Ядерные реакторы

Размещено на http://www.allbest.ru/

Содержание

Введение

1. История создания

2. Классификация ядерных реакторов

2.1 Классификация по характеру использования

2.2 Классификация по спектру нейтронов

2.2.1 Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)

2.2.2 Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

2.2.3 Реактор на промежуточных нейтронах

2.2.4 Реактор со смешанным спектром

2.3 Классификация по размещению топлива

2.4 Классификация по виду топлива

2.5 Классификация по степени обогащения

2.6 Классификация по химическому составу

2.7 Классификация по виду теплоносителя

2.8 Классификация по роду замедлителя

2.9 Классификация по способу генерации пара

3. Устройство атомного реактора

3.1 Реактор на тепловых нейтронах

3.2 Гомогенные реакторы

3.3 Гетерогенные реакторы

3.4 Газоохлажаемые реакторы

4. Ядерные отходы реактора

Заключение

Список литературы



Введение

атомный реактор ядерный топливо

Основным прикладным результатом фундаментальных исследований в ядерной физике явилось становление атомной энергетики. Производимая в ядерных реакторах энергия составляет около 6% всего мирового производства энергии. В некоторых странах (Франция, Швеция ) атомные электростанции дают более половины всей электроэнергии. Однако развитие атомной энергетики породило и общественные проблемы, которые наиболее ярко проявились в трагической Чернобыльской катастрофе. После Чернобыля опасность для здоровья людей и окружающей среды, связанная с ядерной энергетикой, вызвала обоснованная негативную реакцию общественного мнения. Возникшие при этом вопросы относились не только к промышленникам и политикам, но и к научному сообществу физиков, работающих в области ядерной физики и физики элементарных частиц. В конце концов выяснилось, что физики разработали ядерный реактор, который, как оказалось, может выйти из-под контроля. Поэтому задача развития безопасной ядерной энергетики, проведение фундаментальных исследований по этой тематике в последние годы привлекают повышенное внимание.

Ядерным (или атомным) реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер. Ядра урана, особенно ядра изотопа ²³⁵ U, наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны. Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых. Поэтому в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициента размножения нейтронов. Эти реакторы получили название гетерогенных реакторов. Уже давно известен возможный вариант безопасной ядерной энергетики - освоение управляемого термоядерного синтеза. Однако, несмотря на принципиальную осуществимость этой программы, до сих пор перед исследователями стоят ещё не преодолённые технологические трудности. Для завершения программы исследований по управляемому термоядерному синтезу необходимы большие материальные вложения и значительное время. В то же время также достаточно давно известен и другой вариант безопасной энергетики, основанный на работе ядерного реактора в подкритическом режиме, для чего требуется облучение реактора потоком нейтронов. Эти нейтроны могут быть получены с помощью интенсивных пучков протонов или более тяжелых ядер. В последние годы работа в этом направлении значительно активизировалась как в область фундаментальных исследований, так и в разработке конкретных проектов установок, производящих энергию.



1. История создания

В истории создания ядерных реакторов можно проследить три этапа. На первом этапе определились необходимые и достаточные условия протекания самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления. На втором этапе были установлены все физические эффекты, способствующие и препятствующие протеканию самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления, т.е. ускоряющие и замедляющие этот процесс. И, наконец, были проведены количественные расчеты, касающиеся конструкции реактора и протекающих в нем процессов.

Создание ядерных реакторов было решением одной из составных задач общей атомной проблемы.

Первый в мире реактор СР-1 (Chicago Physics) был спроектирован и сконструирован Э.Ферми в сотрудничестве с Андерсоном, Цинном, Л. Вудс и Дж. Вайлем и размещался в теннисном зале под трибунами стадиона Чикагского университета. Реактор начал работать 2 декабря 1942 г. при расчетной начальной мощности 0,5 Вт. В первый урановый реактор СР-1 было загружено 6 т металлического урана и некоторое количество (точно не известно) окиси урана из-за недостатка урана в чистом виде.

Реактор должен был иметь сферическую форму и составлялся из горизонтальных слоев блочного графита, которые располагались между подобными же слоями из перемежающихся блоков графита и урана, охлаждаемых воздухом. Критическое состояние реактора, при котором потеря нейтронов компенсировалась их производством (созданием), было достигнуто, когда сферу построили на три четверти, в результате чего реактор так и не получил окончательной формы правильного шара.

Через 12 дней мощность была доведена до 200 Вт и дальнейшее повышение мощности сочли рискованным из-за генерированного установкой опасного излучения. Реактор переместили за пределы города в Аргоннскую лабораторию, где он был снова смонтирован и снабжен защитным экраном.

Реактор регулировался вручную при помощи кадмиевых стержней, поглощающих избыток нейтронов и расположенных в специальных каналах. Кроме того, были предусмотрены два аварийных стержня и стержень автоматического управления.

Первая опытная установка позволила провести экспериментальное исследование процесса получения плутония, которое привело к заключению, что этот способ дает реальную возможность его изготовления в количествах, достаточных для создания атомной бомбы. В 1943 г. в Аргоннской национальной лаборатории для экспериментальных исследований был построен точно такой же реактор СР-2, но с критическим размером в форме куба, а в 1944 г. - еще один реактор СР-3, в котором замедлителем служила тяжелая вода, что позволило значительно уменьшить размеры реактора по сравнению с предыдущими.

В графитовом кубе реактора СР-2 были расположены в виде решетки блоки урана или его окиси. Графитовые блоки выполняли одновременно роль замедлителя и строительного материала реактора, имели квадратное поперечное сечение со стороной 10,5 см и были неодинаковыми по длине, которая в большинстве случаев составляла 39,9 см. В некоторых блоках были сделаны два симметрично расположенных отверстия с расстоянием между центрами 21 см. В эти отверстия вставлялись урановые блоки в виде цилиндров диаметром 5,7 см и весом около 2,7 кг. Реактор, сложенный из перемежающихся горизонтальных слоев из графитовых блоков с ураном и без урана (прокладок), достиг критического состояния во время укладки 50-го слоя. Затем наверху уложили четыре дополнительных слоя чистых графитовых блоков, исполняющих функцию отражателя нейтронов, затем слой свинца толщиной 15,2 см и слой дерева толщиной 3,3 м. Боковую поверхность реактора окружили аналогичной защитой. Наружные размеры реактора составляли: ширина - 10 м, высота - 7 м, а общий вес превышал 1400 т. Реактор содержал 3200 блоков металлического урана и 14500 блоков окиси урана, что эквивалентно примерно 52 т урана. Графитовая часть реактора весила около 472 т. Металлический уран располагался в центре реактора и образовывал центральную решетку шириной 4,3 м, глубиной 3,3 м и высотой 3,3 м, находившуюся между 16-м и 18-м слоями реактора. Блоки окиси урана распределялись по внешней части активной зоны реактора, где поток нейтронов меньше и поэтому слабее паразитное поглощение нейтронов кислородом.

Из-за отсутствия системы охлаждения максимальная безопасная мощность реактора составляла 200 Вт, но на короткое время мощность можно было повышать до 100 кВт. В реакторе использовались пять управляющих стержней длиной 5,6 м из бронзы, покрытые кадмием. Три из этих стержней были аварийными, один стержень служил для грубой регулировки и еще один для точной регулировки потока нейтронов и мощности реактора.

В конце 1945 г. в Москве на территории Лаборатории № 2 АН СССР было начато строительство здания для физического реактора Ф-1, а в начале 1946 г. началось проектирование первого промышленного реактора и связанного с ним плутониевого комбината в Челябинске-40. В декабре 1946 г. на исследовательском уран-графитовом реакторе Ф-1 под руководством И.В. Курчатова была впервые в Европе осуществлена самоподдерживающая цепная реакция. Пуск реактора Ф-1, который до сих пор служит науке, дал возможность измерить необходимые ядерные константы, выбрать оптимальную конструкцию первого промышленного реактора, исследовать вопросы регулирования и радиационной безопасности.

В историю физики ХХ века вошел и первый в Европе ядерный реактор, созданный в СССР и испытанный лично И.В. Курчатовым в декабре 1946 года. Его мощность достигала уже 4000 кВт, что давало возможность на базе полученного опыта создавать промышленные реакторы. Сам реактор располагался в бетонированном котловане, на дно которого были уложены восемь слоев графитовых брусков. Над ними укладывались слои с отверстиями-гнездами, куда были вставлены блоки из урана. Были также сделаны три канала для кадмиевых стержней, обеспечивающих регулирование реакции и ее аварийную остановку, и ряд горизонтальных каналов различной формы и размеров для измерительной аппаратуры и экспериментальных целей. Общее число слоев из графитовых брусков составило шестьдесят два.

В 1947 году на этом реакторе удалось получить первые дозы не встречающегося в природе плутония, являющегося, подобно урану, ядерным горючим, притом в количествах, достаточных для изучения основных физических характеристик его ядра. Первый в СССР промышленный реактор для получения плутония был запущен Курчатовым в июне 1948 года.

В середине 40-х годов ХХ века в Лос-Аламосской научной лаборатории (США) была поставлена задача создания опытного быстрого реактора с плутониевым топливом, демонстрирующего возможность производства электроэнергии. Этот реактор под названием «Клементина» имел объём активной зоны, состоящей из металлического плутония, 2,5 л и охлаждался ртутью. Сборка реактора началась в 1946 г., критичность была достигнута в ноябре 1946 г. Энергетический пуск состоялся в марте 1949 г. Реактор работал на мощности 25 кВт (тепл.).

Реактор «Клементина» был первым реактором на быстрых нейтронах, а также первым, в котором в качестве топлива использовался плутоний-239. Активная зона в виде цилиндра высотой 15 см и диаметром 15 см состояла из вертикальных топливных стержней в стальной оболочке. Замедлитель, естественно, отсутствовал. Отражателем служили металлический уран и сталь. Ртутный теплоноситель обладал пренебрежимо малым сечением захвата медленных нейтронов. Управление реактором осуществлялось при помощи стержней, удаляющих некоторое количество урана из отражателя, так как бор или кадмий, используемые в реакторах на тепловых нейтронах, непригодны для реакторов на быстрых нейтронах.

В Аргоннской национальной лаборатории (США) независимо от описанных исследований проводились работы по созданию экспериментального реактора-размножителя EBR-1 на быстрых нейтронах. Главной целью этого проекта была проверка концепции атомной электростанции с реактором на быстрых нейтронах в качестве энергетического блока. К созданию реактора приступили в 1951 г., а критичность была достигнута в августе 1951 г. В декабре 1951 г. впервые за счёт ядерной энергии был получен электрический ток при мощности реактора 200 кВт (эл.). Топливные элементы реактора представляли собой трубки из нержавеющей стали, содержащие высокообогащенный металлический уран, охлаждение активной зоны осуществлялось прокачиванием через нее сплава натрия и калия. Отражатель состоял из двух частей: нескольких стержней природного металлического урана, окружающих активную зону, и нескольких клинообразных блоков из того же материала. Управление реактором осуществлялось введением стержней металлического урана во внешний отражатель и выведением их из него.

Реактор одновременно вырабатывал энергию, выделяющуюся при делении под действием быстрых нейтронов, и воспроизводил делящийся материал. Строго говоря, реактор-размножитель должен использовать тот же делящийся материал, который в нем производится, например плутоний-239 в реакторах с ураном-238 в качестве сырья для производства вторичного топливного материала (плутония). Однако в настоящее время в качестве делящегося материала во многих реакторах на быстрых нейтронах используют уран-235. В реакторах на быстрых нейтронах теплоноситель не должен содержать элементов с малым массовым числом, так как они будут замедлять нейтроны. Интенсивный отвод тепла из активной зоны малого размера требует теплоносителя с исключительно высокими теплоотводящими свойствами.

Только одно вещество - жидкий натрий - удовлетворяет этим условиям.

Анализ топливных материалов отражателя реактора EBR-1 после его работы в течение некоторого времени показал, что достигнутый коэффициент воспроизводства, т.е. отношение количества полученного плутония-239 к количеству израсходованного урана-235, несколько превышает 100%. Поскольку условия в реакторе не были идеальными, то посчитали, что воспроизводство плутония-239 должно быть практически выгодно. Это было подтверждено в Великобритании экспериментами на реакторе на быстрых нейтронах очень малой мощности (2 Вт), в котором топливом служил плутоний-239. Было обнаружено, что на каждое разделившееся ядро плутония приходится примерно два вновь образовавшихся. Таким образом, выигрыш при воспроизводстве получается довольно значительным. В конечном счете таким реакторам должна принадлежать главная роль в программе развития ядерной энергетики.



2. Классификация ядерных реакторов

2.1 Классификация по характеру использования

1. Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным).

2. Транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения -- морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике.

3. Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.

4. Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов.

5. Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239Pu. Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды.



2.2 Классификация по спектру нейтронов

2.2.1 Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)

Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор») -- ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии -- «теплового спектра». Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа 235U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).

Ядерные энергетические реакторы (ЯЭР), работающие на тепловых нейтронах делятся на два типа:

· корпусные

· канальные

Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя быстрых нейтронов, образующихся при цепной реакции деления атомных ядер, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. В качестве замедлителя применяют графит, а также органические жидкости и воду, которые одновременно могут служить и теплоносителем. Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.

Атомные реакторы на тепловых нейтронах различаются между собой главным образом по двум признакам: какие вещества используются в качестве замедлителя нейтронов и какие в качестве теплоносителя, с помощью которого производится отвод тепла из активной зоны реактора. Наиболее часто на АЭС применяют 4 типа реакторов на тепловых нейтронах:

1) водо-водяные с обычной водой в качестве замедлителя и теплоносителя (рисунок 1)

Рисунок 1 Схема устройства АЭС с водо-водяным реактором

2) графито-водные с водяным теплоносителем и графитовым замедлителем (рисунок 2)



Рисунок 2 Схема АЭС с канальным уран-графитовым реактором

3) тяжеловодные с водяным теплоносителем и тяжёлой водой в качестве замедлителя

4) графито-газовые с газовым теплоносителем и графитовым замедлителем.

2.2.2 Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)

Реакторы на быстрых нейтронах гораздо более эффективно используют уран (приблизительно в 60 раз). Этот тип реакторов может работать на плутониевом топливе, произведенном в обычных реакторах, и эксплуатироваться в замкнутом цикле с собственным заводом по переработке отработанного топлива. Они могут быть сконструированы так, чтобы производить больше делящихся изотопов (239Pu, 241Pu), чем используют ? реакторы размножители (бридеры). Использование бридеров позволит обеспечить нас энергией на многие миллионы лет. Однако быстрые реакторы дороже и в постройке и в эксплуатации. Их неоспоримое преимущество перед реакторами на медленных нейтронах заключается в том, что они позволяют сжигать актиниды, которые составляют долгоживущую и высокоактивную часть ядерных отходов реакторов на медленных нейтронах.

У быстрых реакторов нет замедлителей. Однако, хотя сечения деления U-235 и Pu-239 меньше, для быстрых нейтронов, они делятся и в мэвной области. Таким образом, если обогатить топливо, то можно обеспечить цепную реакцию и на быстрых нейтронах. В случае быстрых нейтронов для реализации цепной реакции необходимо больше делящихся изотопов. Обычно быстрые реакторы в качестве базового топлива используют плутоний. При делении 239Pu выделяется на 25% больше нейтронов, чем у 235U. Таким образом, при делении 239Pu получается столько нейтронов (даже с учетом потерь), чтобы не только поддерживать цепную реакцию, но и конвертировать 238U в 239Pu. В обычном реакторе отношение делящихся ядер к "новым" делящимся ядрам приблизительно 0.6. В быстрых реакторах это отношение может быть больше 1. Таким образом, запустив быстрый реактор, заложив в него достаточное количество делящихся изотопов, в результате бридинга через некоторое время в него можно будет добавлять естественный и даже обедненный уран.

Использование бридера позволяет снабжать топливом один или несколько реакторов на медленных нейтронах. Меняя материал бланкета, быстрый реактор может и не быть бридером, например, если у него заменить урановые бланкеты на стальные рефлекторы. В этом случае он применяется, чтобы сжигать оружейный плутоний и другие трансураны.

У быстрых реакторов отрицательный температурный коэффициент ? при увеличении температуры цепная реакция затухает и при потере теплоносителя реакция прекращается.

2.2.3 Реактор на промежуточных нейтронах

Реактор на промежуточных нейтронах -- ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны с энергией 0,025 - 1000 эВ.

Концентрация делящихся веществ в активной зоне реактора на промежуточных нейтронах такова, что быстрые нейтроны перед поглощением замедляются до энергии 1--1000 эВ. Например, отношение ядер бериллия и 235U в таких реакторах лежит в пределах от 150 до 250.

Энергетические реакторы на промежуточных нейтронах применяют сравнительно редко по двум причинам. Эти реакторы требуют высокой степени обогащения ядерного топлива по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Во-вторых, в активной зоне такого реактора на один захват нейтрона испускается не более 1,5--2,0 нейтронов. Поэтому в реакторах на промежуточных нейтронах невозможно осуществить расширенное воспроизводство ядерного топлива, как в реакторе-размножителе на быстрых нейтронах.

Реакторы на промежуточных нейтронах используют как исследовательские реакторы, так как в них удается получить очень высокую плотность потока нейтронов. Например, максимальная плотность потока нейтронов в реакторе СМ-2, построенном в СССР равна 3,3·1019 нейтр./(м2·с).

Однако на некоторых проектах подводных лодок СССР устанавливались реакторы на промежуточных нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, которые зарекомендовали себя с хорошей стороны.

2.2.4 Реактор со смешанным спектром

Реактор со смешанным спектром -- реактор, в котором спектр нейтронов сильно различается в разных частях реактора. В этом случае однозначная классификация реактора затруднительна. Наиболее перспективный вариант реактора со смешанным спектром -- это реактор на тепловых нейтронах с ТВЭЛами достаточно большого диаметра. В реакторе с такой геометрией внутри ТВЭЛов спектр нейтронов соответствует реактору на быстрых нейтронах, а нейтронное поле в целом -- реактору на тепловых нейтронах. В реакторе с такой геометрией регенерация топлива происходит на быстрых нейтронах, что позволяет увеличить коэффициент регенерации ядерного топлива. Вместе с тем система управления у такого реактора не отличается от системы управления обычного реактора на тепловых нейтронах.

Недостатком такой конструкции является трудность теплосъёма с ТВЭЛов большого диаметра (десятки сантиметров). Практических реализаций в настоящее время нет.

2.3 Классификация по размещению топлива

Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;

Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

2.4 Классификация по виду топлива

· изотопы урана 235, 238, 233 (235U, 238U, 233U)

· изотоп плутония 239 (239Pu), также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U (MOX-топливо)

· изотоп тория 232 (232Th) (посредством преобразования в 233U)



2.5 Классификация по степени обогащения

· природный уран

· слабо обогащенный уран

· высоко обогащенный уран

2.6 Классификация по химическому составу

· металлический U

· UO2 (диоксид урана)

· UC (карбид урана) и т. д.

2.7 Классификация по виду теплоносителя

· H2O (вода)

· Газ

· D2O (тяжёлая вода)

· Реактор с органическим теплоносителем

· Реактор с жидкометаллическим теплоносителем

· Реактор на расплавах солей

· Реактор с твердым теплоносителем

2.8 Классификация по роду замедлителя

· С (графит)

· H2O (вода)

· D2O (тяжёлая вода)

· Be, BeO

· Гидриды металлов

· Без замедлителя

2.9 Классификация по способу генерации пара

· Реактор с внешним парогенератором

· Кипящий реактор



3. Устройство атомного реактора

3.1 Реактор на тепловых нейтронах

Рассмотрим основные особенности реактора, работающего на медленных (тепловых) нейтронах в режиме атомной электростанции (АЭС). Тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель, теплоноситель и корпус. Активная зона - центральная часть реактора, в которой протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления и выделяется энергия. Корпус ядерного реактора - герметичный резервуар, предназначенный для размещения в нем активной зоны и других устройств, а также для организации безопасного охлаждения ядерного топлива потоком теплоносителя.

Рисунок 3 Схема активной зоны «медленного» реактора

В качестве горючего обычно используется уран-235 в смеси с ураном-238 (обсуждение особенностей применения в качестве горючего разных делящихся нуклидов обсуждено в других лекциях). Может использоваться природный уран (например, в тяжеловодных реакторах), но, как правило, применяют низко обогащенный уран (в энергетических реакторах на тепловых нейтронах, обогащение до 4,4%) либо высоко обогащенный (до 40%) уран (в транспортных реакторах). Количество потребляемого в реакторе топлива пропорционально мощности реактора. При делении 1 г 235U высвобождается 1 тыс. кВт/день. Для получения такого количества тепловой энергии необходимо сжечь 3 т угля или 3 тыс. л нефти. Для гетерогенных уран-графитовых ядерных реакторов минимальное необходимое количество природного урана составляет 45 т, а 6 графита - 450 т. В ядерном реакторе происходит быстрая смена поколений нейтронов. Среднее время жизни нейтронов в реакторах разных типов 10-3 - 10-8 с. Между мощностью ядерного реактора и скоростью протекания в нем цепной реакции деления ядер существует определенное соотношение: в реакторе тепловой мощностью 1 МВт происходит 3,3. 1016 дел./сек. Ядерное горючее в реакторах может быть распределено в активной зоне гомогенно или гетерогенно. В последнем случае топливо в реакторе располагается в виде тепловыделяющих элементов (TВЭЛов), образующих решетку в среде замедлителя и теплоносителя. В связи с этим, по расположению в активной зоне делящегося вещества и замедлителя все реакторы принято делить на гетерогенные (неоднородные) и гомогенные (однородные).

3.2 Гомогенные реакторы

Гомогенный реактор - реактор, активная зона которого представляет собой гомогеннуюразмножающую среду (однородную смесь). В таком реакторе топливо и замедлитель (возможно, и другие компоненты активной зоны) находятся либо в растворе, либо в достаточно равномерной смеси, либо пространственно разделены, но так, что разница в потоках нейтронов любых энергий в них несущественна.

В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (если они есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии, т.е. активная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую, твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находится внутри стального сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава (например, раствор уранилсульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте), который одновременно выполняет и функцию теплоносителя.

Гомогенное ядерное горючее может представлять собой водные растворы солей урана иплутония, расплавы солей или металлов (например, сплавы U, Pu, Th с Pb, Bi, Sn и пр.).

Гомогенное ядерное горючее одновременно является теплоносителем реактора и непрерывно циркулирует через теплообменник. Продукты деления распределены равномерно по всему объему жидкой фазы. Особым случаем гомогенного ядерного горючего является дисперсное топливо, представляющее собой, например, взвесь частиц окиси урана в водном растворе. Ввиду малого размера частиц в таком топливе происходит обеднение дисперсной фазы продуктами деления.

Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутри сферического корпуса реактора, в результате температура раствора повышается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом направляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд преимуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция активной зоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.

Однако гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь, циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая часть - во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее дожигания. Все это привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого распространения.

3.3 Гетерогенные реакторы

В гетерогенных реакторах ядерное топливо в виде блоков размещено в замедлителе, т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены. Горючее и замедлитель представляют собой неоднородную среду для нейтронов.

Гетерогенный реактор имеет активную зону в виде гетерогенной размножающей среды. В таком реакторе топливо в виде цилиндрических стержней(или пластин) выделено пространственно так, что создает основу решетки активной зоны- системы топливных и других материалов, расположенных в определенной периодической последовательности.

Тепловыделяющий элемент, ТВЭЛ- герметично заваренная заглушками трубка, с таблетками топлива.

Топливная кассета - конструкция из таблеток урана и собирающего вместе с ними корпуса толщиной10-20 см и длиной в несколько метров, являющаяся выделителем энергии за счет распада урана. Материалом корпуса обычно является цирконий.

В настоящее время для энергетических целей проектируют только гетерогенные реакторы.

Ядерное топливо в таком реакторе может использоваться в газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако сейчас гетерогенные реакторы работают только на твердом топливе.

Как правило, ТВЭЛы, являющиеся основными элементами активной зоны, объединяются в тепловыделяющие сборки, ТВС. ТВС представляет собой топливную кассету и ее крепление и находится в активной зоне реактора. Активную зону окружает отражатель (материал- вода или графит), предотвращающий утечку нейтронов. Нейтроны, попавшие в отражатель, рассеиваются его ядрами, при этом некоторые из них после рассеивания возвращаются в активную зону.

В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на графитовые, легководные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель внутри реактора не кипит, а во втором- кипит. Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого теплоносителя ниже температуры кипения, называются реакторами с водой под давлением, а реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, - кипящими. В зависимости от используемого замедлителя и теплоносителя гетерогенные реакторы выполняются по разным схемам. В России основные типы ядерных энергетических реакторов - водо-водяные и водографитовые.

В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна(1 - 3 %). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших.

Поэтому активная зона реактора помимо топлива содержит замедлитель нейтронов, т.е. вещество, предназначенное для уменьшения кинетической энергии нейтронов до величин около1 эВ. Замедлителем могут быть вещества, обладающие достаточно малой атомной массой, малым коэффициентом поглощения нейтронов и слабой активационной способностью. Наиболее широкое применение в качестве замедлителя нашли обычная вода, тяжелая вода и графит. Эффективность использованного замедлителя нейтронов определяется величиной коэффициента замедления.

Тепловой реактор может работать на природном уране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенный уран.

Чтобы сделать цепную реакцию возможной, размеры активной зоны реактора должны быть не меньше так называемых критических размеров, при которых эффективный коэффициент размножения равен единице. Критические размеры активной зоны зависят от изотопного состава делящегося вещества(уменьшаются с увеличением обогащения ядерного топлива ураном-235), от количества материалов, поглощающих нейтроны, от вида и количества замедлителя, от формы активной зоны и т. д. На практике размеры активной зоны назначаются больше критических, чтобы реактор располагал необходимым для нормальной работы запасом реактивности, который постоянно уменьшается и к концу кампании реактора становится равным нулю. Отражатель нейтронов, окружающий активную зону сокращает утечку нейтронов. Он уменьшает критические размеры активной зоны, повышает равномерность нейтронного потока, увеличивает удельную мощность реактора, следовательно, уменьшает размеры реактора и обеспечивает экономию делящихся материалов. Обычно он выполняется из графита, тяжелой воды или бериллия.

Для охлаждения реактора и отвода тепловой энергии, выделяющейся при делении, используется теплоноситель, циркулирующий через активную зону. Выделившаяся в результате деления тепловая энергия передается таблетке, а затем- оболочке твэла. Теплоноситель, омывая оболочку, снимает тепловую энергию и нагревается. В качестве теплоносителя может использоваться обычная или тяжелая вода, органическая жидкость или газ. Чем больше разность температур между горячей и холодной точками, тем больше тепловой поток. Однако температуру нельзя поднимать до бесконечности, максимальная температура таблетки топлива ограничена температурой плавления материала(для UO² она равна1800 С). Самая горячая точка таблетки находится в ее середине. Для оболочки твэла из циркония, максимальная температура320-350 ^оС.

При большей температуре прочностные характеристики оболочки ухудшаются(повышается ползучесть). В процессе эксплуатации реактора необходимо не допускать превышения предельных температур, поскольку разрушение ТВЭЛа ведет к выходу сильно радиоактивных продуктов деления в теплоноситель и их разнос по трубопроводам.

Рисунок 4 Блок-схема атомного реактора на тяжелой воде, работающего в составе канадской АЭС типа КАНДУ



3.4 Газоохлажаемые реакторы

Наибольшим коэффициентом полезного действия обладают реакторы с газовым теплоносителем. Они же считаются самыми безопасными.

В настоящее время Великобритания- единственная в мире страна до сих пор использующая энергетические реакторы с газовым охлаждением(из27 эксплуатируемых в Великобритании реакторов на АЭС в26 теплоносителем является углекислый газ и только в одном- вода).

Реакторы подобного типа есть в Италии и Японии. В реакторе типа«МАГНОКС» топливом является природный металлический уран, помещённый в оболочку из магниевого сплава, замедлителем нейтронов является графит, а теплоносителем- углекислый газ. Продвинутый вариант магноксового реактора- более мощныйAGR реактор работает на слегка обогащённом по урану-235 керамическом(оксидном) топливе, заключённом в стальную оболочку, замедлителем является графит, а теплоносителем- углекислый газ.

В качестве газовых теплоносителей и рабочих тел применяют водород, гелий, азот, воздух, углекислый газ, метан и некоторые другие газы. Основные преимущества газовых теплоносителей и рабочих тел по сравнению с жидкими веществами- более высокая термическая и радиационная стойкость, химическая(коррозионная) пассивность. Недостатки - низкие плотность, теплоемкость и теплопроводность и, следовательно, низкая интенсивность теплоотдачи; при применении газов в качестве теплоносителей необходимо высокое давление в контуре при разумных мощностях, затрачиваемых на их прокачку.

Типичным примером газового реактора является реактор с шаровой засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные.

Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ, например, СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник.

Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону. Экстренное глушение реактора осуществляется путем выстреливания в активную зону клина из поглотителя. Реактор с шаровой засыпкой выгодно отличается тем, что в нем принципиально не может произойти взрыв гремучего газа, и в случае разгона реактора самым неприятным последствием будет лишь расплавление тепловыделяющих элементов и невозможность дальнейшей эксплуатации реактора. С другой стороны, в случае попадания воды в активную зону 13 (например, из второго контура в случае прорыва трубы в теплообменнике) разрушение реактора c выбросом радиоактивного газа-теплоносителя неизбежно.

Рисунок 5 Блок схема атомного реактора с шаровой засыпкой

Реакторы с шаровой засыпкой в незначительном количестве строились в Восточной Европе, Америке и Китае.

В2005 Китай начал строительство первого в мире функционирующего в коммерческих целях модульного газоохлаждаемого ядерного реактора с шаровыми ТВЭЛами(pebble bed modular gas cooled reactor - PBMR). По сравнению с реакторами обычного типа, PBMR является более компактным, экономичным и безопасным. В нём вместо воды используется инертный газ (например, гелий или азот), что позволяет увеличить КПД реактора до50%. ТВЭЛы представляют собой не стержни, а шары размером с яблоко, покрытые графитовой оболочкой. Малая активная зона реактора и то, что ядерное топливо«распределено» среди сотен тысяч шаров, сводит риск аварии на АЭС к нулю. Кроме того, в реакторе нового типа используется необогащенный уран, что делает PBMR более привлекательным с точки зрения нераспространения и долговременного хранения отработавшего топлива и радиоактивных отходов.

Рис. 4 Схема газоохлаждаемого реактора с шаровыми ТВЭЛами

В последнее время существенное внимание уделяется развитию высокотемпературных газоохладаемых реакторов(ВТГР). ВТГР - высокотемпературный газоохлаждаемый реактор, в котором в качестве топлива может использоваться уран или плутоний, а в качестве воспроизводящего материала - торий. Замедлитель нейтронов- графит, а теплоноситель и рабочее тело - газ. Газ позволяет достигать более высокие температуры теплоносителя на выходе из реактора, а, следовательно, наиболее высокий термический КПД установки.



4. Ядерные отходы реактора

Ядерная энергетика рекламируется ее сторонниками, как «чистая» энергия, потому, что реактор не выбрасывает большие объемы парниковых газов в атмосферу, в сравнении с угольными электростанциями. Но критики указывают на другую экологическую проблему -- утилизацию ядерных отходов. Некоторые из отходов отработанного топлива из реакторов, по-прежнему выделяют радиоактивность. Другой ненужный материал, который должен быть сохранен, является радиоактивными отходами высокого уровня, жидким остатком от переработки отработанного топлива, в котором частично остался уран. Прямо сейчас большинство этих отходов хранится локально на атомных электростанциях в прудах воды, которые поглощают часть оставшегося тепла, произведенного отработанным топливом и помогают оградить рабочих от радиоактивного облучения.

Одна из проблем, с отработавшим ядерным топливом в том, что оно было изменено в процессе деления.Когда большие атомы урана расщепляются, они создают побочные продукты -- радиоактивные изотопы нескольких легких элементов, таких как Цезий-137 и Стронций-90, называемые продукты деления. Они горячие и очень радиоактивные, но в конце концов, за период в 30 лет, они распадаются на менее опасные формы. Этот период для них называется периодом полураспада. Для других радиоактивных элементов период полураспада будет разным. Кроме того, некоторые атомы урана также захватывают нейтроны, образуя более тяжелые элементы, такие как Плутоний. Эти трансурановые элементы не создают столько тепла или проникающего излучения как продукты деления, но они требуют намного дольше времени, чтобы распадаться. Плутоний-239, например, имеет период полураспада 24000 лет.

Эти радиоактивные отходы высокого уровня из реакторов являются опасными для человека и других форм жизни потому, что они могут выделять огромную, смертельную дозу радиации даже от короткой экспозиции. Через десять лет после удаления остатков топлива из реактора, например, они испускают в 200 раз больше радиоактивности в час, чем это требуется, чтобы убить человека. И если отходы оказываются в грунтовых водах или реках, они могут попадать в пищевую цепь и поставить под угрозу большое количество людей.

Поскольку отходы так опасны, многие люди находятся в сложном положении. 60000 тонн отходов находится на атомных станциях, близких к крупным городам. Но найти безопасное место, чтобы хранить отходы -- очень нелегко.



Заключение

Атомная энергетика - активно развивающаяся отрасль. Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран - достаточно распространенный элемент на Земле. Но следует помнить, что атомная энергетика связана с повышенной опасностью для людей, которая, в частности, проявляется в крайне неблагоприятных последствиях аварий с разрушением атомных реакторов. В связи с этим необходимо закладывать решение проблемы безопасности (в частности, предупреждение аварий с разгоном реактора, локализацию аварии в пределах биозащиты, уменьшение радиоактивных выбросов и др.) еще в конструкцию реактора, на стадии его проектирования.

Стоит также рассматривать другие предложения по повышению безопасности объектов атомной энергетики, как то: строительство атомных электростанций под землей, отправка ядерных отходов в космическое пространство.



Список литературы

1. Андрющенко А. И., Лапшов В. Н. Парогазовые установки электростанций. М.: Энергия, 1965.

2. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора. Учебное пособие для вузов. М, 1992, Энергоатомиздат.

3. Дементьев Б.А. Ядерные энергетические реакторы. М., 1984. 280 с.

4. Матвеев Л.В., Рудик А.П. Почти все о ядерном реакторе. М., 1990, Энергоатомиздат.

5. Нигматилиун И.Н., Нигматулин Б.И. Ядерные энергетические установки. М., 1986. 168 с.

6. Стреман Л.С., Шарков А.Т., Тевлин С.А. Тепловые и атомные электростанции. М., 1984. 456 с.

Размещено на Allbest.ru