скоростью.

Атомная электростанция использует тепло, выделяемое ядерным реактором, для превращения воды в пар, который затем приводит в действие турбогенераторы, вырабатывающие электричество.

АЭС США используют два типа ядерных реакторов

Атомные электростанции в Соединенных Штатах имеют реактор с кипящей водой или реактор с водой под давлением.

Реакторы кипящие ядерные

В реакторе с кипящей водой активная зона нагревает воду, которая прямо в корпусе реактора превращается в пар.Пар используется для питания турбогенератора.

Схема кипящего ядерного реактора

Источник: Комиссия по ядерному регулированию США (общественное достояние)

Схема ядерного реактора с водяным давлением

Источник: Комиссия по ядерному регулированию США (общественное достояние)

Реакторы ядерные с водой под давлением

В реакторе с водой под давлением активная зона нагревает воду и поддерживает ее под давлением, чтобы вода не превращалась в пар.Эта горячая радиоактивная вода течет по трубкам в парогенераторе.

Парогенератор — это гигантский цилиндр, наполненный нерадиоактивной водой (или чистой водой). Внутри гигантского цилиндра, заполненного водой, находятся тысячи трубок, заполненных горячей радиоактивной водой из активной зоны реактора, которая в конечном итоге доводит чистую воду до кипения и превращает ее в пар.

Радиоактивная вода возвращается в активную зону реактора для повторного нагрева и после повторного нагрева возвращается в парогенератор.Чистая вода может поступать из одного из нескольких источников, таких как океаны, озера или реки.

Из 93 ядерных энергетических реакторов, действующих в США по состоянию на 1 июня 2021 года, 62 являются реакторами с водой под давлением.

Что такое малогабаритные модульные реакторы?

Министерство энергетики США поддерживает проектирование, сертификацию и коммерциализацию малых модульных реакторов (SMR).SMR составляют около одной трети размера реакторов, которые эксплуатируются и строятся в Соединенных Штатах. SMR имеют простую и компактную конструкцию, которые могут быть собраны на заводе и доставлены поездом или грузовиком на площадку электростанции. Размер и простота SMR могут сократить время, необходимое для строительства новой атомной электростанции.

Последнее обновление: 14 июля 2021 г.

Как работает ядерный реактор

Атомные установки расщепляют атомы, чтобы нагреть воду до пара.Пар вращает турбину для выработки электроэнергии. Для этого требуется сложное оборудование и высококвалифицированная рабочая сила, но это так просто.

Как ядерная энергия используется для производства электроэнергии?

На большинстве электростанций для выработки электроэнергии необходимо вращать турбину. Уголь, природный газ, нефть и ядерная энергия используют свое топливо для превращения воды в пар и используют этот пар для вращения турбины.

  • Атомные станции отличаются тем, что они ничего не сжигают для образования пара.Вместо этого они расщепляют атомы урана в процессе, называемом делением. В результате, в отличие от других источников энергии, атомные электростанции не выбрасывают в воздух углерод или загрязняющие вещества, такие как оксиды азота и серы.
  • Ядерные реакторы предназначены для поддержания продолжающейся цепной реакции деления; реакторы, работающие сегодня в США, заполнены специально разработанным твердым урановым топливом и окружены водой, что облегчает процесс. Когда реактор запускается, атомы урана расщепляются, выделяя нейтроны и тепло.Эти нейтроны будут поражать другие атомы урана, заставляя их расщепляться и продолжать процесс, генерируя больше нейтронов и больше тепла.
  • Это тепло используется для создания пара, который вращает турбину, которая приводит в действие генератор, вырабатывающий электричество.

Два типа реакторов в США

Ядерные реакторы, которые в настоящее время эксплуатируются в США, представляют собой реакторы с кипящей водой или реакторы с водой под давлением. Названия могут вводить в заблуждение: оба используют пар для питания генератора, но разница в том, как они его создают.

  • Реактор с кипящей водой нагревает воду в реакторе до кипения и раскручивает турбину.
  • Реактор с водой под давлением также нагревает воду в реакторе. Однако эта вода находится под давлением, поэтому она не закипает и направляется к другому источнику воды, который становится паром и вращает турбину.

Новые технологии ядерных реакторов

Предприниматели-новаторы и стартапы разрабатывают новые типы реакторов, которые будут более эффективными и гибкими в эксплуатации, охватят удаленные и развивающиеся районы и даже превратят морскую воду в питьевую.

  • Усовершенствованные реакторы включают многие типы реакторов, в том числе малые модульные реакторы (SMR), которые сейчас находятся в разработке. Некоторые из этих новых конструкций не используют воду для охлаждения; вместо этого они используют другие материалы, такие как жидкий металл, расплавленную соль или гелий, для передачи тепла отдельному источнику воды и производства пара.
  • SMR — это усовершенствованные реакторы, вырабатывающие 300 мегаватт или меньше электроэнергии. Их строительство будет менее затратным, и их можно будет строить на заводах и отправлять туда, где они необходимы, чтобы они могли помочь обеспечить отдаленные районы или развивающиеся страны безуглеродной энергией.SMR также могут масштабироваться по выработке мощности для удовлетворения спроса на электроэнергию, что делает их идеальными партнерами для поддержки периодически возобновляемых источников энергии.
  • Некоторые усовершенствованные реакторы будут работать при более высоких температурах или более низких давлениях, чем традиционные ядерные реакторы. Они также предложат другие приложения, такие как опреснение воды и производство водорода. Другие реакторы будут очень экономичными за счет уменьшения количества отходов или за счет удлиненных топливных циклов и отсутствия необходимости останавливаться и дозаправляться в течение десяти или более лет.

.

Оставьте комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *