Ядерный реактор

Принцип работы атомного реактора

Во всех существующих атомных электростанциях энергия вырабатывается за счет деления ядер тяжелых элементов (чаще всего урана-235 или плутония-239) .

Ключевым моментом этого процесса является управление скоростью распада. Если скорость будет слишком низка – цепная реакция прекратится, распад перестанет быть самоподдерживающимся. Если скорость будет слишком велика – произойдет резкое увеличение выделения энергии, что приведет к взрыву.

Рис. 1. Управление коэффициентом размножения нейтронов.

Таким образом, ядерный реактор должен иметь возможность увеличивать и уменьшать скорость распада. Это делается путем регулирования коэффициента размножения нейтронов. Нейтроны играют важнейшую роль в цепной реакции, низкий коэффициент размножения нейтронов приведет к ее остановке, высокий – к неконтролируемому увеличению скорости распада. Коэффициент должен постоянно оставаться близким к $k = 1$.

Управление коэффициентом размножения нейтронов достигается путем введение в зону реакции конструктивных элементов (стержней), содержащих вещество, хорошо поглощающее нейтроны. При этом если эти стержни полностью выведены из зоны реакции – коэффициент размножения становится больше единицы, а если полностью введены – меньше.

Кроме того, поскольку быстрые нейтроны имеют гораздо меньшую вероятность захвата ядрами, в реакторе должно присутствовать вещество, замедляющее нейтроны.

Материалы реакторов

Материалы, из которых строят реакторы, работают при высокой температуре в поле нейтронов, γ-квантов и осколков деления. Поэтому для реакторостроения пригодны не все материалы, применяемые в других отраслях техники. При выборе реакторных материалов учитывают их радиационную стойкость, химическую инертность, сечение поглощения и другие свойства.

Материал	Плотность, г/см³	Макроскопическое сечение поглощения Εм−1
тепловых нейтронов	нейтронов спектра деления
Алюминий	2,7	1,3	2,5·10−3
Магний	1,74	0,14	3·10−3
Цирконий	6,4	0,76	4·10−2
Нержавеющая сталь	8,0	24,7	1·10−1

Оболочки ТВЭЛов, каналы, замедлители (отражатели) изготовляют из материалов с небольшими сечениями поглощения. Применение материалов, слабо поглощающих нейтроны, снижает непроизводительный расход нейтронов, уменьшает загрузку ядерного топлива и увеличивает коэффициент воспроизводства КВ. Для поглощающих стержней, наоборот, пригодны материалы с большим сечением поглощения. Это значительно сокращает количество стержней, необходимых для управления реактором.

Быстрые нейтроны, γ-кванты и осколки деления повреждают структуру вещества. Так, в твёрдом веществе быстрые нейтроны выбивают атомы из кристаллической решётки или сдвигают их с места. Вследствие этого ухудшаются пластические свойства и теплопроводность материалов. Сложные молекулы под действием излучения распадаются на более простые молекулы или составные атомы. Например, вода разлагается на кислород и водород. Это явление известно под названием радиолиза воды.

Радиационная нестойкость материалов меньше сказывается при высоких температурах. Подвижность атомов становится настолько большой, что вероятность возвращения выбитых из кристаллической решётки атомов на своё место или рекомбинация водорода и кислорода в молекулу воды заметно увеличивается. Так, радиолиз воды несущественен в энергетических некипящих реакторах (например, ВВЭР), в то время как в мощных исследовательских реакторах выделяется значительное количество гремучей смеси. На атомных станциях есть специальные системы для её сжигания.

Реакторные материалы контактируют между собой (оболочка ТВЭЛа с теплоносителем и ядерным топливом, тепловыделяющие кассеты — с теплоносителем и замедлителем и т. д.). Естественно, что контактирующие материалы должны быть химически инертными (совместимыми). Примером несовместимости служат уран и горячая вода, вступающие в химическую реакцию.

У большинства материалов прочностные свойства резко ухудшаются с увеличением температуры. В энергетических реакторах конструкционные материалы работают при высоких температурах.
Это ограничивает выбор конструкционных материалов, особенно для тех деталей энергетического реактора, которые должны выдерживать высокое давление.

Плавучие энергоблоки

Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электроэнергией и паровым отоплением удаленные изолированные районы. В России, например, нашли применение небольшие энергетические установки, специально предназначенные для обслуживания арктических населенных пунктов. В Китае 10-МВт установка HTR-10 снабжает теплом и электроэнергией исследовательский институт, в котором она находится. Разработки небольших автоматически управляемых реакторов с аналогичными возможностями ведутся в Швеции и Канаде. В период с 1960 по 1972 год армия США использовала компактные водяные реакторы для обеспечения удаленных баз в Гренландии и Антарктике. Они были заменены мазутными электростанциями.

ЧАЭС: Устройство реактора РБМК

Общее устройство реактора РБМК

1 – опорная металлоконструкция;

2 – индивидуальные водяные трубопроводы;

3 – нижняя металлоконструкция;

4 – боковая биологическая защита;

5 – графитовая кладка;

6 – барабан-сепаратор;

7 – индивидуальные пароводяные трубопроводы;

8 – верхняя металлоконструкция;

9 – разгрузочно-загрузочная машина;

10 – верхнее центральное перекрытие;

11 – верхнее боковое перекрытие;

12 – система контроля герметичности оболочек твэлов;

13 – главный циркуляционный насос.

В реакторах типа РБМК находится 1661 канал в которых размещены кассеты с ядерным топливом. Ядерное топливо – двуокись урана, который запечен в виде таблеток. Такие таблетки имеют диаметр около одного сантиметра и высотой полтора сантиметра. Таблетки собирают в колону в количестве двухсот штук и загружают в ТВЭЛ. ТВЭЛ – пустотелый циркониевый цилиндр с примесью (1%) ниобия, длинной 3,5 метра и диаметров 13,5 мм. 36 ТВЭЛов собирают в кассету, которая вставляется в канал реактора. Общий вес урана, который при этом загружается в реактор – 190 тонн. В других 211 каналах реактора двигаются стержни-поглотители.

Легководные

На сегодняшний день наиболее распространенным типом ядерного реактора обеспечивающий цепную реакцию на легкой воде. В легководных реакторах вода служит как замедлителем для замедления деления нейтронов, так и теплоносителем для переноса тепла от активной зоны к турбинам для выработки электроэнергии.

Легководные реакторы развились из военно-морской реакторной программы для атомных подводных лодок. Подводные устройства требуют высокой плотности мощности, что обусловлено ограниченностью пространства. Вода легко доступна как для замедления, так и для охлаждения. Эти реакторы также заправляются “в автономном режиме”; другими словами, отключаются для дозаправки, что не является проблемой для подводных лодок, поскольку они должны возвращаться в порт и обслуживаться через регулярные промежутки времени.

Но пока считается что на легкой воде считается оптимальным типом ядерных реакторов для гораздо более крупных наземных гражданских электростанций и обеспечивающих ядерный топливный цикл.

Легководные типы реакторов сегодня составляют подавляющее большинство глобальных установленных мощностей.

В России строились, в основном, легководные реакторы где замедлителем нейтронов и теплоносителем является обычная вода.

Применение атомной энергии

Суть работы всех современных электростанций (исключение – солнечные) – это преобразование механической энергии вращения вала генератора в электрическую. Энергия же вращения производится по-разному. В гидроэлектростанциях это вращение лопаток гидротурбины, а в ветроэнергетике – вращение лопастей ветрового колеса. Но чаще всего, генераторы вращаются паровыми турбинами, пар для которых производится в паровых котлах.

Тепло для котлов с начала XXв производилось сжиганием угля или мазута. Добыча этих ископаемых становилась все дороже, а требовалось их все больше. В середине XXв появилась новая возможность получения тепла в гораздо больших объемах с меньшими затратами – использование энергии распада тяжелых элементов. В атомном реакторе происходит управляемая ядерная реакция распада ядер урана с выделением большого количества тепла, которое и служит для выработки электроэнергии.

Рис. 1. Схема атомной электростанции.

Первая в мире атомная электростанция (АЭС) была построена в 1954 г в СССР, в городе Обнинске. Мощность вырабатываемой электроэнергии составила 5 МВт. В качестве источника энергии использовался уран-235. Это был реактор на тепловых («медленных») нейтронах.

Рис. 2. АЭС в Обнинске.

К сожалению, уран-235 в природном сырье слишком распылен. И его концентрирование (обогащение) обходится все дороже. Поэтому велись разработки реакторов на «быстрых» нейтронах, где можно использовать уран-238, и торий-232, наиболее распространенные в природе. Также такие реакторы являются более безопасными – в них ниже давления и температуры, а отработанное топливо быстрее распадается, теряя радиоактивность.

Но разработка реакторов на быстрых нейтронах имеет ряд трудно разрешимых проблем конструктивного и экономического плана, поэтому в настоящее время в мире работает лишь два таких реактора на Белоярской АЭС, остальные страны остановили или заморозили разработки.

Типы ядерных реакторов

То, как работает АЭС, зависит от того, как именно работает ее атомный реактор. Сегодня есть два основных типа реакторов, которые классифицируются по спектру нейронов: Реактор на медленных нейтронах, его также называют тепловым.

Для его работы используется 235й уран, который проходит стадии обогащения, создания урановых таблеток и т.д. Сегодня реакторов на медленных нейтронах подавляющее большинство. Реактор на быстрых нейтронах.

За этими реакторами будущее, т.к. работают они на уране-238, которого в природе пруд пруди и обогащать этот элемент не нужно. Минус таких реакторов только в очень больших затратах на проектирование, строительство и запуск. Сегодня реакторы на быстрых нейтронах работают только в России.

Теплоносителем в реакторах на быстрых нейтронах выступает ртуть, газ, натрий или свинец.

Реакторы на медленных нейтронах, которыми сегодня пользуются все АЭС мира, тоже бывают нескольких типов.

Организация МАГАТЭ (международное агентство по атомной энергетике) создало свою классификацию, которой пользуются в мировой атомной энергетике чаще всего. Так как принцип работы атомной станции во многом зависит от выбора теплоносителя и замедлителя, МАГАТЭ базировали свою классификацию на этих различиях.

PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением). В странах СНГ такие реакторы называют аббревиатурой ВВЭР. В качестве теплоносителя и замедлителя в них используется обычная вода. Водо-водяные реакторы самые распространенные в мире (около 62% от всех реакторов). Водо-водяные реакторы дешевы и удобны, т.к. вода не воспламеняется, не затвердевает, и ее использование относительно безопасно.
BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор или кипящий водо-водяной реактор. Принцип действия АЭС на таком реакторе очень похож на то, как работает АЭС на ВВЭР. Кипящий реактор также использует обычную воду, его особенность в только том, что пар генерируется сразу в активной зоне. В водо-водяном реакторе сначала нагревается вода, которая позже, спустя несколько этапов, переводится в пар, в кипящих реакторах тепло сразу отдается кипящей воде, которая мгновенно становится горячим паром.Кипящие реакторы достаточно распространены, их 20% от всех атомных реакторов мира.
LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор, ГВР, ВРГ или уран-графитовый реактор. В качестве замедлителя в таком типе реактора используется графит, в качестве теплоносителя – обычная вода. Схема работы АЭС, запущенной впервые в мире, основывалась на графито-водном реакторе. Сегодня такие реакторы используют редко, большинство из них расположены в России.
PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор. В таких реакторах в качестве теплоносителя и замедлителя используется тяжелая вода (D2O), по-другому ее называют тяжеловодородной водой или оксидом дейтерия.

С химической точки зрения оксид дейтерия идеальный замедлитель и теплоноситель, т.к. ее атомы наиболее эффективно взаимодействуют с нейтронами урана по сравнению с другими веществами. Попросту говоря, свою задачу тяжелая вода выполняет с минимальными потерями и максимальным результатом. Однако ее производство стоит денег, в то время как обычную «легкую» и привычную для нас воду использовать куда проще.

Системы безопасности

В течение четырех десятилетий после аварии в 1979 году на на АЭС Три-Майл-Айленд близ, штат Пенсильвания, США основной упор в проектировании реакторов делался на повышение безопасности. Цель состояла в том, чтобы сделать реакторы “полностью безопасными”, так что даже в случае аварии с потерей теплоносителя они все еще могут безопасно охлаждаться. Для таких типов ядерных реакторов, если по какой-либо причине поток охлаждающей воды уменьшается, аварийные насосы быстро включаются. Если они также терпят неудачу, происходит авария потери хладоагента.

Даже если реакции деления будут остановлены полным введением стержней управления, чтобы абсорбировать все нейтроны, много тепла все равно будет генерироваться в ядре от распада короткоживущих побочных продуктов деления цепной реакции. (Как правило, выходная тепловая мощность распада составляет 5-6 % от общей тепловой мощности работающей реакции.) Чем дольше топливо находится в устройстве, тем больше выходная тепловая мощность распада, которая должна быть удалена. Если его не удалять непрерывно, то существует опасность расплавления тепловыделяющих элементов с последующим повреждением корпуса реактора. Безопасность легководного реактора не достаточно обеспечивается высокой плотностью энергии в активной зоне реактора.

Одним из подходов к повышению безопасности является использование пассивных механизмов безопасности, а не использование активных аварийных водяных насосов высокого давления.

Пассивные функции безопасности основаны на естественных физических процессах, так что даже если все активные системы выйдут из строя, ядро не перегреется. Новый реактор другой конструкции, например, опирается на большой резервуар, заполненный холодной борированной водой (т. е. водой, содержащей буру). Если давление в активной зоне остается повышенным, холодная вода циркулирует в результате отрицательной плавучести.

Конвективное охлаждение работает до тех пор, пока требуется охлаждение сердечника. По своей сути эти конструкции даже лучше, чем пассивные системы. Конструкции с галечным слоем упаковывают топливные гранулы в слои керамических материалов, которые имеют более высокие температуры плавления, чем может быть достигнуто даже без охлаждения.

Тип малых реакторов

Если ядерная энергетика когда-либо станет крупным глобальным источником энергии, то она также должна быть освоена большинством стран мира, а не только нынешними технологически развитыми экономиками, на долю которых сегодня приходится почти весь ядерный энергетический потенциал. Одним из предложений является строительство малых реакторов, предназначенных для работы без капитального ремонта, необходимого в течение 30 лет в странах с низкими требованиями к пропускной способности энергосистемы.

Обычные типы ядерных реакторов могут иметь электрическую мощность в один ГВт или более, часто слишком большую для поглощения сетями малых стран.

Разрабатываются малые реакторы предназначенные для использования в населенных пунктах, удаленных от сети, в таких регионах, как Сибирь, где потребность в электроэнергии составляет всего 10 МВт. Для зарубежной эксплуатации они должны были быть погружены в предположительно “защищенную от взлома” капсулу, а затем отправлены производителю в конце срока их эксплуатации. Россия работает над разработкой малых ядерных генераторов как для местных, так и для экспортных рынков.

Трудности с существующими ядерными энергетическими программами

Ядерная энергетика была, безусловно, самым спорным из всех источников энергии.

В 1970-х и 1980-х годах во многих странах развернулись мощные антиядерные движения вокруг вопросов добычи урана, безопасности реакторов и уровня радиации, распространения и удаления ядерных отходов.

Несомненно, из-за аварии на АЭС в 1979 году в США и Чернобыльской катастрофе в 1986 году этим движениям удалось добиться снижения темпов строительства новых атомных электростанций.

Управление ядерным реактором

Основная статья: Управление ядерным реактором

Управление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.

Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном В, Cd и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.

Ядерные реакторы проектируются так, чтобы в любой момент времени процесс деления находился в устойчивом равновесии относительно малых изменений параметров, влияющих на реактивность. Таким образом, случайное изменение скорости ядерной реакции гасится, а вызванное перемещением управляющих стержней или медленным изменением других параметров — приводит к квазистационарному изменению мощности реактора

На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней — система аварийной защиты.

Ядерные реакторы.

Промышленные ядерные реакторы первоначально разрабатывались лишь в странах, обладающих ядерным оружием. США, СССР, Великобритания и Франция активно исследовали разные варианты ядерных реакторов. Однако впоследствии в атомной энергетике стали доминировать три основных типа реакторов, различающиеся, главным образом, топливом, теплоносителем, применяемым для поддержания нужной температуры активной зоны, и замедлителем, используемым для снижения скорости нейтронов, выделяющихся в процессе распада и необходимых для поддержания цепной реакции.

Среди них первый (и наиболее распространенный) тип – это реактор на обогащенном уране, в котором и теплоносителем, и замедлителем является обычная, или «легкая», вода (легководный реактор). Существуют две основные разновидности легководного реактора: реактор, в котором пар, вращающий турбины, образуется непосредственно в активной зоне (кипящий реактор), и реактор, в котором пар образуется во внешнем, или втором, контуре, связанном с первым контуром теплообменниками и парогенераторами (водо-водяной энергетический реактор – ВВЭР). Разработка легководного реактора началась еще по программам вооруженных сил США. Так, в 1950-х годах компании «Дженерал электрик» и «Вестингауз» разрабатывали легководные реакторы для подводных лодок и авианосцев ВМФ США. Эти фирмы были также привлечены к реализации военных программ разработки технологий регенерации и обогащения ядерного топлива. В том же десятилетии в Советском Союзе был разработан кипящий реактор с графитовым замедлителем.

Третий тип реактора, имевший коммерческий успех, – это реактор, в котором и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом тоже природный уран. В начале ядерного века потенциальные преимущества тяжеловодного реактора исследовались в ряде стран. Однако затем производство таких реакторов сосредоточилось главным образом в Канаде отчасти из-за ее обширных запасов урана.

Энергетические установки

Существует несколько видов реакторов этого типа, но широкое применение нашла конструкция на легкой воде. В свою очередь, в ней может использоваться вода под давлением или кипящая вода. В первом случае жидкость под высоким давлением нагревается теплом активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло от первичного контура передается на вторичный, также содержащий воду. Генерируемый в конечном счете пар служит рабочей жидкостью в цикле паровой турбины.

Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения на среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через серию сепараторов и сушилок, расположенных в корпусе реактора, что приводит его в сверхперегретое состояние. Перегретый водяной пар затем используется в качестве рабочей жидкости, вращающей турбину.

Примечания

Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. — М.: Логос, 2008. — 438 с. — ISBN 978-5-98704-272-0.
Круглов А. К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. — М.: ЦНИИатоминформ, 1995. — 380 с. — ISBN 5-85165-011-7.
Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — 351 с. — ISBN 5-283-03836-X.
Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов / Под ред. Г. А. Батя. — М.: Энергоиздат, 1982. — С. 31. — 511 с.
Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М.: Логос, 2010. — 604 с. — 1000 экз. — ISBN 978-5-98704-496-4.
Кириллов П. Л., Богословская Г. П. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. — М.: Энергоатомиздат, 2000. — 456 с. — 1000 экз. — ISBN 5-283-03636-7.
Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер. и доп. — М.: Энергоатомиздат, 1988. — 359 с. — 3400 экз. — ISBN 5-283-03818-1.
Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М.: Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики). — 3000 экз.

Энергетические установки

Безопасность работы АЭС

Узнав принцип работы АЭС мы должны понимать как же устроена безопасность. Устройство АЭС сегодня требует повышенного внимания к правилам безопасности. Затраты на безопасность АЭС составляют примерно 40% от общей стоимости самой станции.

В схему АЭС закладываются 4 физических барьера, которые препятствуют выходу радиоактивных веществ. Что должны делать эти барьеры? В нужный момент суметь прекратить ядерную реакцию, обеспечивать постоянный отвод тепла от активной зоны и самого реактора, предотвращать выход радионуклеидов за пределы контайнмента (гермозоны).

Первый барьер – прочность урановых таблеток

Важно, чтобы они не разрушались под воздействием высоких температур в ядерном реакторе. Во многом то, как работает атомная станция, зависит от того, как «испекли» таблетки из урана на начальной стадии изготовления

Если таблетки с урановым топливом запечь неверно, то реакции атомов урана в реакторе будут непредсказуемыми.
Второй барьер – герметичность ТВЭЛов. Циркониевые трубки должны быть плотно запечатаны, если герметичность будет нарушена, то в лучшем случае реактор будет поврежден и работа остановлена, в худшем – все взлетит на воздух.
Третий барьер – прочный стальной корпус реактора, (та самая большая башня – гермозона) который «удерживает» в себе все радиоактивные процессы. Повредится корпус – радиация выйдет в атмосферу.
Четвертый барьер – стержни аварийной защиты. Над активной зоной на магниты подвешиваются стержни с замедлителями, которые могут за 2 секунды поглотить все нейтроны и остановить цепную реакцию.

Если, несмотря на устройство АЭС с множеством степеней защиты, охладить активную зону реактора в нужный момент не удастся, и температура топлива возрастет до 2600 градусов, то в дело вступает последняя надежда системы безопасности – так называемая ловушка расплава.

Дело в том, что при такой температуре дно корпуса реактора расплавится, и все остатки ядерного топлива и расплавленных конструкций стекут в специальный подвешенный над активной зоной реактора «стакан».

Ловушка расплава охлаждаема и огнеупорна. Она наполнена так называемым «жертвенным материалом», который постепенно останавливает цепную реакцию деления.

Таким образом, схема АЭС подразумевает несколько степеней защиты, которые практически полностью исключают любую возможность аварии.

Цепная реакция и критичность

Физика ядерного реактора деления состоит в том, что цепная реакция определяется вероятностью расщепления ядра после испускания нейтронов. Если популяция последних уменьшается, то скорость деления в конце концов упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в докритическом состоянии. Если же популяция нейтронов поддерживается на постоянном уровне, то скорость деления будет оставаться стабильной. Реактор будет находиться в критическом состоянии. И, наконец, если популяция нейтронов со временем растет, скорость деления и мощность будет увеличиваться. Состояние активной зоны станет сверхкритическим.

Принцип действия ядерного реактора следующий. Перед его запуском популяция нейтронов близка к нулю. Затем операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, увеличивая деление ядер, что временно переводит реактор в сверхкритическое состояние. После выхода на номинальную мощность операторы частично возвращают управляющие стержни, регулируя количество нейтронов. В дальнейшем реактор поддерживается в критическом состоянии. Когда его необходимо остановить, операторы вставляют стержни полностью. Это подавляет деление и переводит активную зону в докритическое состояние.

В словаре Д.Н. Ушакова

Я́РУС, яруса, ·муж.1. Ряд горизонтально расположенных предметов. Уложить мешки в три яруса. Сложить бревна ярусами.2. Этаж во внутреннем помещении театра. Ложа второго яруса.| Этаж в деревянной постройке (·обл. ). Дом в два яруса. Надстроить ярус.3. Пласт земной коры (геол.).II. Я́РУС, яруса, ·муж. (спец.). У беломорских рыбаков — рыболовная снасть для ловли трески в виде длинной веревки (в несколько верст), с укрепленными на ней крючками на поводках.

Как работает реактор

Атомное «пламя» невидимо, так как процессы происходят на уровне деления ядер. В ходе цепной реакции тяжелые ядра распадаются на более мелкие фрагменты, которые, будучи в возбужденном состоянии, становятся источниками нейтронов и прочих субатомных частиц. Но на этом процесс не заканчивается. Нейтроны продолжают «дробиться», в результате чего высвобождается большая энергия, то есть, происходит то, ради чего и строятся АЭС.

Основная задача персонала – поддержание цепной реакции с помощью управляющих стержней на постоянном, регулируемом уровне. В этом его главное отличие от атомной бомбы, где процесс ядерного распада неуправляем и протекает стремительно, в виде мощнейшего взрыва.

На “тяжелой воде”

В Канаде был разработан совершенно иной подход и типы ядерных реакторов. Их цепная реакция деления используют “тяжелую воду” (D₂O, а не H₂O, где дейтерий (D) состоит из одного протона и одного нейрона) в качестве замедлителя и хладагента. D₂O встречается естественным образом как очень малая составляющая обычной воды-одна на каждые 3200 молекул. Преимущество использования тяжелой воды заключается в том, что природный уран может служить топливом для реактора—по сути, вода “обогащается” (химическими и фракционными методами дистилляции), а не ураном. То есть используется менее обогащенный уран.

Еще одним преимуществом типа реакторов на тяжелой воде является то, что они могут быть заправлены в режиме on-line, поэтому их не нужно отключать для дозаправки. Поскольку в реакторах используются тяжелые металлы, они производят больше плутония из своего уранового топлива, что увеличивает риск распространения радиации.

Несколько фактов об атомных реакторах…

Интересно, что один реактор АЭС строят не менее 3х лет! Для постройки реактора необходимо оборудование, которое работает на электрическом токе в 210 кило Ампер, что в миллион раз превышает силу тока, которая способна убить человека.

Одна обечайка (элемент конструкции) ядерного реактора весит 150 тонн. В одном реакторе таких элементов 6.

Водо-водяной реактор

Как работает АЭС в целом, мы уже выяснили, чтобы все «разложить по полочкам» посмотрим, как работает наиболее популярный водо-водяной ядерный реактор. Во всем мире сегодня используют водо-водяные реакторы поколения 3+. Они считаются самыми надежными и безопасными.

Все водо-водяные реакторы в мире за все годы их эксплуатации в сумме уже успели набрать более 1000 лет безаварийной работы и ни разу не давали серьезных отклонений.

Структура АЭС на водо-водяных реакторах, подразумевает, что между ТВЭЛами циркулирует дистиллированная вода, нагретая до 320 градусов. Чтобы не дать ей перейти в парообразное состояние ее держат под давлением в 160 атмосфер. Схема АЭС называет ее водой первого контура.

Нагретая вода попадает в парогенератор и отдает свое тепло воде второго контура, после чего снова «возвращается» в реактор. Внешне это выглядит так, что трубки воды первого контура соприкасаются с другими трубками – воды второго контура, они передают тепло друг другу, но воды не контактируют. Контактируют трубки.

Таким образом, исключена возможность попадания радиации в воду второго контура, которая будет далее участвовать в процессе добычи электричества.

То, как работают АЭС далее, уже хорошо известно — вода второго контура в парогенераторах превращается в пар, пар вращает турбину, а турбина приводит в движение электрогенератор, который вырабатывает электроэнергию.

Устройство реактора

Устройство ядерного реактора представлено на следующем рисунке:

Рис. 2. Устройство атомного реактора.

В рабочей зоне ядерного реактора находятся стержни или пластины из урана или плутония, окруженные теплоносителем, который одновременно является и замедлителем нейтронов (как правило, это тяжелая вода).

Нагретый теплоноситель поступает через трубопровод первого контура в парогенератор, где передает тепло во второй контур, и, охлаждаясь, возвращается в зону реакции.

Вся рабочая зона окружается толстой защитной оболочкой, задерживающей нейтроны и γ-излучение. Таким образом, все критически ответственные и потенциально опасные элементы реактора работают в стабильных условиях закрытого пространства, что повышает надежность и безопасность работы.

Реактор – это уникальная часть атомной электростанции. Но тепло, полученное во втором контуре, используется точно так же, как и в обычных тепловых электростанциях – теплоноситель подается на турбину, вращающую электрические генераторы. Эта тема изучается при изучении электричества.

Рис. 3. Схема АЭС.

Что мы узнали?

Ядерный реактор – это устройство, в котором происходит управляемая цепная реакция распада тяжелых ядер. Управление цепной реакцией производится с помощью частичного введения в зону реакции стержней из вещества, хорошо поглощающего нейтроны. Это позволяет изменять коэффициент размножения нейтронов и скорость цепной реакции.

Вопрос 1 из 5

Начать тест(новая вкладка)

Управление реактором

Вернемся снова к ядерному реактору. Как же он управляется? Помимо твэлов с топливом и замедлителя в нем находятся еще управляющие стержни. Они предназначены для пуска и остановки реактора, поддержания его критического состояния в любой момент его работы и для перехода с одного уровня мощности на другой. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны.

Для того чтобы реактор работал на постоянном уровне мощности, необходимо создать и поддерживать в его активной зоне такие условия, чтобы плотность нейтронов была неизменной во времени. Это состояние реактора и принято называть «критическим состоянием», или просто «критичностью».

Когда активная зона сильно разогревается, в нее опускаются управляющие стержни, которые встают между твэлами и вбирают в себя избыточные нейтроны. Если нужно добавить мощности, управляющие стержни снова поднимают. Если же их опустить на всю длину твэлов, то цепная реакция прекратится, реактор будет заглушен.

Кроме того, на случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, а также возникновения других аварийных режимов, связанных с избыточным энерговыделением в активной зоне реактора, в каждом реакторе предусмотрена возможность экстренного прекращения цепной реакции. В этом случае в центральную часть активной зоны под действием силы тяжести сбрасываются стержни аварийной защиты.

Исследовательские установки

Для проведения научных исследований чаще всего используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в применении водяного охлаждения и пластинчатых урановых топливных элементов в виде сборок. Способен функционировать в широком диапазоне уровней мощности, от нескольких киловатт до сотен мегаватт. Поскольку производство электроэнергии не является основной задачей исследовательских реакторов, они характеризуются вырабатываемой тепловой энергией, плотностью и номинальной энергией нейтронов активной зоны. Именно эти параметры помогают количественно оценить способность исследовательского реактора проводить конкретные изыскания. Маломощные системы, как правило, функционируют в университетах и используются для обучения, а высокая мощность необходима в научно-исследовательских лабораториях для тестирования материалов и характеристик, а также для общих исследований.

Наиболее распространен исследовательский ядерный реактор, строение и принцип работы которого следующие. Его активная зона расположена в нижней части большого глубокого бассейна с водой. Это упрощает наблюдение и размещение каналов, по которым могут быть направлены пучки нейтронов. При низких уровнях мощности нет необходимости прокачивать охлаждающую жидкость, так как для поддержания безопасного рабочего состояния естественная конвекция теплоносителя обеспечивает достаточный отвод тепла. Теплообменник, как правило, находится на поверхности или в верхней части бассейна, где скапливается горячая вода.