Какво е ядрен реактор?

Ядрен реактор, по-рано известен като "ядрен котел", е устройство, използвано за иницииране и управление на продължителна ядрена верижна реакция. Ядрените реактори се използват в атомните електроцентрали за производство на електричество и за задвижване на кораби. Топлината от ядреното делене се прехвърля към работна течност (вода или газ), която преминава през парни турбини. Водата или газът задвижват лопатките на кораба или въртят електрически генератори. Парата, генерирана в резултат на ядрена реакция, може по принцип да се използва за топлинната промишленост или за централно отопление. Някои реактори се използват за производство на изотопи, използвани за медицински и промишлени цели, или за производство на оръжеен плутоний. Някои от тях са само за изследователски цели. Днес има около 450 ядрени реактора, използвани за производство на електричество в около 30 страни по света.

Принцип на работа на ядрен реактор

Точно както конвенционалните електроцентрали генерират електричество, като използват топлинна енергия, освободена от изгарянето на изкопаеми горива, ядрените реактори преобразуват енергията, освободена от контролирано ядрено делене, в топлинна енергия за по-нататъшно преобразуване в механични или електрически форми.

Процесът на ядрено делене

Когато значителен брой разпадащи се атомни ядра (като уран-235 или плутоний-239) абсорбират неутрон, може да възникне ядрено делене. Тежкото ядро ​​се разпада на две или повече леки ядра (продукти на делене), освобождавайки кинетична енергия, гама лъчение и свободни неутрони. Някои от тези неутрони впоследствие могат да бъдат погълнати от други делящи се атоми и да причинят допълнително делене, което освобождава още повече неутрони и т.н. Този процес е известен като ядрена верижна реакция.

За да контролират такава ядрена верижна реакция, абсорберите и модераторите на неутрони могат да променят съотношението на неутроните, които влизат в деленето на повече ядра. Ядрените реактори се управляват ръчно или автоматично, за да могат да спрат реакцията на разпадане, когато бъдат открити опасни ситуации.

Често използвани регулатори на неутронния поток са обикновена („лека“) вода (74,8% от реакторите в света), твърд графит (20% от реакторите) и „тежка“ вода (5% от реакторите). В някои експериментални типове реактори се предлага да се използват берилий и въглеводороди.

Отделяне на топлина в ядрен реактор

Работната зона на реактора генерира топлина по няколко начина:

• Кинетичната енергия на продуктите на делене се преобразува в топлинна енергия, когато ядрата се сблъскат със съседни атоми.
• Реакторът абсорбира част от гама-лъчението, генерирано по време на деленето, и преобразува енергията му в топлина.
• Топлината се генерира от радиоактивния разпад на продуктите на делене и тези материали, изложени по време на абсорбцията на неутрони. Този източник на топлина ще остане непроменен известно време, дори след като реакторът бъде спрян.

По време на ядрени реакции килограм уран-235 (U-235) освобождава приблизително три милиона пъти повече енергия от килограм въглища, изгорени конвенционално (7,2 × 1013 джаула на килограм уран-235 в сравнение с 2,4 × 107 джаула на килограм въглища) ,

Система за охлаждане на ядрен реактор

Охлаждащата течност на ядрен реактор - обикновено вода, но понякога газ, течен метал (като течен натрий) или разтопена сол - циркулира около ядрото на реактора, за да абсорбира генерираната топлина. Топлината се отстранява от реактора и след това се използва за генериране на пара. Повечето реактори използват охладителна система, която е физически изолирана от водата, която кипи и генерира парата, използвана за турбините, като реактор с вода под налягане. В някои реактори обаче водата за парните турбини кипи директно в активната зона на реактора; например в реактор с вода под налягане.

Мониторинг на неутронния поток в реактора

Изходната мощност на реактора се регулира чрез контролиране на броя на неутроните, способни да предизвикат повече деления.

Контролните пръти, които са направени от "неутронна отрова", се използват за абсорбиране на неутрони. Колкото повече неутрони се абсорбират от управляващия прът, толкова по-малко неутрони могат да причинят по-нататъшно делене. По този начин, потапянето на абсорбционните пръти дълбоко в реактора намалява неговата изходна мощност и, обратно, премахването на управляващия прът ще я увеличи.

На първо ниво на управление във всички ядрени реактори, процесът на забавено неутронно излъчване от редица обогатени с неутрони изотопи на делене е важен физически процес. Тези забавени неутрони съставляват около 0,65% от общия брой неутрони, произведени по време на делене, а останалите (така наречените „бързи неутрони“) се произвеждат веднага по време на делене. Продуктите на делене, които образуват забавени неутрони, имат период на полуразпад, вариращ от милисекунди до няколко минути и следователно отнема значително време, за да се определи точно кога реакторът достига критичната точка. Поддържането на реактора в режим на верижна реактивност, където са необходими забавени неутрони за достигане на критична маса, се постига с помощта на механични устройства или човешки контрол за контролиране на верижната реакция в „реално време“; в противен случай времето между достигането на критичност и стопяването на сърцевината на ядрения реактор в резултат на експоненциалния скок на напрежението по време на нормална ядрена верижна реакция ще бъде твърде кратко, за да се намеси. Този последен етап, при който забавените неутрони вече не са необходими за поддържане на критичността, е известен като критичност на незабавните неутрони. Съществува скала за описване на критичността в цифрова форма, в която първоначалната критичност се обозначава като "нула долара", бързата критичност като "един долар", други точки в процеса се интерполират в "центове".

В някои реактори охлаждащата течност също действа като модератор на неутрони. Модераторът увеличава мощността на реактора, като кара бързите неутрони, които се отделят по време на делене, да губят енергия и да стават топлинни неутрони. Топлинните неутрони са по-склонни от бързите неутрони да предизвикат делене. Ако охлаждащата течност е също и модератор на неутрони, тогава промените в температурата могат да повлияят на плътността на охлаждащата течност/модератора и следователно на промяната в изходната мощност на реактора. Колкото по-висока е температурата на охлаждащата течност, толкова по-малко плътна ще бъде тя и следователно толкова по-малко ефективен е ретардерът.

В други видове реактори охлаждащата течност действа като "неутронна отрова", абсорбирайки неутроните по същия начин като управляващите пръти. В тези реактори изходната мощност може да се увеличи чрез нагряване на охлаждащата течност, което я прави по-малко плътна. Ядрените реактори обикновено имат автоматични и ръчни системи за изключване на реактора за аварийно изключване. Тези системи поставят големи количества "неутронна отрова" (често бор под формата на борна киселина) в реактора, за да спрат процеса на делене, ако бъдат открити или подозирани опасни условия.

Повечето типове реактори са чувствителни към процес, известен като "ксенонова яма" или "йодна яма". Широко разпространеният продукт на разпадане ксенон-135, резултат от реакцията на делене, играе ролята на абсорбатор на неутрони, който се стреми да затвори реактора. Натрупването на ксенон-135 може да се контролира чрез поддържане на ниво на мощност, достатъчно високо, за да го унищожи чрез абсорбиране на неутрони толкова бързо, колкото се произвежда. Деленето също води до образуването на йод-135, който от своя страна се разпада (с полуживот от 6,57 часа), за да образува ксенон-135. Когато реакторът бъде спрян, йод-135 продължава да се разпада, за да образува ксенон-135, което прави рестартирането на реактора по-трудно в рамките на ден или два, тъй като ксенон-135 се разпада, за да образува цезий-135, който не е абсорбатор на неутрони като ксенона -135.135, с период на полуразпад 9,2 часа. Това временно състояние е „йодна дупка“. Ако реакторът има достатъчно допълнителна мощност, той може да бъде рестартиран. Колкото повече ксенон-135 се превръща в ксенон-136, който е по-малко абсорбатор на неутрони, и в рамките на няколко часа реакторът преживява това, което се нарича „етап на изгаряне на ксенон“. Освен това в реактора трябва да бъдат поставени контролни пръти, за да се компенсира поглъщането на неутрони, за да се замени изгубеният ксенон-135. Неспазването на правилното подобна процедура беше ключова причина за аварията в Чернобил.

Реакторите, използвани в корабни ядрени електроцентрали (особено атомни подводници), често не могат да работят непрекъснато, за да произвеждат енергия по същия начин, както наземните енергийни реактори. Освен това такива електроцентрали трябва да имат дълъг период на работа без смяна на горивото. Поради тази причина много проекти използват силно обогатен уран, но съдържат горим абсорбатор на неутрони в горивните пръти. Това прави възможно проектирането на реактор с излишък от делящ се материал, който е относително безопасен в началото на изгарянето на горивния цикъл на реактора поради наличието на материал, абсорбиращ неутрони, който впоследствие се заменя с конвенционален материал с дълъг живот неутронни абсорбери (по-трайни от ксенон-135), които постепенно се натрупват през експлоатационния живот на горивото.

Как се произвежда електричество?

Енергията, генерирана по време на делене, генерира топлина, част от която може да се преобразува в полезна енергия. Често срещан метод за използване на тази топлинна енергия е използването й за кипене на вода и производство на пара под налягане, което от своя страна задвижва парна турбина, която върти алтернатор и произвежда електричество.

Историята на първите реактори

Неутроните са открити през 1932 г. Схемата за верижна реакция, предизвикана от ядрени реакции в резултат на излагане на неутрони, е приложена за първи път от унгарския учен Лео Силард през 1933 г. Той кандидатства за патент за своята проста идея за реактор през следващата година на работа в Адмиралтейството в Лондон. Идеята на Силард обаче не включва теорията за ядреното делене като източник на неутрони, тъй като този процес все още не е открит. Идеите на Szilard за ядрени реактори, използващи медиирани от неутрони ядрени верижни реакции в леки елементи, се оказаха неосъществими.

Импулсът за създаването на нов тип реактор, използващ уран, беше откритието на Лизе Майтнер, Фриц Щрасман и Ото Хан през 1938 г., които „бомбардираха“ урана с неутрони (използвайки реакцията на алфа разпадане на берилий, „неутронна пушка“), за да произведат барий, за който те вярваха, че възниква от разпадането на уранови ядра. Последвалите изследвания в началото на 1939 г. (Силард и Ферми) показват, че някои неутрони също са били произведени по време на деленето на атома, правейки възможна ядрената верижна реакция, която Силард е предвидил шест години по-рано.

На 2 август 1939 г. Алберт Айнщайн подписва писмо, написано от Силард до президента Франклин Д. Рузвелт, в което се посочва, че откриването на деленето на урана може да доведе до създаването на "изключително мощни бомби от нов тип". Това даде тласък на изследването на реакторите и радиоактивния разпад. Силард и Айнщайн се познават добре и са работили заедно в продължение на много години, но Айнщайн никога не е мислил за тази възможност за ядрена енергия, докато Силард не го информира в началото на стремежа си да напише писмо до Айнщайн-Силард, за да предупреди правителството на САЩ,

Малко след това, през 1939 г., хитлеристка Германия напада Полша, с което започва Втората световна война в Европа. САЩ все още не са били официално във война, но през октомври, когато е доставено писмото Айнщайн-Силард, Рузвелт отбелязва, че целта на изследването е да се увери, че „нацистите няма да ни взривят“. Ядреният проект на САЩ започна, макар и с известно закъснение, защото скептицизмът остана (особено от страна на Ферми) и поради малкия брой правителствени служители, които първоначално наблюдаваха проекта.

На следващата година правителството на САЩ получава меморандума Frisch-Peierls от Великобритания, в който се посочва, че количеството уран, необходимо за извършване на верижната реакция, е много по-малко, отколкото се смяташе преди. Меморандумът е създаден с участието на Maud Committee, работил по проекта за атомна бомба във Великобритания, по-късно известен под кодовото име „Tube Alloys“ и по-късно включен в проекта Манхатън.

В крайна сметка първият създаден от човека ядрен реактор, наречен Chicago Woodpile 1, е построен в Чикагския университет от екип, ръководен от Енрико Ферми в края на 1942 г. По това време атомната програма на САЩ вече е била ускорена поради влизането на страната във войната. Chicago Woodpile достига критичната си точка на 2 декември 1942 г. в 15:25 часа. Рамката на реактора беше направена от дърво, държаща заедно купчина графитни блокове (оттук и името) с вложени „брикети“ или „псевдосфери“ от естествен уранов оксид.

В началото на 1943 г., малко след създаването на Chicago Woodpile, американската армия разработва серия от ядрени реактори за проекта Манхатън. Основната цел на най-големите реактори (разположени в комплекса Ханфорд в щата Вашингтон) беше масовото производство на плутоний за ядрени оръжия. Ферми и Силард подадоха заявка за патент за реакторите на 19 декември 1944 г. Издаването й беше отложено с 10 години поради военновременна секретност.

„Първият в света“ е надписът на мястото на реактора EBR-I, който сега е музей близо до Арко, Айдахо. Първоначално наречен Chicago Woodpile 4, този реактор е създаден под ръководството на Walter Sinn за Националната лаборатория в Арегон. Този експериментален бърз реактор-размножител се експлоатира от Комисията за атомна енергия на САЩ. Реакторът произвежда 0,8 kW мощност при тестване на 20 декември 1951 г. и 100 kW мощност (електрическа) на следващия ден, като проектният капацитет е 200 kW (електрическа мощност).

В допълнение към военното използване на ядрени реактори, имаше политически причини да се продължат изследванията на атомната енергия за мирни цели. Президентът на САЩ Дуайт Айзенхауер произнесе известната си реч „Атом за мир“ пред Общото събрание на ООН на 8 декември 1953 г. Този дипломатически ход доведе до разпространението на реакторната технология както в САЩ, така и по света.

Първата атомна електроцентрала, построена за граждански цели, е атомната електроцентрала АМ-1 в Обнинск, пусната на 27 юни 1954 г. в Съветския съюз. Той произвежда около 5 MW електрическа енергия.

След Втората световна война американската армия търси други приложения за технологията на ядрените реактори. Изследванията, проведени от армията и военновъздушните сили, не са изпълнени; Въпреки това американският флот постигна успех, като пусна на вода атомната подводница USS Nautilus (SSN-571) на 17 януари 1955 г.

Първата търговска атомна електроцентрала (Calder Hall в Sellafield, Англия) е открита през 1956 г. с първоначален капацитет от 50 MW (по-късно 200 MW).

Първият преносим ядрен реактор, Alco PM-2A, е използван за генериране на електричество (2 MW) за американската военна база Camp Century през 1960 г.

Основни компоненти на атомна електроцентрала

Основните компоненти на повечето видове атомни електроцентрали са:

Елементи на ядрен реактор

• Ядрено гориво (ядро на ядрен реактор; неутронен модератор)
• Оригинален източник на неутрони
• Абсорбатор на неутрони
• Неутронна пушка (осигурява постоянен източник на неутрони за повторно иницииране на реакцията след изключване)
• Охладителна система (често неутронният модератор и охлаждащата течност са едно и също нещо, обикновено пречистена вода)
• Контролни пръти
• Корпус на ядрен реактор (NRP)

Водоснабдителна помпа за котела

• Парогенератори (не в ядрени реактори с вряща вода)
• Въздушна турбина
• Генератор на електричество
• Кондензатор
• Охладителна кула (не винаги е необходима)
• Система за третиране на радиоактивни отпадъци (част от станцията за погребване на радиоактивни отпадъци)
• Площадка за презареждане на ядрено гориво
• Басейн за отработено гориво

Система за радиационна безопасност

• Система за защита на ректора (RPS)
• Аварийни дизелови генератори
• Система за аварийно охлаждане на активната зона на реактора (ECCS)
• Система за аварийно управление на течности (аварийно инжектиране на бор, само в ядрени реактори с вряща вода)
• Система за доставка на технологична вода на отговорни потребители (СОТВОП)

Защитна обвивка

• Дистанционно
• Авариен монтаж
• Ядрен учебен комплекс (като правило има имитация на контролен панел)

Класификация на ядрените реактори

Видове ядрени реактори

Ядрените реактори се класифицират по няколко начина; По-долу е представено обобщение на тези методи за класификация.

Класификация на ядрените реактори по тип модератор

Използвани термични реактори:

• Графитни реактори
  
• Реактори с вода под налягане
• Реактори с тежка вода(използван в Канада, Индия, Аржентина, Китай, Пакистан, Румъния и Южна Корея).
• Леководни реактори(LVR). Реакторите с лека вода (най-често срещаният тип термичен реактор) използват обикновена вода за управление и охлаждане на реакторите. Ако температурата на водата се повиши, нейната плътност намалява, забавяйки потока от неутрони достатъчно, за да предизвика по-нататъшни верижни реакции. Тази отрицателна обратна връзка стабилизира скоростта на ядрената реакция. Реакторите с графит и тежка вода са склонни да се нагряват по-интензивно от реакторите с лека вода. Благодарение на допълнителното нагряване такива реактори могат да използват естествен уран/необогатено гориво.
• Реактори, базирани на модератори на леки елементи.
• Реактори с разтопена сол(MSR) се задвижват от наличието на леки елементи като литий или берилий, които се намират в матричните соли на охлаждащата течност/гориво LiF и BEF2.
• Реактори с течнометални охладители, където охлаждащата течност е смес от олово и бисмут, може да използва BeO оксид като абсорбатор на неутрони.
• Реактори на базата на органичен модератор(OMR) използват бифенил и терфенил като модератор и охлаждащи компоненти.

Класификация на ядрените реактори по вид на охлаждащата течност

• Реактор с водно охлаждане. В САЩ има 104 работещи реактора. 69 от тях са реактори с вода под налягане (PWR) и 35 са реактори с кипяща вода (BWR). Ядрените реактори с вода под налягане (PWR) съставляват по-голямата част от всички западни атомни електроцентрали. Основната характеристика на типа RVD е наличието на компресор, специален съд за високо налягане. Повечето търговски реактори RVD и военноморски реакторни инсталации използват компресори. По време на нормална работа вентилаторът е частично пълен с вода и над него се поддържа парен мехур, който се създава чрез нагряване на вода с потопяеми нагреватели. В нормален режим компресорът е свързан към корпуса на реактора с високо налягане (HRVV), а компенсаторът на налягането осигурява наличието на кухина в случай на промяна на обема на водата в реактора. Тази схема също така осигурява контрол на налягането в реактора чрез увеличаване или намаляване на налягането на парата в компенсатора с помощта на нагреватели.

• Тежководни реактори с високо наляганепринадлежат към тип реактор с вода под налягане (PWR), съчетаващ принципите на използване на налягане, изолиран термичен цикъл, предполагащ използването на тежка вода като охладител и модератор, което е икономически изгодно.
• Реактор с кипяща вода(BWR). Моделите на реактори с вряща вода се характеризират с наличието на вряща вода около горивните пръти на дъното на основния корпус на реактора. Реакторът с вряща вода използва обогатен 235U под формата на уранов диоксид като гориво. Горивото се сглобява в пръчки, поставени в стоманен съд, който от своя страна е потопен във вода. Процесът на ядрено делене кара водата да кипи и да се образува пара. Тази пара преминава през тръбопроводи в турбините. Турбините се задвижват от пара и този процес генерира електричество. По време на нормална работа налягането се контролира от количеството водна пара, изтичаща от резервоара под налягане на реактора в турбината.
• Басейнов тип реактор
• Реактор с течно метално охлаждане. Тъй като водата е модератор на неутрони, тя не може да се използва като охлаждаща течност в реактор на бързи неутрони. Течните метални охлаждащи течности включват натрий, NaK, олово, оловно-бисмутова евтектика и за реактори от по-ранно поколение живак.
• Реактор на бързи неутрони с натриево охлаждане.
• Реактор на бързи неутрони с оловен охладител.
• Реактори с газово охлажданеохлажда се от циркулиращ инертен газ, замислен от хелий във високотемпературни структури. В същото време въглеродният диоксид преди това е бил използван в британски и френски атомни електроцентрали. Използван е и азот. Използването на топлина зависи от вида на реактора. Някои реактори са толкова горещи, че газът може директно да задвижи газова турбина. По-старите проекти на реактори обикновено включват преминаване на газ през топлообменник за създаване на пара за парна турбина.
• Реактори с разтопена сол(MSR) се охлаждат чрез циркулираща разтопена сол (обикновено евтектични смеси от флуоридни соли като FLiBe). В типичен MSR охлаждащата течност се използва и като матрица, в която се разтваря делящият се материал.

Поколения ядрени реактори

• Реактор от първо поколение(ранни прототипи, изследователски реактори, некомерсиални енергийни реактори)
• Второ поколение реактор(най-модерните атомни електроцентрали 1965-1996 г.)
• Трето поколение реактор(еволюционни подобрения на съществуващи проекти 1996–настояще)
• Четвърто поколение реактор(технологии все още в процес на разработка, неизвестна начална дата, вероятно 2030 г.)

През 2003 г. Френският комисариат за атомна енергия (CEA) въведе за първи път обозначението "Gen II" по време на Седмицата на нуклеониката.

Първото споменаване на "Gen III" през 2000 г. беше направено във връзка със старта на Generation IV International Forum (GIF).

"Gen IV" беше споменат през 2000 г. от Министерството на енергетиката на Съединените щати (DOE) за разработването на нови видове електроцентрали.

Класификация на ядрените реактори по вид гориво

• Реактор на твърдо гориво
• Реактор на течно гориво
• Хомогенен реактор с водно охлаждане
• Реактор с разтопена сол
• Реактори с газово гориво (теоретично)

Класификация на ядрените реактори по предназначение

• Производство на електроенергия
• Атомни електроцентрали, включително малки клъстерни реактори
• Самоходни устройства (виж атомни електроцентрали)
• Ядрени офшорни инсталации
• Предлагат се различни видове ракетни двигатели
• Други форми на използване на топлина
• Обезсоляване
• Генериране на топлина за битово и промишлено отопление
• Производство на водород за използване във водородната енергия
• Производствени реактори за преобразуване на елементи
• Реактори за размножаване, способни да произвеждат повече делящ се материал, отколкото консумират по време на верижна реакция (чрез преобразуване на изходните изотопи U-238 в Pu-239 или Th-232 в U-233). По този начин, след завършване на един цикъл, реакторът за размножаване на уран може да бъде напълнен отново с естествен или дори обеднен уран. На свой ред, реакторът за размножаване на торий може да бъде напълнен отново с торий. Необходима е обаче първоначална доставка на делящ се материал.
• Създаване на различни радиоактивни изотопи, като америций за използване в детектори за дим и кобалт-60, молибден-99 и други, използвани като индикатори и за лечение.
• Производство на материали за ядрени оръжия, като оръжеен плутоний
• Създаване на източник на неутронно лъчение (например импулсен реактор Lady Godiva) и позитронно лъчение (например анализ на неутронно активиране и калиево-аргоново датиране)
• Изследователски реактор: Реакторите обикновено се използват за научни изследвания и преподаване, тестване на материали или производство на радиоизотопи за медицината и индустрията. Те са много по-малки от енергийните реактори или корабните реактори. Много от тези реактори са разположени в университетски кампуси. Има около 280 такива реактора, работещи в 56 страни. Някои работят с високо обогатено ураново гориво. Полагат се международни усилия за замяна на нискообогатените горива.

Съвременни ядрени реактори

Тези реактори използват съд с високо налягане за съхранение на ядрено гориво, контролни пръти, модератор и охлаждаща течност. Охлаждането на реакторите и забавянето на неутроните става с течна вода под високо налягане. Горещата радиоактивна вода, която напуска съда с високо налягане, преминава през верига на парогенератор, който от своя страна загрява вторичната (нерадиоактивна) верига. Тези реактори съставляват по-голямата част от съвременните реактори. Това е устройство за нагряване на структурата на неутронен реактор, най-новите от които са ВВЕР-1200, усъвършенстваният реактор с вода под налягане и европейският реактор с вода под налягане. Реакторите на ВМС на САЩ са от този тип.

Реакторите с вряща вода са подобни на реакторите с вода под налягане без парогенератор. Реакторите с вряща вода също използват вода като охладител и модератор на неутрони като водни реактори под налягане, но при по-ниско налягане, което позволява на водата да кипи вътре в котела, създавайки пара, която завърта турбините. За разлика от реактора с вода под налягане, тук няма първи или втори контур. Капацитетът на нагряване на тези реактори може да е по-висок и те могат да бъдат по-опростени по дизайн и дори по-стабилни и безопасни. Това е устройство с термичен неутронен реактор, най-новите от които са усъвършенстваният реактор с кипяща вода и икономичният опростен ядрен реактор с кипяща вода.

Канадски дизайн (известен като CANDU), това са реактори с охладител под налягане с тежка вода. Вместо да се използва един съд под налягане, както при реакторите с вода под налягане, горивото се съдържа в стотици канали под високо налягане. Тези реактори работят с природен уран и са реактори с топлинни неутрони. Тежководните реактори могат да се презареждат с гориво, докато работят на пълна мощност, което ги прави много ефективни при използването на уран (това позволява потокът в активната зона да бъде прецизно контролиран). Реактори CANDU с тежка вода са построени в Канада, Аржентина, Китай, Индия, Пакистан, Румъния и Южна Корея. Индия също експлоатира редица тежководни реактори, често наричани „производни на CANDU“, построени след като канадското правителство прекрати ядрените си отношения с Индия след теста на ядреното оръжие на Усмихнатия Буда през 1974 г.

Съветска разработка, предназначена да произвежда плутоний, както и електричество. RBMK използват вода като охладител и графит като модератор на неутрони. RBMK са подобни на CANDU в някои отношения, тъй като могат да се презареждат по време на работа и използват тръби под налягане вместо съд с високо налягане (както при реакторите с вода под налягане). Въпреки това, за разлика от CANDU, те са много нестабилни и обемисти, което прави капака на реактора скъп. Редица критични пропуски в безопасността също бяха идентифицирани в проектите на RBMK, въпреки че някои от тези недостатъци бяха коригирани след катастрофата в Чернобил. Основната им характеристика е използването на лека вода и необогатен уран. Към 2010 г. 11 реактора остават отворени, до голяма степен поради подобрените нива на безопасност и подкрепата от международни организации за безопасност като Министерството на енергетиката на САЩ. Въпреки тези подобрения, реакторите RBMK все още се считат за един от най-опасните дизайни на реактори за използване. Реакторите RBMK се използват само в бившия Съветски съюз.

Те обикновено използват графитен неутронен модератор и охлаждаща течност CO2. Поради високите си работни температури, те могат да бъдат по-ефективни при производството на топлина от реакторите с вода под налягане. Има редица действащи реактори с този дизайн, главно в Обединеното кралство, където е разработена концепцията. По-старите разработки (т.е. Magnox Station) са или затворени, или ще бъдат затворени в близко бъдеще. Въпреки това подобрените реактори с газово охлаждане имат очакван експлоатационен живот от още 10 до 20 години. Реакторите от този тип са реактори с топлинни неутрони. Паричните разходи за извеждане от експлоатация на такива реактори могат да бъдат високи поради големия обем на активната зона.

Този реактор е проектиран да се охлажда с течен метал, без модератор, и произвежда повече гориво, отколкото консумира. Твърди се, че те са "развъдчици" на гориво, защото произвеждат делящо се гориво чрез улавяне на неутрони. Такива реактори могат да функционират по същия начин като реакторите с вода под налягане по отношение на ефективността, но те изискват компенсация за повишено налягане, тъй като използват течен метал, който не създава излишно налягане дори при много високи температури. BN-350 и BN-600 в СССР и Superphoenix във Франция бяха реактори от този тип, както и Fermi-I в САЩ. Реакторът Монджу в Япония, повреден от изтичане на натрий през 1995 г., възобнови работата си през май 2010 г. Всички тези реактори използват/са използвали течен натрий. Тези реактори са реактори на бързи неутрони и не спадат към реакторите на топлинни неутрони. Тези реактори са два вида:

Използването на олово като течен метал осигурява отлична защита срещу радиоактивно излъчване и позволява работа при много високи температури. Освен това оловото е (предимно) прозрачно за неутрони, така че по-малко неутрони се губят в охлаждащата течност и охлаждащата течност не става радиоактивна. За разлика от натрия, оловото обикновено е инертно, така че има по-малък риск от експлозия или злополука, но такива големи количества олово могат да причинят проблеми от гледна точка на токсичност и изхвърляне на отпадъци. В този тип реактор често могат да се използват оловно-бисмутови евтектични смеси. В този случай бисмутът ще окаже малко смущение на радиацията, тъй като не е напълно прозрачен за неутроните и може да мутира в друг изотоп по-лесно от оловото. Руската подводница от клас "Алфа" използва бърз реактор с оловно-бисмутово охлаждане като основна система за генериране на енергия.

Повечето реактори за размножаване на течни метали (LMFBRs) са от този тип. Натрият е сравнително лесен за получаване и лесен за работа и помага за предотвратяване на корозията на различни части на реактора, потопени в него. Натрият обаче реагира бурно при контакт с вода, така че трябва да се внимава, въпреки че такива експлозии няма да бъдат много по-мощни от, например, изтичане на прегрята течност от SCWR или RWD реактор. EBR-I е първият реактор от този тип, чиято активна зона се състои от стопилка.

Те използват гориво, пресовано в керамични топки, в които газът циркулира през топките. Резултатът е ефективни, непретенциозни, много безопасни реактори с евтино, стандартизирано гориво. Прототипът беше реакторът AVR.

В тях горивото се разтваря във флуорни соли или флуоридите се използват като охлаждаща течност. Техните разнообразни системи за безопасност, висока ефективност и висока енергийна плътност са подходящи за превозни средства. По-специално, те нямат части под високо налягане или запалими компоненти в сърцевината. Прототипът беше реакторът MSRE, който също използваше ториев горивен цикъл. Като размножителен реактор, той преработва отработеното гориво, извличайки както уран, така и трансуранови елементи, оставяйки само 0,1% от трансурановите отпадъци в сравнение с конвенционалните еднократни уранови леки водни реактори, които понастоящем работят. Отделен въпрос са радиоактивните продукти на делене, които не се преработват и трябва да се изхвърлят в конвенционални реактори.

Тези реактори използват гориво под формата на разтворими соли, които се разтварят във вода и се смесват с охладител и неутронен модератор.

Иновативни ядрени системи и проекти

Усъвършенствани реактори

Повече от дузина напреднали проекти за реактори са на различни етапи на развитие. Някои са еволюирали от проекти на реактори RWD, BWR и PHWR, някои се различават по-съществено. Първите включват усъвършенствания реактор с кипяща вода (ABWR) (два от които работят в момента, а други са в процес на изграждане), както и планирания икономичен опростен реактор с кипяща вода (ESBWR) и инсталации AP1000 (виж Програма за ядрена енергия 2010).

Интегриран ядрен реактор с бързи неутрони(IFR) е построен, тестван и тестван през 80-те години на миналия век и след това е пенсиониран, след като администрацията на Клинтън напусна поста през 90-те години поради политиките за неразпространение на ядрени оръжия. Преработката на отработено ядрено гориво е вградена в неговия дизайн и следователно произвежда само малка част от отпадъците от работещите реактори.

Модулен високотемпературен газоохлаждаем реакторреактор (HTGCR), е проектиран по такъв начин, че високите температури намаляват изходната мощност поради доплеровото разширяване на напречното сечение на неутронния лъч. Реакторът използва керамичен тип гориво, така че неговите безопасни работни температури надвишават температурния диапазон за намаляване на мощността. Повечето конструкции се охлаждат с инертен хелий. Хелият не може да причини експлозия поради разширяване на парите, не е абсорбатор на неутрони, който би причинил радиоактивност, и не разтваря замърсители, които биха могли да бъдат радиоактивни. Типичните проекти се състоят от повече слоеве пасивна защита (до 7), отколкото при реакторите с лека вода (обикновено 3). Уникална характеристика, която може да гарантира безопасността, е, че горивните топки всъщност образуват сърцевината и се сменят една по една с течение на времето. Конструктивните характеристики на горивните клетки ги правят скъпи за рециклиране.

Малък, затворен, мобилен, автономен реактор (SSTAR)първоначално е тестван и разработен в САЩ. Реакторът е проектиран като реактор на бързи неутрони, със система за пасивна защита, която може да бъде изключена дистанционно, ако има съмнение за проблеми.

Чисто и екологично усъвършенстван реактор (CAESAR)е концепция за ядрен реактор, който използва пара като модератор на неутрони - дизайн, който все още се разработва.

Умаленият реактор с воден модератор се базира на подобрения реактор с кипяща вода (ABWR), който в момента е в експлоатация. Това не е пълен реактор на бързи неутрони, но използва главно епитермални неутрони, които имат скорости, междинни между топлинните и бързите.

Саморегулиращ се ядрен енергиен модул с водороден неутронен модератор (HPM)е проектен тип реактор, произведен от Националната лаборатория в Лос Аламос, който използва уранов хидрид като гориво.

Подкритични ядрени реакториса предназначени да бъдат по-безопасни и по-стабилни, но са сложни от инженерна и икономическа гледна точка. Един пример е Energy Booster.

Реактори на базата на торий. Възможно е да се преобразува торий-232 в U-233 в реактори, проектирани специално за тази цел. По този начин торият, който е четири пъти по-изобилен от урана, може да се използва за производството на ядрено гориво на основата на U-233. Смята се, че U-233 има благоприятни ядрени свойства в сравнение с конвенционално използвания U-235, по-специално по-добра неутронна ефективност и намаляване на количеството произведени дълготрайни трансуранови отпадъци.

Подобрен тежководен реактор (AHWR)- предложен тежководен реактор, който ще представлява развитието на следващото поколение тип PHWR. В процес на разработка в Bhabha Nuclear Research Center (BARC), Индия.

КАМИНИ- уникален реактор, използващ като гориво изотопа уран-233. Построен в Индия, в изследователския център BARC и Центъра за ядрени изследвания на Индира Ганди (IGCAR).

Индия също планира да изгради бързи реактори, използващи горивния цикъл торий-уран-233. FBTR (Fast Breeder Reactor) (Калпаккам, Индия) използва плутоний като гориво и течен натрий като охлаждаща течност по време на работа.

Какво представляват реакторите от четвърто поколение?

Четвъртото поколение реактори е колекция от различни теоретични проекти, които в момента се разглеждат. Тези проекти е малко вероятно да бъдат завършени до 2030 г. Настоящите реактори в експлоатация обикновено се считат за системи от второ или трето поколение. Системите от първо поколение не се използват от известно време. Разработването на това четвърто поколение реактори беше официално стартирано на Международния форум за поколение IV (GIF) въз основа на осем технологични цели. Основните цели бяха да се подобри ядрената безопасност, да се увеличи устойчивостта на разпространение, да се сведат до минимум отпадъците и използването на природни ресурси и да се намалят разходите за изграждане и експлоатация на такива централи.

• Реактор на бързи неутрони с газово охлаждане
• Бърз реактор с оловен охладител
• Реактор с течна сол
• Бърз реактор с натриево охлаждане
• Суперкритичен ядрен реактор с водно охлаждане
• Свръхвисокотемпературен ядрен реактор

Какво представляват реакторите от пето поколение?

Петото поколение реактори са проекти, чиято реализация е възможна от теоретична гледна точка, но които не са обект на активно разглеждане и изследване в момента. Въпреки че такива реактори могат да бъдат изградени в настоящия или краткосрочен план, те не са привлекли голям интерес поради икономическа осъществимост, практичност или безопасност.

• Течнофазов реактор. Затворена верига с течност в сърцевината на ядрен реактор, където делящият се материал е под формата на разтопен уран или разтвор на уран, охладен от работен газ, инжектиран през отвори в основата на съда за съхранение.
• Газов реактор в активната зона. Вариант със затворен цикъл за ракета с ядрено задвижване, където делящият се материал е газ уранов хексафлуорид, разположен в кварцов контейнер. Работният газ (като водород) ще тече около този съд и ще абсорбира ултравиолетовото лъчение в резултат на ядрената реакция. Такъв дизайн може да се използва като ракетен двигател, както се споменава в научнофантастичния роман на Хари Харисън от 1976 г. Skyfall. На теория използването на уранов хексафлуорид като ядрено гориво (а не като междинен продукт, както се прави в момента) би довело до по-ниски разходи за генериране на енергия и също така би намалило значително размера на реакторите. На практика реактор, работещ при такава висока плътност на мощността, ще произведе неконтролиран поток от неутрони, отслабвайки якостните свойства на голяма част от материалите на реактора. По този начин потокът би бил подобен на потока от частици, изпускани в термоядрени инсталации. Това от своя страна би наложило използването на материали, подобни на материалите, използвани в рамките на Международния проект за изграждане на инсталация за облъчване на материали в условия на термоядрена реакция.
• Газофазен електромагнитен реактор. Същото като газофазов реактор, но с фотоволтаични клетки, които преобразуват ултравиолетовата светлина директно в електричество.
• Фрагментационен реактор
• Хибриден ядрен синтез. Използват се неутроните, излъчени по време на сливането и разпадането на оригинала или "вещество в зоната на размножаване". Например, превръщането на U-238, Th-232 или отработено гориво/радиоактивни отпадъци от друг реактор в относително доброкачествени изотопи.

Реактор с газова фаза в активната зона. Вариант със затворен цикъл за ракета с ядрено задвижване, където делящият се материал е газ уранов хексафлуорид, разположен в кварцов контейнер. Работният газ (като водород) ще тече около този съд и ще абсорбира ултравиолетовото лъчение в резултат на ядрената реакция. Такъв дизайн може да се използва като ракетен двигател, както се споменава в научнофантастичния роман на Хари Харисън от 1976 г. Skyfall. На теория използването на уранов хексафлуорид като ядрено гориво (а не като междинен продукт, както се прави в момента) би довело до по-ниски разходи за генериране на енергия и също така би намалило значително размера на реакторите. На практика реактор, работещ при такава висока плътност на мощността, ще произведе неконтролиран поток от неутрони, отслабвайки якостните свойства на голяма част от материалите на реактора. По този начин потокът би бил подобен на потока от частици, изпускани в термоядрени инсталации. Това от своя страна би наложило използването на материали, подобни на материалите, използвани в рамките на Международния проект за изграждане на инсталация за облъчване на материали в условия на термоядрена реакция.

Газофазен електромагнитен реактор. Същото като газофазов реактор, но с фотоволтаични клетки, които преобразуват ултравиолетовата светлина директно в електричество.

Фрагментационен реактор

Хибриден ядрен синтез. Използват се неутроните, излъчени по време на сливането и разпадането на оригинала или "вещество в зоната на размножаване". Например, превръщането на U-238, Th-232 или отработено гориво/радиоактивни отпадъци от друг реактор в относително доброкачествени изотопи.

Термоядрени реактори

Контролираният ядрен синтез може да се използва в термоядрени електроцентрали за производство на електричество без усложненията, свързани с работата с актиниди. Въпреки това остават значителни научни и технологични пречки. Построени са няколко термоядрени реактора, но едва наскоро реакторите успяха да отделят повече енергия, отколкото консумират. Въпреки че изследванията са започнали през 50-те години на миналия век, очаква се комерсиален термоядреен реактор да заработи едва през 2050 г. В момента се полагат усилия за овладяване на енергията от термоядрения синтез в рамките на проекта ITER.

Ядрен горивен цикъл

Термичните реактори обикновено зависят от степента на пречистване и обогатяване на урана. Някои ядрени реактори могат да се захранват със смес от плутоний и уран (виж MOX гориво). Процесът, чрез който уранова руда се добива, обработва, обогатява, използва, евентуално рециклира и изхвърля, е известен като цикъл на ядрено гориво.

До 1% от урана в природата е лесно делящият се изотоп U-235. По този начин дизайнът на повечето реактори включва използването на обогатено гориво. Обогатяването включва увеличаване на дела на U-235 и обикновено се извършва чрез газова дифузия или в газова центрофуга. Обогатеният продукт допълнително се превръща в прах от уранов диоксид, който се пресова и изпича в гранули. Тези гранули се поставят в епруветки, които след това се запечатват. Тези тръби се наричат ​​горивни пръти. Всеки ядрен реактор използва много от тези горивни пръти.

Повечето търговски реактори BWR и PWR използват уран, обогатен до приблизително 4% U-235. В допълнение, някои индустриални реактори с големи икономии на неутрони изобщо не изискват обогатено гориво (т.е. могат да използват естествен уран). Според Международната агенция за атомна енергия в света има най-малко 100 изследователски реактора, използващи силно обогатено гориво (оръжеен клас/90% обогатяване на уран). Рискът от кражба на този вид гориво (възможно за използване в производството на ядрени оръжия) доведе до кампания, призоваваща за преминаване към реактори, използващи ниско обогатен уран (който представлява по-малка заплаха от разпространение).

Делящ се U-235 и неделящ се, делящ се U-238 се използват в процеса на ядрена трансформация. U-235 се разпада от топлинни (т.е. бавно движещи се) неутрони. Топлинният неутрон е този, който се движи приблизително със същата скорост като атомите около него. Тъй като вибрационната честота на атомите е пропорционална на тяхната абсолютна температура, топлинният неутрон има по-голяма способност да разделя U-235, когато се движи със същата вибрационна скорост. От друга страна, U-238 е по-вероятно да улови неутрон, ако неутронът се движи много бързо. Атомът U-239 се разпада възможно най-бързо, за да образува плутоний-239, който сам по себе си е гориво. Pu-239 е ценно гориво и трябва да се има предвид дори при използване на високо обогатено ураново гориво. Процесите на разпадане на плутония ще доминират процесите на делене на U-235 в някои реактори. Особено след като първоначално зареденият U-235 е изчерпан. Плутоният се дели както в бързи, така и в топлинни реактори, което го прави идеален както за ядрени реактори, така и за ядрени бомби.

Повечето съществуващи реактори са топлинни реактори, които обикновено използват вода като модератор на неутрони (модератор означава, че забавя неутрона до топлинна скорост), а също и като охладител. Бързият реактор обаче използва малко по-различен тип охлаждаща течност, която няма да забави неутронния поток твърде много. Това позволява да преобладават бързите неутрони, които могат ефективно да се използват за постоянно попълване на запасите от гориво. Просто чрез поставяне на евтин, необогатен уран в ядрото, спонтанно неразпадащият се U-238 ще се превърне в Pu-239, „размножавайки“ горивото.

В базирания на торий горивен цикъл, торий-232 абсорбира неутрон както в бърз реактор, така и в топлинен реактор. Бета-разпадът на тория произвежда протактиний-233 и след това уран-233, който от своя страна се използва като гориво. Следователно, подобно на уран-238, торий-232 е плодороден материал.

Поддръжка на ядрен реактор

Количеството енергия в резервоар за ядрено гориво често се изразява чрез "дни на пълна мощност", което е броят на 24-часовите периоди (дни), в които реакторът работи на пълна мощност, за да произведе топлинна енергия. Дните на работа на пълна мощност в един работен цикъл на реактора (между интервалите, необходими за зареждане с гориво) са свързани с количеството разлагащ се уран-235 (U-235), съдържащ се в горивните касети в началото на цикъла. Колкото по-висок е процентът на U-235 в активната зона в началото на цикъла, толкова повече дни работа на пълна мощност ще позволи на реактора да работи.

В края на работния цикъл горивото в някои касети се "отработва", разтоварва и заменя под формата на нови (свежи) горивни касети. Също така тази реакция на натрупване на продукти от разпадане в ядреното гориво определя експлоатационния живот на ядреното гориво в реактора. Дори много преди да настъпи окончателният процес на делене на горивото, в реактора са се натрупали дълготрайни абсорбиращи неутрони странични продукти от разпада, предотвратявайки възникването на верижната реакция. Делът на активната зона на реактора, заменена по време на презареждането на реактора с гориво, обикновено е една четвърт за реактор с кипяща вода и една трета за реактор с вода под налягане. Погребването и съхранението на това отработено гориво е една от най-трудните задачи при организиране на експлоатацията на промишлена атомна електроцентрала. Такива ядрени отпадъци са изключително радиоактивни и тяхната токсичност представлява риск за хиляди години.

Не всички реактори трябва да бъдат извадени от експлоатация за презареждане с гориво; например ядрени реактори със сферични горивни сърцевини, реактори RBMK, реактори с разтопена сол, реактори Magnox, AGR и CANDU позволяват горивните елементи да се движат по време на работа на централата. В реактор CANDU е възможно да се поставят отделни горивни елементи в активната зона по такъв начин, че да се регулира съдържанието на U-235 в горивния елемент.

Количеството енергия, извлечено от ядрено гориво, се нарича неговото изгаряне, което се изразява в топлинната енергия, произведена от първоначалното единично тегло на горивото. Изгарянето обикновено се изразява като топлинни мегават дни на тон основен тежък метал.

Безопасност на ядрената енергия

Ядрената безопасност представлява действия, насочени към предотвратяване на ядрени и радиационни аварии или локализиране на последствията от тях. Ядрената енергия подобри безопасността и производителността на реактора и също така въведе нови, по-безопасни проекти на реактори (които обикновено не са тествани). Въпреки това няма гаранция, че такива реактори ще бъдат проектирани, построени и ще могат да работят надеждно. Възникнаха грешки, когато проектантите на реактора в атомната електроцентрала Фукушима в Япония не очакваха, че цунами, генерирано от земетресение, ще изключи резервната система, която трябваше да стабилизира реактора след земетресението, въпреки многобройните предупреждения от NRG (националното изследване група) и японската администрация по ядрена безопасност. Според UBS AG ядрената авария във Фукушима I поставя под въпрос дали дори развити икономики като Япония могат да осигурят ядрена безопасност. Възможни са и катастрофални сценарии, включително терористични атаки. Интердисциплинарен екип от MIT (Масачузетски технологичен институт) изчислява, че като се има предвид очакваният растеж на ядрената енергия, могат да се очакват най-малко четири сериозни ядрени аварии между 2005 и 2055 г.

Ядрени и радиационни аварии

Възникнали са сериозни ядрени и радиационни аварии. Авариите в атомните електроцентрали включват инцидента SL-1 (1961 г.), аварията на остров Три Майл (1979 г.), катастрофата в Чернобил (1986 г.) и ядрената катастрофа във Фукушима Даичи (2011 г.). Авариите на кораби с ядрени двигатели включват инциденти с реактори на K-19 (1961), K-27 (1968) и K-431 (1985).

Ядрените реактори са изстрелвани в орбита около Земята най-малко 34 пъти. Поредица от инциденти, включващи съветския безпилотен ядрен спътник RORSAT, доведоха до изхвърляне на отработено ядрено гориво в земната атмосфера от орбита.

Естествени ядрени реактори

Въпреки че често се смята, че реакторите на делене са продукт на съвременната технология, първите ядрени реактори се появяват в естествена среда. Естествен ядрен реактор може да се образува при определени условия, които имитират тези в конструиран реактор. Към днешна дата са открити до петнадесет естествени ядрени реактора в три отделни рудни находища на уранова мина Окло в Габон (Западна Африка). Добре известните „мъртви“ реактори Oklo са открити за първи път през 1972 г. от френския физик Франсис Перин. Самоподдържаща се реакция на ядрено делене е възникнала в тези реактори преди приблизително 1,5 милиарда години и е поддържана в продължение на няколкостотин хиляди години, произвеждайки средно 100 kW изходна мощност през този период. Концепцията за естествен ядрен реактор е обяснена теоретично през 1956 г. от Пол Курода в университета на Арканзас.

Такива реактори вече не могат да се формират на Земята: радиоактивното разпадане през този огромен период от време е намалило дела на U-235 в естествения уран под нивото, необходимо за поддържане на верижна реакция.

Естествените ядрени реактори се образуват, когато богатите на уран минерални находища започват да се пълнят с подпочвена вода, която действа като модератор на неутрони и предизвиква значителна верижна реакция. Неутронният модератор, под формата на вода, се изпарява, причинявайки ускоряване на реакцията, и след това се кондензира обратно, което води до забавяне на ядрената реакция и предотвратяване на стопяването. Реакцията на делене продължава стотици хиляди години.

Такива естествени реактори са обстойно изследвани от учени, интересуващи се от погребването на радиоактивни отпадъци в геоложки условия. Те предлагат казус за това как радиоактивните изотопи ще мигрират през слой от земната кора. Това е ключов момент за критиците на геоложкото изхвърляне на отпадъци, които се опасяват, че изотопите, съдържащи се в отпадъците, могат да попаднат във водоизточници или да мигрират в околната среда.

Екологични проблеми на ядрената енергетика

Ядрен реактор освобождава малки количества тритий, Sr-90, във въздуха и подземните води. Водата, замърсена с тритий, е без цвят и мирис. Големите дози Sr-90 повишават риска от рак на костите и левкемия при животните и вероятно при хората.

Когато през 1938 г. немските химици Ото Хан и Фриц Щрасман за първи път успяха да разделят ядро ​​на уран с неутронно облъчване, те не бързаха да информират обществеността за мащаба на своето откритие. Тези експерименти поставиха основата за използването на атомната енергия както за мирни, така и за военни цели.

Страничен продукт от атомната бомба

Ото Хан, който си сътрудничи с австрийския физик Лизе Майтнер преди смъртта му през 1938 г., е бил наясно, че деленето на урановото ядро ​​- неудържима верижна реакция - означава атомна бомба. Съединените щати, нетърпеливи да изпреварят Германия в създаването на ядрени оръжия, стартираха проекта Манхатън, предприятие с безпрецедентен мащаб. Три града са израснали в пустинята на Невада. 40 000 души са работили тук в дълбока секретност, под ръководството на Робърт Опенхаймер, „бащата на атомната бомба“, около 40 изследователски институции, лаборатории и фабрики се появяват за рекордно кратко време. За извличане на плутоний е създаден първият ядрен реактор под трибуните на футболния стадион на Чикагския университет. Тук, под ръководството на Енрико Ферми, през 1942 г. стартира първата контролирана самоподдържаща се верижна реакция. Все още не е намерена полезна употреба за получената топлина.

Електрическа енергия от ядрена реакция

През 1954 г. в СССР е пусната първата в света атомна електроцентрала. Тя се намираше в Обнинск, на около 100 км от Москва, и имаше мощност от 5 MW. През 1956 г. в английския град Калдър Хол започва да работи първият голям ядрен реактор. Тази атомна електроцентрала имаше газово охлаждане, което гарантира относителна безопасност при работа. Но на световния пазар ядрените реактори с водно охлаждане под налягане, разработени в САЩ през 1957 г., станаха по-широко разпространени. Такива станции могат да бъдат построени при относително ниски разходи, но тяхната надеждност оставя много да се желае. В украинската атомна електроцентрала Чернобил топенето на активната зона на реактора доведе до експлозия с изпускане на радиоактивни вещества в околната среда. Бедствието, което доведе до смъртта и тежките заболявания на хиляди хора, доведе до масови протести срещу използването на ядрена енергия, особено в Европа.

• 1896: Анри Бекерел открива радиоактивни емисии от уран.
• 1919 Ърнест Ръдърфорд е първият, който изкуствено предизвиква ядрена реакция чрез бомбардиране на азотни атоми с алфа частици, които се превръщат в кислород.
• 1932: Джеймс Чадуик изстрелва алфа частици към берилиеви атоми и открива неутрони.
• 19.38: Ото Хан постига верижна реакция в лабораторията за първи път, разделяйки ядро ​​на уран с неутрони.

За да разберете принципа на работа и конструкцията на ядрен реактор, трябва да направите кратка екскурзия в миналото. Ядреният реактор е вековна, макар и не напълно реализирана мечта на човечеството за неизчерпаем източник на енергия. Неговият древен „прародител” е огън от сухи клони, който някога е осветявал и стоплял сводовете на пещерата, където нашите далечни предци са намирали спасение от студа. По-късно хората усвоиха въглеводородите - въглища, шисти, нефт и природен газ.

Започна бурна, но краткотрайна ера на парата, която беше заменена от още по-фантастична ера на електричеството. Градовете бяха изпълнени със светлина, а работилниците бяха изпълнени с бръмчене на невиждани дотогава машини, задвижвани от електрически двигатели. Тогава изглеждаше, че прогресът е достигнал апогея си.

Всичко се променя в края на 19 век, когато френският химик Антоан Анри Бекерел случайно открива, че солите на урана са радиоактивни. 2 години по-късно неговите сънародници Пиер Кюри и съпругата му Мария Склодовска-Кюри получават от тях радий и полоний, като нивото на тяхната радиоактивност е милиони пъти по-високо от това на тория и урана.

Щафетата е поета от Ърнест Ръдърфорд, който подробно изучава природата на радиоактивните лъчи. Така започна епохата на атома, който роди своето любимо дете - атомния реактор.

Първи ядрен реактор

„Първороден“ идва от САЩ. През декември 1942 г. първият ток е произведен от реактора, който е кръстен на своя създател, един от най-големите физици на века, Е. Ферми. Три години по-късно ядреното съоръжение ZEEP оживя в Канада. „Бронз“ отиде при първия съветски реактор Ф-1, пуснат в края на 1946 г. И. В. Курчатов стана ръководител на вътрешния ядрен проект. Днес в света успешно работят над 400 ядрени енергоблока.

Видове ядрени реактори

Основната им цел е да поддържат контролирана ядрена реакция, която произвежда електричество. Някои реактори произвеждат изотопи. Накратко, това са устройства, в дълбините на които едни вещества се превръщат в други с отделяне на голямо количество топлинна енергия. Това е вид „пещ“, където вместо традиционните горива се изгарят уранови изотопи - U-235, U-238 и плутоний (Pu).

За разлика например от автомобил, предназначен за няколко вида бензин, всеки вид радиоактивно гориво има свой собствен тип реактор. Те са две - на бавни (с U-235) и бързи (с U-238 и Pu) неутрони. Повечето атомни електроцентрали имат реактори с бавни неутрони. В допълнение към атомните електроцентрали, инсталациите „работят“ в изследователски центрове, на атомни подводници и др.

Как работи реакторът

Всички реактори имат приблизително една и съща верига. Неговото „сърце“ е активната зона. Може да се сравни грубо с горивната камера на конвенционална печка. Само вместо дърва за огрев има ядрено гориво под формата на горивни елементи с модератор - горивни пръти. Активната зона е разположена вътре в своеобразна капсула - неутронен рефлектор. Горивните пръти се "измиват" от охлаждащата течност - вода. Тъй като „сърцето“ има много високо ниво на радиоактивност, то е заобиколено от надеждна радиационна защита.

Операторите контролират работата на централата с помощта на две критични системи - контрол по верижна реакция и система за дистанционно управление. Ако възникне авария, незабавно се активира аварийна защита.

Как работи един реактор?

Атомният „пламък“ е невидим, тъй като процесите протичат на ниво ядрено делене. По време на верижна реакция тежките ядра се разпадат на по-малки фрагменти, които, намирайки се във възбудено състояние, стават източници на неутрони и други субатомни частици. Но процесът не свършва дотук. Неутроните продължават да се „разделят“, в резултат на което се освобождават големи количества енергия, тоест какво се случва, заради което се изграждат атомни електроцентрали.

Основната задача на персонала е да поддържа верижната реакция с помощта на контролни пръти на постоянно, регулируемо ниво. Това е основната му разлика от атомната бомба, където процесът на ядрено разпадане е неконтролируем и протича бързо, под формата на мощна експлозия.

Какво се случи в атомната електроцентрала в Чернобил

Една от основните причини за аварията в атомната електроцентрала в Чернобил през април 1986 г. е грубо нарушение на правилата за безопасност при експлоатация по време на плановия ремонт на 4-ти енергоблок. Тогава от активната зона бяха извадени едновременно 203 графитни пръта вместо разрешените по норматив 15. В резултат на това започналата неконтролируема верижна реакция завърши с термична експлозия и пълно унищожаване на силовия блок.

Реактори от ново поколение

През последното десетилетие Русия се превърна в един от лидерите в световната ядрена енергетика. В момента държавната корпорация "Росатом" изгражда атомни електроцентрали в 12 страни, където се изграждат 34 енергоблока. Такова голямо търсене е доказателство за високото ниво на съвременните руски ядрени технологии. Следват новите реактори от 4-то поколение.

"Брест"

Един от тях е Брест, който се разработва в рамките на проекта Breakthrough. Настоящите системи с отворен цикъл работят с ниско обогатен уран, оставяйки големи количества отработено гориво за изхвърляне с огромни разходи. "Брест" - реактор на бързи неутрони е уникален в своя затворен цикъл.

В него отработеното гориво, след подходяща обработка в реактор на бързи неутрони, отново става пълноценно гориво, което може да бъде заредено обратно в същата инсталация.

Брест се отличава с високо ниво на безопасност. Той никога няма да „избухне“ дори и при най-сериозната авария, той е много икономичен и екологичен, тъй като използва повторно своя „обновен“ уран. Той също така не може да се използва за производство на оръжеен плутоний, което отваря най-широки перспективи за неговия износ.

ВВЕР-1200

ВВЕР-1200 е иновативен реактор от поколение 3+ с мощност 1150 MW. Благодарение на уникалните си технически възможности, той има почти абсолютна експлоатационна безопасност. Реакторът е изобилно оборудван със системи за пасивна безопасност, които ще работят автоматично дори при липса на захранване.

Една от тях е система за пасивно отвеждане на топлината, която се активира автоматично, когато реакторът е напълно обезтощен. В този случай се предвиждат аварийни хидравлични резервоари. Ако има необичаен спад на налягането в първи контур, голямо количество вода, съдържаща бор, започва да се подава към реактора, което гаси ядрената реакция и абсорбира неутрони.

Друго ноу-хау се намира в долната част на защитната обвивка - "капанът" за стопилка. Ако в резултат на авария активната зона „изтече“, „капанът“ няма да позволи на защитната обвивка да се срути и ще предотврати навлизането на радиоактивни продукти в земята.

Устройството и принципът на действие се основават на инициализацията и управлението на самоподдържаща се ядрена реакция. Използва се като изследователски инструмент, за производство на радиоактивни изотопи и като източник на енергия за атомни електроцентрали.

принцип на работа (накратко)

Това използва процес, при който тежко ядро ​​се разпада на два по-малки фрагмента. Тези фрагменти са в силно възбудено състояние и излъчват неутрони, други субатомни частици и фотони. Неутроните могат да причинят ново делене, което води до излъчване на повече от тях и т.н. Такава непрекъсната самоподдържаща се поредица от разцепвания се нарича верижна реакция. При това се освобождава голямо количество енергия, чието производство е целта на използването на АЕЦ.

Принципът на работа на ядрения реактор е такъв, че около 85% от енергията на делене се освобождава за много кратък период от време след началото на реакцията. Останалата част се получава от радиоактивния разпад на продуктите на делене, след като са излъчили неутрони. Радиоактивният разпад е процес, при който атомът достига по-стабилно състояние. Продължава след приключване на разделянето.

В атомна бомба верижната реакция нараства по интензитет, докато по-голямата част от материала се разпадне. Това се случва много бързо, предизвиквайки изключително мощните експлозии, типични за подобни бомби. Дизайнът и принципът на работа на ядрения реактор се основават на поддържане на верижна реакция на контролирано, почти постоянно ниво. Той е проектиран по такъв начин, че да не може да избухне като атомна бомба.

Верижна реакция и критичност

Физиката на реактора за ядрен делене е, че верижната реакция се определя от вероятността ядрото да се раздели след излъчването на неутрони. Ако популацията на последното намалее, тогава скоростта на делене в крайна сметка ще падне до нула. В този случай реакторът ще бъде в подкритично състояние. Ако неутронната популация се поддържа на постоянно ниво, тогава скоростта на делене ще остане стабилна. Реакторът ще бъде в критично състояние. И накрая, ако популацията от неутрони расте с течение на времето, скоростта и мощността на делене ще се увеличат. Състоянието на ядрото ще стане свръхкритично.

Принципът на работа на ядрения реактор е следният. Преди изстрелването му неутронната популация е близо до нула. След това операторите премахват контролните пръти от ядрото, увеличавайки ядреното делене, което временно тласка реактора в суперкритично състояние. След достигане на номиналната мощност операторите частично връщат контролните пръти, регулирайки броя на неутроните. Впоследствие реакторът се поддържа в критично състояние. Когато трябва да се спре, операторите вкарват прътите докрай. Това потиска деленето и прехвърля ядрото в подкритично състояние.

Типове реактори

Повечето от атомните електроцентрали в света са електроцентрали, генериращи топлината, необходима за въртене на турбини, които задвижват електрически генератори. Има и много изследователски реактори, а някои страни имат подводници или надводни кораби, задвижвани с атомна енергия.

Енергийни инсталации

Има няколко типа реактори от този тип, но конструкцията с лека вода е широко разпространена. От своя страна може да използва вода под налягане или вряща вода. В първия случай течността под високо налягане се нагрява от топлината на сърцевината и влиза в парогенератора. Там топлината от първи контур се прехвърля към втория контур, който също съдържа вода. Окончателно генерираната пара служи като работен флуид в цикъла на парната турбина.

Реакторът с кипяща вода работи на принципа на директен енергиен цикъл. Водата, преминаваща през сърцевината, се довежда до кипене при средно налягане. Наситената пара преминава през серия от сепаратори и сушилни, разположени в корпуса на реактора, което води до неговото прегряване. След това прегрятата водна пара се използва като работна течност за завъртане на турбината.

Високотемпературно газово охлаждане

Високотемпературен реактор с газово охлаждане (HTGR) е ядрен реактор, чийто принцип на работа се основава на използването на смес от графит и горивни микросфери като гориво. Има два конкуриращи се дизайна:

• немска система за "пълнене", която използва сферични горивни елементи с диаметър 60 mm, които са смес от графит и гориво в графитна обвивка;
• американската версия под формата на графитни шестоъгълни призми, които се свързват, за да създадат ядро.

И в двата случая охлаждащата течност се състои от хелий под налягане от около 100 атмосфери. В германската система хелият преминава през пролуки в слоя от сферични горивни елементи, а в американската система хелият преминава през отвори в графитни призми, разположени по оста на централната зона на реактора. И двата варианта могат да работят при много високи температури, тъй като графитът има изключително висока температура на сублимация, а хелият е напълно химически инертен. Горещият хелий може да се приложи директно като работен флуид в газова турбина при висока температура или неговата топлина може да се използва за генериране на пара от воден цикъл.

Течен метал и принцип на работа

Бързите реактори с натриево охлаждане получиха голямо внимание през 60-те и 70-те години на миналия век. Тогава изглеждаше, че техните способности за размножаване скоро ще бъдат необходими за производството на гориво за бързо разрастващата се ядрена индустрия. Когато през 80-те години стана ясно, че това очакване е нереалистично, ентусиазмът намаля. Въпреки това редица реактори от този тип са построени в САЩ, Русия, Франция, Великобритания, Япония и Германия. Повечето от тях работят с ураниев диоксид или неговата смес с плутониев диоксид. В САЩ обаче най-голям успех са постигнати с металните горива.

КАНДУ

Канада насочва усилията си към реактори, които използват естествен уран. Това премахва необходимостта да се прибягва до услугите на други държави за обогатяването му. Резултатът от тази политика беше деутериево-урановият реактор (CANDU). Контролира се и се охлажда с тежка вода. Дизайнът и принципът на работа на ядрен реактор се състои в използването на резервоар със студен D 2 O при атмосферно налягане. Ядрото е пробито от тръби, изработени от циркониева сплав, съдържаща гориво от естествен уран, през което циркулира тежка вода, която го охлажда. Електричеството се произвежда чрез прехвърляне на топлина от делене в тежка вода към охлаждаща течност, която циркулира през парогенератор. След това парата във вторичната верига преминава през конвенционален турбинен цикъл.

Изследователски съоръжения

За научни изследвания най-често се използва ядрен реактор, чийто принцип на работа е използването на водно охлаждане и пластинчати уранови горивни елементи под формата на възли. Способен да работи в широк диапазон от нива на мощност, от няколко киловата до стотици мегавата. Тъй като производството на електроенергия не е основната цел на изследователските реактори, те се характеризират с произведената топлинна енергия, плътността и номиналната енергия на неутроните в ядрото. Именно тези параметри помагат да се определи количествено способността на изследователския реактор да провежда специфични изследвания. Системите с ниска мощност обикновено се намират в университетите и се използват за преподаване, докато системите с висока мощност са необходими в изследователски лаборатории за изпитване на материали и ефективност и общи изследвания.

Най-често срещаният е изследователски ядрен реактор, чиято структура и принцип на работа е както следва. Ядрото му се намира на дъното на голям, дълбок воден басейн. Това опростява наблюдението и поставянето на канали, през които могат да се насочват неутронни лъчи. При ниски нива на мощност не е необходимо да се изпомпва охлаждаща течност, тъй като естествената конвекция на охлаждащата течност осигурява достатъчно отделяне на топлина за поддържане на безопасни работни условия. Топлообменникът обикновено се намира на повърхността или в горната част на басейна, където се натрупва гореща вода.

Корабни инсталации

Първоначалното и основно приложение на ядрените реактори е използването им в подводници. Основното им предимство е, че за разлика от системите за изгаряне на изкопаеми горива, те не изискват въздух за генериране на електричество. Следователно ядрената подводница може да остане потопена за дълги периоди от време, докато конвенционалната дизелово-електрическа подводница трябва периодично да се издига на повърхността, за да запали двигателите си във въздуха. дава стратегическо предимство на военните кораби. Благодарение на него няма нужда да зареждате гориво в чужди пристанища или от лесно уязвими танкери.

Класифициран е принципът на работа на ядрен реактор на подводница. Известно е обаче, че в САЩ той използва силно обогатен уран и се забавя и охлажда с лека вода. Дизайнът на първия атомен подводен реактор, USS Nautilus, беше силно повлиян от мощни изследователски съоръжения. Уникалните му характеристики са много голям резерв на реактивност, осигуряващ дълъг период на работа без презареждане и възможност за рестартиране след спиране. Електроцентралата в подводниците трябва да е много тиха, за да не бъде открита. За да отговорят на специфичните нужди на различни класове подводници, бяха създадени различни модели електроцентрали.

Самолетоносачите на ВМС на САЩ използват ядрен реактор, чийто принцип на работа се смята, че е заимстван от най-големите подводници. Подробности за дизайна им също не са публикувани.

Освен САЩ атомни подводници имат Великобритания, Франция, Русия, Китай и Индия. Във всеки случай дизайнът не беше разкрит, но се смята, че всички те са много сходни - това е следствие от едни и същи изисквания към техническите им характеристики. Русия също има малък флот, който използва същите реактори като съветските подводници.

Промишлени инсталации

За производствени цели се използва ядрен реактор, чийто принцип на работа е висока производителност с ниско ниво на производство на енергия. Това се дължи на факта, че продължителният престой на плутоний в активната зона води до натрупване на нежелан 240 Pu.

Производство на тритий

Понастоящем основният материал, произведен от такива системи, е тритий (3H или T) - зарядът за плутоний-239 има дълъг период на полуразпад от 24 100 години, така че страните с арсенали с ядрени оръжия, използващи този елемент, са склонни да имат повече от него отколкото е необходимо. За разлика от 239 Pu, тритият има период на полуразпад приблизително 12 години. Следователно, за да се поддържат необходимите запаси, този радиоактивен изотоп на водорода трябва да се произвежда непрекъснато. В Съединените щати река Савана (Южна Каролина), например, управлява няколко тежководни реактора, които произвеждат тритий.

Плаващи силови агрегати

Създадени са ядрени реактори, които могат да осигурят електричество и парно отопление на отдалечени изолирани райони. В Русия, например, малки електроцентрали, специално проектирани да обслужват арктическите селища, намериха приложение. В Китай 10 MW HTR-10 осигурява топлина и енергия на изследователския институт, където се намира. В Швеция и Канада се разработват малки автоматично управлявани реактори с подобни възможности. Между 1960 и 1972 г. армията на САЩ използва компактни водни реактори за захранване на отдалечени бази в Гренландия и Антарктика. Те бяха заменени от електроцентрали, работещи с петрол.

Завладяване на космоса

Освен това са разработени реактори за захранване и движение в открития космос. Между 1967 г. и 1988 г. Съветският съюз инсталира малки ядрени блокове на своите сателити от серията Космос за захранване на оборудване и телеметрия, но политиката стана мишена на критика. Поне един от тези спътници навлезе в земната атмосфера, причинявайки радиоактивно замърсяване в отдалечени райони на Канада. Съединените щати са изстреляли само един сателит с ядрена енергия през 1965 г. Въпреки това продължават да се разработват проекти за използването им в космически полети на дълги разстояния, пилотирано изследване на други планети или на постоянна лунна база. Това задължително ще бъде ядрен реактор с газово охлаждане или течен метал, чиито физически принципи ще осигурят възможно най-високата температура, необходима за минимизиране на размера на радиатора. В допълнение, реакторът за космическа технология трябва да бъде възможно най-компактен, за да се сведе до минимум количеството материал, използван за екраниране, и да се намали теглото по време на изстрелване и космически полет. Захранването с гориво ще осигури работата на реактора за целия период на космическия полет.

Ядрен (ядрен) реактор
ядрен реактор

Ядрен (ядрен) реактор – инсталация, в която се осъществява самоподдържаща се контролирана верижна реакция на ядрено делене. Ядрените реактори се използват в ядрената енергетика и за изследователски цели. Основната част на реактора е неговата сърцевина, където се извършва ядрено делене и се освобождава ядрена енергия. Активната зона, която обикновено има формата на цилиндър с обем от част от литър до много кубически метри, съдържа делящ се материал (ядрено гориво) в количество, надвишаващо критичната маса. Ядреното гориво (уран, плутоний) обикновено се поставя в горивни елементи (горивни пръти), чийто брой в ядрото може да достигне десетки хиляди. Горивните пръти са групирани в пакети от няколко десетки или стотици парчета. Ядрото в повечето случаи представлява набор от горивни пръти, потопени в модерираща среда (модератор) - вещество, поради еластични сблъсъци с атоми, на което енергията на неутроните, които причиняват и съпътстват деленето, се редуцира до енергията на топлинно равновесие с среден. Такива „топлинни“ неутрони имат повишена способност да предизвикват делене. Вода (включително тежка вода, D 2 O) и графит обикновено се използват като модератор. Активната зона на реактора е заобиколена от рефлектор, изработен от материали, способни да разпръскват добре неутрони. Този слой връща неутроните, излъчени от ядрото, обратно в тази зона, увеличавайки скоростта на верижната реакция и намалявайки критичната маса. Радиационната биологична защита от бетон и други материали е поставена около рефлектора, за да се намали радиацията извън реактора до приемливо ниво.
В ядрото деленето освобождава огромна енергия под формата на топлина. Отстранява се от активната зона с помощта на газ, вода или друго вещество (охладител), което непрекъснато се изпомпва през активната зона, измивайки горивните пръти. Тази топлина може да се използва за създаване на гореща пара, която завърта турбина на електроцентрала.
За контролиране на скоростта на верижната реакция на делене се използват управляващи пръти, изработени от материали, които силно абсорбират неутрони. Въвеждането им в активната зона намалява скоростта на верижната реакция и, ако е необходимо, напълно я спира, въпреки факта, че масата на ядреното гориво надвишава критичната маса. Тъй като контролните пръти се отстраняват от активната зона, абсорбцията на неутрони намалява и верижната реакция може да бъде доведена до стадий на самоподдържане.
Първият реактор е пуснат в САЩ през 1942 г. В Европа първият реактор е пуснат през 1946 г. в СССР.