Принцип работы ядерного реактора

Содержание

Атомная станция теплоснабжения

Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XXвека, но из-за наступивших в конце 80-х годов экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был.

Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, она снабжает теплом и электричеством посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (они занимаются производством плутония):

• Сибирская АЭС, поставляющая тепло в Северск и Томск.
• Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химического комбинате, с 1964 г．поставляющий тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.

На момент кризиса было начато строительство нескольких АСТ на базе реакторов, аналогичных ВВЭР-1000:

• Воронежская АСТ
• Горьковская АСТ
• Ивановская АСТ (только планировалась)

Строительство этих АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.

В 2006 году концерн «Росэнергоатом» планировал построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах.

Имеется проект, строительства необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем»

Примечания

1. Грешилов А. А., Егупов Н. Д., Матущенко А. М. Ядерный щит. — М.: Логос, 2008. — 438 с. — ISBN 978-5-98704-272-0.
2. Круглов А. К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. — М.: ЦНИИатоминформ, 1995. — 380 с. — ISBN 5-85165-011-7.
3. Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М.: Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — 351 с. — ISBN 5-283-03836-X.
4. 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.
5. 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.
6. Кириллов П. Л., Богословская Г. П. Тепло-массообмен в ядерных энергетических установках. — М.: Энергоатомиздат, 2000. — 456 с. — 1000 экз. — ISBN 5-283-03636-7.
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.
8. Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М.: Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики). — 3000 экз.

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.

Работа ядерного реактора

Фактически внутри ядерного реактора происходят те же самые процессы, что и при ядерном взрыве. Только реальный взрыв происходит за секунды, а в реакторе процессы происходят длительно и под контролем. В результате такой работы все остается целым и невредимым, а человечество получает необходимую энергию. Как мы знаем, ядерной реакцией называют процесс превращения (деления) атомных ядер во время их взаимодействия с элементарными частицами и гамма-квантами. Принцип ядерного реактора заключается в использовании реакций с выделением энергии.Ядерным реактором называют устройство, которое предназначено для поддержания контролируемой ядерной реакции. Зачастую ядерный реактор называют атомным. 

Каждый ядерный реактор состоит из нескольких частей:

• активной зоны с топливом и замедлителем
• отражателя нейтронов
• теплоносителя
• системы управления и защиты.

Топливом в ядерных реакторах служат изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона – это, по сути, котел, через который протекает простая вода, выступающая в качестве теплоносителя. Также теплоносителем может быть «тяжелая вода» или жидкий графит. Однако, их используют довольно редко. Как работает ядерный реактор? Непосредственно электричество вырабатывается аналогичным образом, как и на прочих типах электростанций, то есть методом вращения турбины паром. При этом энергия движения трансформируется в электрическую энергию.Все устройство ядерного реактора базируется на реакциях распада тяжелых ядер урана, в процессе чего формируются более легкие элементы и несколько нейтронов. Эти нейтроны при столкновении с другими ядрами, приводят к их делению. Во время этих реакций количество нейтронов растет лавинообразно.Очень важным фактором является коэффициент размножения нейтронов. К примеру, когда этот показатель больше единицы происходит ядерный взрыв. А если он меньше единицы, то нейтронов слишком мало и реакция прекращается. В тоже время, если поддерживать этот коэффициент на уровне единицы, то реакция будет происходить на протяжении длительного времени и достаточно стабильно. Ученые придумали способ, как это сделать.Внутри реактора топливо располагается в тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это своеобразные стержни, внутри которых расположено ядерное топливо. Данные ТВЭЛы объединены в кассеты, имеющие шестигранную форму. Количество таких кассет в одном реакторе может достигать нескольких сотен. Кассеты с ТВЭЛами находятся в вертикальном положении. Примечательно, что у каждого ТВЭЛа своя система, которая дает возможность регулировать глубину его внедрения в активную зону. Между кассетами находятся управляющие стержни, а также стержни аварийной защиты, которые создают из материала, отлично поглощающего нейтроны. Таким образом, управляющие стержни опускают на разную глубину в активную зону, чем и регулируется коэффициент размножения нейтронов. Предназначение аварийных стержней заключается в заглушении реактора в случае чрезвычайной ситуации.Запуск первого реактора состоялся в 1942 году на территории США. Проектом руководил Ферми.Через 4 года свою работу начал первый советский реактор, запуском которого занимался Курчатов. Первые ядерные реакторы имели форму шара диаметром семь метров. В них не было системы охлаждения, и они обладали совсем небольшой мощностью. Мощность ядерного реактора, созданного Курчатовым, составляла 20 Ватт. На сегодняшний день уровень мощности достигает 5 Гигаватт.

Зарождение атомной энергетики

Первый в мире ядерный реактор был создан в 1942 году в США экспериментальной группой физиков под руководством лауреата нобелевской премии Энрико Ферми. Тогда же ими была осуществлена самоподдерживающаяся реакция расщепления урана. Атомный джин был выпущен на свободу.

Первый советский ядерный реактор был запущен в 1946 году, а спустя 8 лет дала ток первая в мире АЭС в городе Обнинске. Главным научным руководителем работ в атомной энергетике СССР был выдающийся физик Игорь Васильевич Курчатов.

С тех сменилось несколько поколений ядерных реакторов, но основные элементы его конструкции сохранились неизменными.

Модификации ТОЗ-34

Имеется несколько модификаций ружья ТОЗ-34:

• ТОЗ-34Р, версия ружья с резиновым затыльником на прикладе, гильза выдвигается экстрактором
• ТОЗ-34Е, базовая версия ружья с автоматическим выбрасывателем (гильза выбрасывается эжекторным механизмом)
• ТОЗ-34ЕР, версия ружья, которая имеет и резиновый затыльник, и автоматический выбрасыватель (эжекторный механизм)
• ТОЗ-34-5,6/20 комбинированное ружье, имеет нарезной верхний ствол калибром 5,6 мм, нижний ствол гладкий 20 калибра. Ружье предназначалось для промысловой охоты, выпускалось ограниченными партиями.
• ТОЗ-34-5,6/28 комбинированное ружье, похожее на предыдущую версию, тоже имеет нарезной верхний ствол калибром 5,6 мм, нижний ствол гладкий 28 калибра. Ружье предназначалось для промысловой охоты, выпускалось ограниченными партиями.
• ТОЗ-34-55 «Зубр» комбинированное ружье, верхний ствол гладкий 12 калибра, нижний ствол нарезной, калибра 9х53 мм. Ружье штучного исполнения, комплектовалось оптическим прицелом.
• ТОЗ-34-1, одноствольное ружье с гладким стволом 12 калибра, выпущенное в 1995 году.

Классификация и применение ядерных реакторов

Основное применение ядерные реакторы нашли на атомных электростанциях. С их помощью получают электрическую и тепловую энергию в промышленных масштабах. Такие реакторы называют энергетическими.

Широко используются ядерные реакторы в двигательных установках современных атомных подводных лодок, надводных кораблей, в космической технике. Они снабжают электрической энергией двигатели и называются транспортными реакторами.

Для научных исследований в области ядерной физики и радиационной химии используют потоки нейтронов, гамма-квантов, которые получают в активной зоне исследовательских реакторов. Энергия, вырабатываемая ими, не превышает 100 Мвт и не используется в промышленных целях.

Мощность экспериментальных реакторов ещё меньше. Она достигает величины лишь нескольких кВт

На этих реакторах изучаются различные физические величины, значение которых важно при проектировании ядерных реакций

К промышленным реакторам относят реакторы для получения радиоактивных изотопов, используемых для медицинских целей, а также в различных областях промышленности и техники. Реакторы для опреснения морской воды также относятся к промышленным реакторам.

Вперёд >

Как работает атомный реактор?

Принцип действия данного высокотехнологического устройства выглядит следующим образом:

1. При поглощении нейтрона ядерное топливо (чаще всего это уран-235 или плутоний-239) происходит деление атомного ядра;
2. Высвобождается кинетическая энергия, гамма-излучение и свободные нейтроны;
3. Кинетическая энергия преобразуется в тепловую (когда ядра сталкиваются с окружающими атомами), гамма-излучение поглощается самим реактором и превращается также в тепло;
4. Часть из образованных нейтронов поглощается атомами топлива, что вызывает цепную реакцию. Для управления ей используются поглотители и замедлители нейтронов;
5. С помощью теплоносителя (вода, газ или жидкий натрий) происходит отвод тепла от места прохождения реакции;
6. Находящийся под давлением пар от нагретой воды используется для приведения во вращение паровых турбин;
7. С помощью генератора механическая энергия вращения турбин преобразуется в переменный электрический ток.

Что такое ядерный реактор: основное определение и главные комплектующие элементы агрегата

Ядерный реактор – это специальный агрегат, при помощи которого вырабатывается энергия как следствие правильного поддержания контролируемой ядерной реакции. Использовать слово «атомный» в сочетании со словом «реактор» — допускается. Многие вообще считают понятия «ядерный» и «атомный» — синонимами, так как не находят между ними принципиальной разницы. Но представители науки склоняются к более верному сочетанию – «ядерный реактор».

Основными комплектующими в устройстве ядерного реактора считаются следующие элементы:

• Замедлитель;
• Регулирующие стержни;
• Стержни, содержание обогащенную смесь изотопов урана;
• Специальные защитные элементы от радиации;
• Теплоноситель;
• Парогенератор;
• Турбина;
• Генератор;
• Конденсатор;
• Ядерное горючее.

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.

Устройство ЗИЛ-130

Большая Советская Энциклопедия. Том первый. В разделе про автомобиль заглавным стоит изображение со 130-м ЗИЛом и его устройством. Большая Советская Энциклопедия. Том первый. В разделе про автомобиль заглавным стоит изображение со 130-м ЗИЛом и его устройством.

Габаритные размеры: длина/ширина/высота/база	6675/2500/2400/3800 мм
Снаряженная/полная масса	4300/10525 кг
Масса буксируемого прицепа	8000 кг
Максимальная скорость	90 км/ч
Радиус разворота	8,9 м
Топливо/запас топлива	АИ-72/170 л
Расход топлива при скорости 60 км/ч	29 л/100км
ДВИГАТЕЛЬ
Тип	бензиновый
Расположение	спереди, продольно
Конфигурация/число клапанов	V8/16
Рабочий объем	5996 см³
Степень сжатия	6,5
Мощность	110/150 кВт/л.с. при 3200 об/мин
Крутящий момент	401 Н·м при 1800 — 2000 об/мин
ТРАНСМИССИЯ
Тип привода	задний
Коробка передач	М5
Передаточные числа: I/II/III/IV/V/з.х.	7,44/4,10/2,29/1,47/1,00/7,09
Главная передача	6,32
ХОДОВАЯ ЧАСТЬ
Подвеска: спереди/сзади	зависимая рессорная
Рулевое управление	винт-гайка, с гидроусилителем
Тормоза: спереди/сзади	барабанные, пневматические
Шины	260–508(P)

Фото: из архива автора

ЗИЛ-130: вспоминаем жизненный путь легендарного грузовика

Проблемы использования ядерной энергетики

Наряду с очевидными преимуществами ядерной энергетики, нельзя недооценивать масштаб проблем, связанных с эксплуатацией ядерных объектов.

Первая из них — это утилизация радиоактивных отходов и демонтированного оборудования атомной энергетики. Эти элементы обладают активным радиационным фоном, который сохраняется на протяжении длительного периода. Для утилизации этих отходов используют специальные свинцовые контейнеры. Их предполагается хоронить в районах вечной мерзлоты на глубине до 600 метров. Поэтому постоянно ведутся работы по поиску способа переработки радиоактивных отходов, что должно решить проблему утилизации и способствовать сохранению экологии нашей планеты.

Второй не менее тяжелой проблемой является обеспечение безопасности в процессе эксплуатации АЭС. Крупные аварии, подобные Чернобыльской, способны унести множество человеческих жизней и вывести из использования огромные территории.

Авария на японской АЭС «Фукусима-1» лишь подтвердила потенциальную опасность, которая проявляется при возникновении внештатной ситуации на ядерных объектах.

Однако возможности ядерной энергетики столь велики, что экологические проблемы уходят на второй план.

На сегодняшний день у человечества нет иного пути утоления всё нарастающего энергетического голода. Основой ядерной энергетики будущего, вероятно, станут «быстрые» реакторы с функцией воспроизводства ядерного топлива.

в группе ВКонтакте

История создания атомного реактора

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

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

Первый в мире ядерный реактор

Что такое ядерный реактор

Ядерный реактор — это устройство, в котором происходит постоянная контролируемая ядерная реакция с целью получения электроэнергии.

Другими словами, это устройство, внутри которого происходит превращение одного вещества (ядерное топливо) в другое (пар) с выделением огромной тепловой энергии.  

История создания 

Развитие ядерной энергетики связано с именем французского химика Антуана Анри, который занимался изучением урана и обнаружил его радиоактивность. Позже Пьер и Мария Кюри смогли выделить из солей урана полоний и радий. 

Первая ядерная установка была создана в США Э. Ферми в 1942 году. В 1945 году вторым выпущенным в мире реактором стал ZEEP в Канаде. А в 1946 году под руководством И. В. Курчатова ядерный реактор сконструировали и в СССР. Первые такие устройства сильно отличались от современных, они не имели системы охлаждения и обладали минимальной мощностью. Но они дали толчок к развитию атомной энергетики во всем мире. Первая атомная электростанция была построена в Обнинске. 

Устройство реактора, главные комплектующие элементы агрегата

Строение реакторов, независимо от их типа, одинаковое:

1. Активная зона, в которой находятся ядерное топливо и замедлитель быстрых нейтронов. В этой зоне происходит управляемая реакция деления ядер. В качестве замедлителя может использоваться обычная вода, «тяжёлая» вода, жидкий графит и др. 
2. Отражатель нейтронов вокруг активной зоны. 
3. Теплоноситель, который выводит энергию, образующуюся при делении ядер в активной зоне. Теплоносителем может выступать вода, жидкий натрий и др. 
4. Система управления ядерной реакцией. Представляет собой стержни, содержащие кадмий и бор. Для регулирования скорости реакции их при необходимости вводят в активную зону для поглощения лишних нейтронов. 
5. Защитная система, которую делают из бетона с железным наполнителем. Она надежно удерживает нейтроны и радиационное излучение. 
6. Система дистанционного управления. 

Принцип работы 

Работу реакторной установки можно сравнить с функционированием обычной печи. Только используются не уголь и дрова, а ядерное топливо. В отличие от печи, пламени не видно, так как реакция происходит на уровне деления ядер. Ядра распадаются на мелкие частицы, которые в свою очередь становятся источниками образования нейтронов. За счет этого процесса происходит высвобождение большого количества энергии. Освобожденная энергия нагревает воду, преобразуя ее в пар. Пар вращает турбину генератора, преобразуя энергию движения в электроэнергию. 

Данная схема наглядно иллюстрирует принцип работы реакторной установки:

Основной функцией обслуживающего персонала АЭС является регулирование скорости ядерной реакции с помощью системы управления в виде стержней, которые операторы вводят в активную зону.

Как запускают ядерный реактор?

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

Ядерное топливо

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

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

Ядерные реакторы мира

На сегодняшний день в мире работает 447 ядерных реакторов разных типов, вырабатывающих огромный объем энергии – 391 386 МВт. Еще 60 реакторов пребывают в разных этапах возведения. Далее перечислим 10 государств – лидеров в ядерной энергетике:

• на территории США расположено почти 100 работающих реакторов, среди которых самая крупная – Пало-Верде. Кроме этого, 4 американских реактора возводятся. Суммарный уровень мощности достигает 99 535 МВт и удовлетворяет 19,5% общей генерации в стране
• во Франции находится 58 работающих реакторов, а самой крупной является – Гравелин. Суммарнй уровень мощности – 63 130 МВт, что удовлетворяет 76,3% потребности государства
• в Японии расположено 43 действующих реактора, в том числе самая крупная на планете – Касивадзаки-Карива. Суммарный уровень мощности составляет 40 480 МВт
• Китай имеет 35 работающих реакторов, с суммарным уровнем мощности 31 617 МВт, что удовлетворяет примерно 4% потребностей страны. Еще 22 реактора мощностью в 24 166 МВт активно возводятся
• в России тоже 35 реакторов, самой мощной из которых является Балаковская АЭС. Суммарный уровень мощности АЭС России достигает 26 865 МВт
• в Южной Корее 25 реакторов, среди них и вторая по мощности на планете — Йонван (Ханул). Суммарный уровень мощности составляет 23 017 МВт, что удовлетворяет 32% потребности в государстве
• в Индии построено 22 реактора. Общая мощность работающих АЭС Индии равняется 6 219 МВт, что удовлетворяет лишь 3,5% потребностей страны
• Канада располагает 19 реакторами, с совокупной мощностью 13 553 МВт. Этот объем равен 16,6% от суммарной выработки электроэнергии в государстве
• в Украине 15 реакторов. Самая крупная на территории Европы, и третья по мощности в мире – Запорожская АЭС. Суммарный уровень мощности украинских реакторов составляет 13 107 МВт, что удовлетворяет 56,5% от общей электроэнергии.
• на последней строчке в нашем рейтинге находится Великобритания. В этой стране 15 реакторов с общей мощностью 8 883 МВт.

Принцип работы АЭС

Принцип работы атомной электростанции основан на действии ядерного (иногда называемого атомным) реактора – специальной объёмной конструкции, в которой происходит реакция расщепления атомов с выделением энергии.

Существуют различные виды ядерных реакторов:

1. PHWR (также имеет название «pressurised heavy water reactor» — «тяжеловодный ядерный реактор»), используемый преимущественно на территории Канады и в городах Индии. В его основе используется вода, формула которой — D2O. Она выполняет функцию как теплоносителя, так и замедлителя нейтронов. Коэффициент полезного действия близится к 29%;
2. ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). В настоящее время ВВЭР эксплуатируют только в СНГ, в частности, модель ВВЭР-100. Реактор имеет КПД равный 33%;
3. GCR, AGR (графитоводный). Жидкость, содержащаяся в таком реакторе, выступает в роли теплоносителя. В данной конструкции замедлитель нейтронов — графит, отсюда и название. КПД составляет около 40%.

По принципу устройства реакторы также делят на:

• PWR (pressurised water reactor) – устроен так, что вода, находящаяся под определенным давлением, замедляет реакции и подает тепло;
• BWR (сконструирован таким образом, что пар и вода находятся в главной части устройства, не имея водяного контура);
• РБМК (канальный реактор, имеющий особенно большую мощность);
• БН (система работает за счет быстрого обмена нейтронами).

Устройство и структура атомной электростанции. Как работает АЭС?

Устройство АЭС

Типичная атомная электростанция состоит из блоков, внутри каждого из которых размещены различные технические приспособления. Самый значимый из таких блоков – комплекс с реакторным залом, обеспечивающий работоспособность всей АЭС. Он состоит из следующих устройств:

• реактора;
• бассейна (именно в нем хранят ядерное топливо);
• машины, перегружающие топливо;
• БЩУ (щит управления в блоках, с помощью него за процессом деления ядра могут наблюдать операторы).

Помимо прочего, имеется блок с бассейнами для отработанного топлива и специальные блоки, предназначенные для охлаждения (они называются градирнями). Кроме того, для охлаждения применяются распылительные бассейны и природные водоемы.

Принцип работы АЭС

На всех без исключения АЭС существует 3 этапа преобразования электрической энергии:

• ядерная с переходом в тепловую;
• тепловая, переходящая в механическую;
• механическая, преобразовывающаяся в электрическую.

Уран отдает нейтроны, вследствие чего происходит выделение тепла в огромных количествах. Горячая вода из реактора прокачивается насосами через парогенератор, где отдает часть тепла, и снова возвращается в реактор. Поскольку эта вода находится под большим давлением, она остается в жидком состоянии(в современных реакторах типа ВВЭР около 160 атмосфер при температуре ~330 °C). В парогенераторе это тепло передается воде второго контура, которая находится под гораздо меньшим давлением (половина давления первого контура и менее), поэтому закипает. Образовавшийся пар поступает на паровую турбину, вращающую электрогенератор, а затем в конденсатор, где пар охлаждают, он конденсируется и снова поступает в парогенератор. Конденсатор охлаждают водой из внешнего открытого источника воды (например, пруда-охладителя).

И первый и второй контур замкнуты, что снижает вероятность утечки радиации. Размеры конструкций первого контура минимизированы, что также снижает радиационные риски. Паровая турбина и конденсатор не взаимодействуют с водой первого контура, что облегчает ремонт и уменьшает количество радиоактивных отходов при демонтаже станции.

См. также

[править] Перспективы развития атомной энергетики

Будущие перспективы атомной энергетики

Планы изменения программ ядерной энергетики в 30 странах с действующими АЭС:

• Строят новые блоки: Республика Корея, Япония, Бразилия, Франция, Индия, Финляндия, Китай, Украина, Пакистан, США, Аргентина, Словакия, Российская Федерация.
• Планируют и строят новые блоки: Китай, Пакистан, Индия, США, Российская Федерация, Республика Корея, Япония, Финляндия.
• Планируют строительство новых блоков: Южная Африка, Исламская Республика, Венгрия, Чешская Республика, Иран, Румыния, Канада, Соединенное Королевство.
• Отказываются от проектировки новых блоков: Швейцария, Испания, Бельгия.
• Лишь Германия закрывает все существующие энергоблоки.

Прогнозы производства электроэнергии АЭС.

Небольшие изменения в политике ядерной энергетики

Резкое уменьшение мощности атомной энергетики прогнозируется к 2040 году, а затем возвращение к настоящим показателям к 2050 году. Уменьшение мощностей предполагается в западной, южной и северной частях Европы, и в Северной Америке. Незначительное увеличение ожидается на западе Азии и в Африке. Исключением является западная и центральная Азия, в этом регионе прогнозируется существенный рост. Действующих реакторов около 447 возраст половины из них выше 30 лет. Приведенные прогнозы свидетельствуют о том, что к 2050 году значительного изменения установленной мощности не произойдет.

Сравнение высокого и низкого изменения экономики

Несмотря на незначительное изменение мощности атомной энергетики, мировой объём ядерной генерации электроэнергии, все же повышается, хоть и очень медленно. Даже при таких показателях производство электричества на атомных станциях Азии растет достаточно быстро. Согласно данным прогнозам уровень ядерной энергетики по производству электроэнергии повысится на 2,4 % к 2030 году, к 2040 году на 3,4 %, а к 2050 года на 3,7 %.

За 2015 год в мире было произведено 55 975 тонн урана, этого достаточно, чтобы обеспечить 99 % годовых потребностей всех реакторов мира. Остальные реакторы существовали на уране, который был добыт ранее. Такая ресурсная база способна оправдать спрос на ядерную энергетику ожидаемый в 2030 году. Но для более высокого спроса необходимы новые средства, позволяющие обеспечить новыми ресурсами АЭС для увеличения производства ядерного топлива.

Инновации: усовершенствованные реакторы и топливные циклы.

Самым ярким примером современного существующего усовершенствования АЭС является Блок № 4 Белоярской АЭС с реактором БН-800, то есть электрическая мощность реактора на быстрых нейтронах составляет 880 МВт. Он сдан в эксплуатацию 10 декабря 2015 года. Появление данного реактора является историческим событием для России, этот проект берет начало с первой половины 80-х годов ХХ века. Данные реакторы имеют большие преимущества для развития атомной энергетики, так как они обеспечивают замыкание ядерного топливного цикла, что свидетельствует о полном использовании уранового сырья, следовательно, экономии топливной базы ядерной энергетики. Плюс появится возможность уменьшения объёмов радиоактивных отходов.

До 2050 года быстрые реакторы скорее всего не будут играть главной роли, но станут важнее, позднее, когда для обеспечения энергетической устойчивости будет необходимо сокращение до минимума отходов производства и эффективное использование ресурсов урана.

Также явный прогресс в проектировании и создании пунктов захоронения высокоактивных отходов приведет к общественному и политическому признанию ядерной энергетики. Более положительное восприятие обществом данных технологий характерно для стран, с явными планами на уничтожение отходов и показан прогресс в создании работающих пунктов захоронения высокоактивных отходов. В ноябре 2015 года была одобрена первая лицензия на строительство подобного пункта захоронения отработанного топлива атомной станции «Онкало» в Финляндии, и начато строительство уже в декабре 2016 года. Летом 2016 года правительство Швейцарии разрешило строительство второго глубокого ядерного захоронения отходов на АЭС «Форсмарк». Также во Франции сейчас готовится следующая заявка на разрешение строительства ещё одного захоронения отходов со средней и высокой радиоактивностью на станции «Сижео».

Видео по теме

Отзывы

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.

Устройство ядерного реактора

На данный момент имеется два типа:

• ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор);
• РБМК (реактор большой мощности канальный).

Их отличие состоит в том, что второй считается кипящим, а первый использует воду с давлением в 120 атмосфер.

Схема ядерного реактора ВВЭР 1000. 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни.

Каждый реактор отдаленно напоминает котел, через который проходит тепло в виде жидкости 75%, жидкого графита 20%, тяжелой воды 5%. В целях эксперимента к смеси добавляли бериллий и углеводород.

Определение 3

ТВЭЛ – это тепловыделяющий элемент в виде стержней с циркониевой оболочкой и ниобийным легированием, где и располагаются таблетки из диоксида урана.

Нужна помощь преподавателя?
Опиши задание — и наши эксперты тебе помогут!

Описать задание

ТВЭЛ реактора РБМК. Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

Катастрофа ХХІ века и её последствия

«Фукусима-1»

В марте 2011 года северо-восток Японии поразило землетрясение, вызвавшее цунами, которая в итоге повредила 4 из 6 реакторов АЭС «Фукусима-1».

Менее чем через два года после трагедии официальное количество погибших в катастрофе превышало 1500 человек, в то время как 20 000 человек до сих пор считаются пропавшими без вести, а еще 300 000 жителей были вынуждены оставить свои дома.

Были и пострадавшие, которые оказались не способны покинуть место происшествия из-за огромной дозы излучения. Для них была организована незамедлительная эвакуация, продолжавшаяся 2 дня.

Тем не менее, с каждым годом методы предотвращения аварий на АЭС, а также нейтрализации ЧП совершенствуются – наука неуклонно идёт вперёд. Тем не менее, будущее явно станет временем расцвета альтернативных способов получения электроэнергии — в частности, логично ожидать появления в ближайшие 10 лет орбитальных солнечных батарей гигантского размера, что вполне достижимо в условиях невесомости, а также прочих, в том числе революционных технологий в энергетике.

Автор статьи:
Никифоров Владислав