в России заложили “философский камень” энергетики
“Философский камень” атомной энергетики заложили сегодня в Северске. Первый бетон залили в основание реактора нового поколения БРЕСТ-300, который обеспечит полное замыкание ядерного топливного цикла. Иными словами, на одной площадке будет не только производиться электричество, но и перерабатываться уже отработавшее топливо c действующих АЭС, что позволит повторно использовать его бесконечное количество раз. Это уникальный проект с говорящим названием “Прорыв”.
– Стройка открыта!
– Поехали!
На территории Сибирского химического комбината в Северске начали заливку бетоном площадки под уникальную реакторную установку БРЕСТ-ОД-300.
Это принципиально новый подход к генерации атомной энергии: замкнутый ядерный топливный цикл без опасных отходов.
“Мы качественно улучшаем экономику атомной энергетики, просто на порядок повышая ее эффективность, начинаем использовать природный уран и отработавшее ядерное топливо, сводим к нулю радиоактивные отходы”, – перечисляет преимущества новой технологии гендиректор госкорпорации по атомной энергии “Росатом” Алексей Лихачев.
Кроме бетонного основания под уникальным реактором – фундамент научный и технический.
Использование реакторов подобного типа позволит предотвратить аварии, подобные тем, что произошли в Чернобыле и на “Фукусиме”. В основу лег принцип естественной безопасности, исключающий так называемый разгон на мгновенных нейтронах и потерю теплоносителя. Активная зона реактора расположится внизу в металло-бетонном бассейне. Свинец и бетон не пропустят во внешнюю среду радиационный фон.
“Мы с вами сегодня запускаем новый атомный проект. Проект 2.0. Это величайший шаг, но это один из многих комплексных шагов на пути к созданию новой энергетики. Это замыкание ядерного цикла, фактически – возврат в природу того, что мы взяли, не нарушая. Это и есть природоподобная энергетика”, – добавляет президент Национального исследовательского центра “Курчатовский институт” Михаил Ковальчук.
БРЕСТ — быстрый реактор естественной безопасности. Он работает на отработавшем ядерном топливе, которое извлекают из хранилищ и перерабатывают в новое.
Получается фактически безотходное производство.
“Несмотря на то, что прошлый президент Соединенных Штатов и Конгресс приняли закон о восстановлении лидерства США в атомной энергетике, это лидерство принадлежит нам, и мы его не упустим”, – обещает научный руководитель проекта “Прорыв” Евгений Адамов.
Большая серая колонна – склад готовой продукции. Именно здесь будет храниться произведенное на фабрикацонном заводе топливо. Специальным транспортом оно будет доставляться непосредственно в реакторное отделение. Установка БРЕСТ будет размещена на площадке, куда уже уложен последний слой арматуры. Сегодня дан старт заливке бетона.
Вводить в эксплуатацию здания комплекса будут поэтапно. Вначале модуль, где будут перезаряжать топливо для повторного использования. Его планируют запустить в 2023 году. Еще через три года сам реактор. А к 2030 году – полный цикл.
“Мы сегодня присутствуем при историческом событии для мировой энергетики. Начало строительства ключевого объекта, новой технологической платформы ядерной энергетики реактора БРЕСТ, который переводит идею замкнутого ядерного топливного цикла в практическую плоскость”, – добавляет зампред российского правительства Юрий Борисов.
Международное экспертное сообщество находится в ожидании отечественной разработки.
“Россия — один из лидеров в области гражданских атомных технологий и ценный член МАГАТЭ. У нас крепкое и взаимовыгодное партнерство, которое включает в себя и Росатом, с которым МАГАТЭ взаимодействует по множеству инициатив: от разработки ядерных технологий до обучения, управления интеллектуальными ресурсами и наращивания потенциала”, – рассказывает гендиректор МАГАТЭ Рафаэль Мариано Гросси.
Экспортный потенциал таких экологичных и безопасных установок, как БРЕСТ, высок. Планы зарубежных поставок в Росатоме уже прорабатывают.
75 лет назад в СССР был запущен первый ядерный реактор. Новости. Первый канал
Для всей атомной отрасли страны сегодня день особенный. Ровно 75 лет назад состоялся запуск первого отечественного реактора, что и по сей день позволяет нашей стране пользоваться энергией мирного атома и сохранять ядерный паритет с США.
Эти часы ученые группы Курчатова или, как ее называли, «лаборатории №2» остановили ровно в 18 часов 25 декабря 1946 года. Тогда здесь на пульте управления под радостные крики, вовсю звучал этот звук. Это счетчик уровня радиации в реакторе. Так страна взяла под контроль необузданную силу атома.
Нужно было спешить. Американская ядерная бомбардировка Японии не оставила сомнений, США обязательно используют атомную мощь как инструмент давления или как оружие в противостоянии с СССР. Наши ученые этого не допустили.
Михаил Ковальчук, президент Курчатовского института: «Казалось бы, мало заметное событие, но которое перевернуло мир. Мы с вами должны понимать, что мы с вами живы, и одно из немногих суверенных государств именно потому, что 25 декабря 1946 года вот здесь на территории Курчатовского института был пущен этот реактор».
К концу 46-го года на окраине Москвы было возведено здание, где в специальной шахте находился тот самый знаменитый реактор Ф1, родоначальник отечественных ядерных технологий.
Сотрудница Курчатовского института ведет съемочную группу к нему по узкому спуску со свинцовыми стенами.
Реактор состоит из графитовых кирпичей, в которых ближе к центру устроены каналы для урановых стержней. В центре активной зоны стержни кадмиевые. Под контролем оператора они движутся вверх и вниз, запуская и останавливая ядерную реакцию.
Татьяна Питерская, заместитель руководителя отдела истории Курчатовского института: «Основная его задача – это доказать теорию на практике о том, что самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер урана возможна. Ну и также на этом реакторе были наработаны индикаторные количества плутония».
Позже оружейного плутония в СССР оказалось достаточно, чтобы успешно испытать собственную атомную бомбу, а еще позже достичь ядерного паритета с США. Страна начала развивать мирный атом. В 54-м году первая в мире атомная электростанция, в 59-м году первый в мире атомный ледокол, позже первый ускоритель термоядерного синтеза,Токамак.
А продолжатели дела Курчатова работают сегодня над источниками энергии, которые обычному человеку и представить сложно.
Михаил Ковальчук, президент Курчатовского института: «А вы представьте себе, есть материал, называется термоэлектрики. Эти материалы поглощают тепло и превращают его в электричество, вот представьте себе, что мы научимся делать, и ничему крутиться не надо, у нас стоять будут батареи. Вот у нас есть такие прототипы, мы с их помощью будем осваивать Арктику».
С главой института корреспондент Первого канала говорил в одной из лабораторий, построенных вокруг синхротрона. Он позволяет заглянуть внутрь любого вещества с точностью до атома. В итоге создавать новые наноструктуры, например, для электронных проводов, передающих энергию без потерь, нанотранзисторов для электроники, биоразлагаемых полимеров для медицины. Вот, например, эти штифты для сращивания костей просто растворяются, выполнив свою задачу. Напыляемое нетканное волокно для лечения ожогов, на очереди искусственная кожа для трансплантаций.
По словам Ковальчука, прежде для простоты ученые разделили познание на дисциплины. И это было не совсем верно. Сейчас исследования идут на стыке наук. Взять те же компьютеры.
Михаил Ковальчук, президент Курчатовского института: «Мы понимали, что надо скопировать мозг. Но в то время средства наши исследовательские не позволяли изучить биологические молекулы, из которых состоит живое. И теперь мы понимаем, как мозг устроен. Есть новый прототип компьютера. Совсем другой, который не будет потреблять энергию и будет аналогичен тому работать, как работает мозг».
Мыслить на столетия вперед – этот принцип Курчатова, реализуется в институте и сегодня. К 75-летию отечественного прорыва в ядерных технологиях посвящена выставка Ф1, феноменально первый, ядерный проект, который изменил мир. Открыта она для всех в павильоне ВДНХ «Рабочий и колхозница».
В Северске началось строительство энергоблока с реактором на быстрых нейтронах | Видео | Известия
В одном из первых атомных городов России — Северске — началось сооружение опытного энергетического комплекса с первым в мире инновационным реактором на быстрых нейтронах БРЕСТ-300.
Проект полностью соответствует своему названию «Прорыв», потому что его реализация открывает новую эру в мировой атомной энергетике, сообщает телеканал «Известия».
«Сегодня мы связываем поколения, мы связываем ту колоссальную, гигантскую работу, которую проделали основатели нашей отрасли в тех далеких 1940–1950-х годах, и завтрашний день — атомную энергетику 4-го поколения, экологически чистую, безопасную, превосходящую кратно по экономическим показателям другие источники энергии», — рассказал генеральный директор корпорации «Росатом» Алексей Лихачев.
Реактор на быстрых нейтронах, то есть без замедлителей в активной зоне, обеспечит замкнутый топливный цикл при выработке энергии. Отслужившее ядерное топливо будут перерабатывать в новое и использовать его многократно. Такая технология позволяет использовать энергетический потенциал природного урана на 99% вместо семи десятых процента, как сейчас. То есть ресурсная база атомных электростанций становится фактически неисчерпаемой, а производство — безотходным.
«Единственной очевидной, масштабной, технологически обоснованной, развитой во всем мире в научно-технологическом плане является ядерная энергетика. Она уникальна по своей сути, она безуглеродная, она не сжигает кислород и не выбрасывает ничего. В этом смысле она идеально отвечает запросам сегодняшней цивилизации. У нее есть одно «но» — это отработавшее ядерное топливо. И вот замыкание ядерного цикла — фактически возврат в природу обратно того, что мы взяли, не нарушая, — это и есть природоподобная ядерная энергетика, о которой мы сегодня говорим», — заявил президент национального исследовательского центра «Курчатовский институт» Михаил Ковальчук.
Старт сооружения реактора БРЕСТ высоко оценил глава Международного агентства по атомной энергии Рафаэль Гросси.
«Успешная демонстрация реактора на быстрых нейтронах в полностью замкнутом топливном цикле уменьшит количество ядерных отходов, требующих долгосрочного захоронения. А на сам проект интересно посмотреть еще по одной причине: он автономный.
Реактор на быстрых нейтронах на одной площадке со всеми предприятиями ядерного топливного цикла избавит от необходимости транспортировать радиоактивные материалы на дальние расстояния», — прокомментировал глава Международного агентства по атомной энергии Рафаэль Гросси.
Опытный реактор БРЕСТ-300 планируют построить к 2026 году, а в 2027-м — ввести в эксплуатацию. Модуль производства и переработки ядерного топлива в Северске уже собран и готов к запуску. В случае успешных испытаний опытного энергоблока — реакторами БРЕСТ с 2030-х годов начнут оснащать действующие отечественные атомные электростанции. Реализация проекта «Прорыв» позволит России первой в мире совершить переход к новой, чистой ядерной энергетике.
Телеканал «Известия» доступен в пакетах кабельных операторов, в Москве он находится на 26-й кнопке. Также прямой эфир канала транслируется на сайте iz.ru.
“Дочки” “Роскосмоса” и “Росатома” удалили данные про реакторы для космоса
https://ria.ru/20190311/1551679328.
html
“Дочки” “Роскосмоса” и “Росатома” удалили данные про реакторы для космоса
“Дочки” “Роскосмоса” и “Росатома” удалили данные про реакторы для космоса – РИА Новости, 03.03.2020
“Дочки” “Роскосмоса” и “Росатома” удалили данные про реакторы для космоса
Предприятия КБ “Арсенал” (входит в “Роскосмос”) и “Красная звезда” (входит в “Росатом”) удалили со своих сайтов данные о разработке ядерных источников энергии… РИА Новости, 03.03.2020
2019-03-11T04:01
2019-03-11T04:01
2020-03-03T13:44
ядерные технологии
наука
государственная корпорация по атомной энергии “росатом”
роскосмос
россия
/html/head/meta[@name=’og:title’]/@content
/html/head/meta[@name=’og:description’]/@content
https://cdnn21.img.ria.ru/images/sharing/article/1551679328.jpg?1583232294
МОСКВА, 11 мар — РИА Новости. Предприятия КБ “Арсенал” (входит в “Роскосмос”) и “Красная звезда” (входит в “Росатом”) удалили со своих сайтов данные о разработке ядерных источников энергии для применения в космической технике.
Однако информация доступна на специализированных архивных сайтах, сохраняющих исходные страницы.В пресс-службе “Арсенала” сообщили, что текущий сайт — временный и после реконструкции необходимая информация о космических проектах, включая их изображения, вернется на ресурс. По данным пресс-службы, сейчас она проходит согласование.В “Красной звезде” на запрос РИА Новости не ответили, перенаправив его в “Росатом”. Там также не стали комментировать ситуацию.Ядерная энергия для космосаРоссия не впервые использует ядерную энергию при освоении космоса. С 1970 по 1988 год СССР осуществил запуск 32 аппаратов с термоэлектрической ядерной энергоустановкой. А с 1960 по 1980 год был разработан и прошел испытания на Семипалатинском полигоне ядерный ракетный двигатель.В 2010 году в России стартовал новый проект по созданию транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса. Над двигателем работает предприятие “Роскосмоса” Центр имени Келдыша вместе с подразделениями “Росатома”.
Применение ядерного двигателя в космических аппаратах прорабатывает КБ “Арсенал”.Опытный образец ядерной установки планировалось изготовить к 2018-му. В конце прошлого года “Роскосмос” продемонстрировал видео с концептуальным обликом нового космического аппарата с такой установкой.Что было на сайте “Красной звезды”Сейчас описание проектов на сайте “Красной звезды” ограничено фразой: “АО “Красная звезда” имеет высокий технический потенциал, обеспечивающий полный цикл разработки и изготовления высокотехнологичной продукции в интересах атомной и космической промышленностей России”.Ранее предприятие называлось единственным в мире научно-техническим комплексом, где работают над ядерными энергетическими системами для космоса. Кроме того, подробно приводилась история “Красной звезды”.Сообщалось, что работы над ядерными установками начались в 1950-х годах. В 1964 году в Институте атомной энергии прошли испытания термоэлектрического реактора-преобразователя “Ромашка”, однако в космос он не запускался.
Впервые советский искусственный спутник с ядерной энергетической установкой вышел на орбиту Земли в 1970-м.Развитием “Буков”, обладавших энергетическими установками с реактором на быстрых нейтронах, стали установки “Топаз-1” и “Енисей”. Первая была испытана в космосе в 1987-1988 годах. К тому времени СССР стал единственной в мире страной, применявшей серийно такие аппараты.После распада Союза пуски прекратились. Тем не менее, говорится на старом сайте “Красной звезды”, продолжается разработка подобных систем второго поколения с доведением мощности ядерных реакторов до мегаваттного уровня со сроком активного существования до десяти лет.На старой версии сайта также были представлены изображения газотурбинной, паротурбинной и термоэмиссионной ядерных энергоустановок для будущих проектов.Что было на сайте “Арсенала”В новой версии сайта КБ “Арсенал” указано, что предприятие “является одним из ведущих разработчиков космической техники” и “входит в состав государственной корпорации по космической деятельности “Роскосмос”.
На старом сайте говорилось, что это “единственное в России предприятие, обладающее опытом создания и эксплуатации космических аппаратов с ядерными энергетическими установками”, а также приводилась его история.В 1970-1980-х годах КБ участвовало в создании аппаратов морской космической разведки и целеуказания “Легенда” с ядерными установками. На “Арсенале” был разработан экспериментальный спутник “Плазма-А” с ядерной энергетической установкой “Топаз”. В 1987 году были проведены летные испытания данного аппарата под названием “Космос-1818” и “Космос-1867”.Там же были представлены концептуальные изображения трех космических аппаратов для “дистанционного зондирования Земли, исследования космического пространства, ретрансляции сигналов при исследовании дальнего космоса”. В аппаратах предполагалось использование ядерной энергоустановки разработки предприятия “Красная звезда”.
https://ria.ru/20181205/1543511690.html
https://ria.ru/20181029/1531649544.html
https://ria.ru/20181207/1547569776.
html
https://ria.ru/20181115/1532826587.html
россия
РИА Новости
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/
2019
РИА Новости
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/
Новости
ru-RU
https://ria.ru/docs/about/copyright.html
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/
РИА Новости
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/
РИА Новости
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/
РИА Новости
7 495 645-6601
ФГУП МИА «Россия сегодня»
https://xn--c1acbl2abdlkab1og.
xn--p1ai/awards/
государственная корпорация по атомной энергии “росатом”, роскосмос, россия
МОСКВА, 11 мар — РИА Новости. Предприятия КБ “Арсенал” (входит в “Роскосмос”) и “Красная звезда” (входит в “Росатом”) удалили со своих сайтов данные о разработке ядерных источников энергии для применения в космической технике.Однако информация доступна на специализированных архивных сайтах, сохраняющих исходные страницы.
В пресс-службе “Арсенала” сообщили, что текущий сайт — временный и после реконструкции необходимая информация о космических проектах, включая их изображения, вернется на ресурс. По данным пресс-службы, сейчас она проходит согласование.
В “Красной звезде” на запрос РИА Новости не ответили, перенаправив его в “Росатом”. Там также не стали комментировать ситуацию.
5 декабря 2018, 12:51НаукаРоссия испытает в космосе систему ядерной энергодвигательной установкиЯдерная энергия для космоса
Россия не впервые использует ядерную энергию при освоении космоса.
С 1970 по 1988 год СССР осуществил запуск 32 аппаратов с термоэлектрической ядерной энергоустановкой. А с 1960 по 1980 год был разработан и прошел испытания на Семипалатинском полигоне ядерный ракетный двигатель.
В 2010 году в России стартовал новый проект по созданию транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса.
Над двигателем работает предприятие “Роскосмоса” Центр имени Келдыша вместе с подразделениями “Росатома”. Применение ядерного двигателя в космических аппаратах прорабатывает КБ “Арсенал”.
Опытный образец ядерной установки планировалось изготовить к 2018-му. В конце прошлого года “Роскосмос” продемонстрировал видео с концептуальным обликом нового космического аппарата с такой установкой.
29 октября 2018, 03:05НаукаВ России успешно испытали ключевой элемент космического ядерного двигателяСистема охлаждения создаваемой в России космической ядерной энергодвигательной установки (ЯЭДУ) мегаваттного класса оказалась соответствующей техзаданию.
Что было на сайте “Красной звезды”
Сейчас описание проектов на сайте “Красной звезды” ограничено фразой: “АО “Красная звезда” имеет высокий технический потенциал, обеспечивающий полный цикл разработки и изготовления высокотехнологичной продукции в интересах атомной и космической промышленностей России”.
Ранее предприятие называлось единственным в мире научно-техническим комплексом, где работают над ядерными энергетическими системами для космоса. Кроме того, подробно приводилась история “Красной звезды”.
Сообщалось, что работы над ядерными установками начались в 1950-х годах. В 1964 году в Институте атомной энергии прошли испытания термоэлектрического реактора-преобразователя “Ромашка”, однако в космос он не запускался.
Впервые советский искусственный спутник с ядерной энергетической установкой вышел на орбиту Земли в 1970-м.
“Это был аппарат типа УС-А с бортовой энергетической системой БЭС-5 “Бук”. Проработал он 110 минут и из-за расплавления активной зоны реактора был выведен на орбиту захоронения.
Опыт первого полета учли, и дальше спутники УС-А в составе орбитальной группировки глобальной системы морской космической разведки и целеуказания “Легенда” работали как надо”, — говорится в архивной версии сайта.
Развитием “Буков”, обладавших энергетическими установками с реактором на быстрых нейтронах, стали установки “Топаз-1” и “Енисей”. Первая была испытана в космосе в 1987-1988 годах.
К тому времени СССР стал единственной в мире страной, применявшей серийно такие аппараты.
После распада Союза пуски прекратились. Тем не менее, говорится на старом сайте “Красной звезды”, продолжается разработка подобных систем второго поколения с доведением мощности ядерных реакторов до мегаваттного уровня со сроком активного существования до десяти лет.
На старой версии сайта также были представлены изображения газотурбинной, паротурбинной и термоэмиссионной ядерных энергоустановок для будущих проектов.
7 декабря 2018, 07:49НаукаЭксперт рассказал о заимствовании США космических технологий СССР и РоссииЧто было на сайте “Арсенала”
В новой версии сайта КБ “Арсенал” указано, что предприятие “является одним из ведущих разработчиков космической техники” и “входит в состав государственной корпорации по космической деятельности “Роскосмос”.
На старом сайте говорилось, что это “единственное в России предприятие, обладающее опытом создания и эксплуатации космических аппаратов с ядерными энергетическими установками”, а также приводилась его история.
В 1970-1980-х годах КБ участвовало в создании аппаратов морской космической разведки и целеуказания “Легенда” с ядерными установками.
На “Арсенале” был разработан экспериментальный спутник “Плазма-А” с ядерной энергетической установкой “Топаз”.
В 1987 году были проведены летные испытания данного аппарата под названием “Космос-1818” и “Космос-1867”.
“Таким образом, был создан прототип высокоорбитального космического аппарата с более мощной ядерной энергетической установкой и максимальным обеспечением экологической безопасности”, — говорилось на сайте.
Там же были представлены концептуальные изображения трех космических аппаратов для “дистанционного зондирования Земли, исследования космического пространства, ретрансляции сигналов при исследовании дальнего космоса”.
В аппаратах предполагалось использование ядерной энергоустановки разработки предприятия “Красная звезда”.
15 ноября 2018, 04:24НаукаИсторик объяснил, почему не закрыли программу “Буран”Проект «Прорыв»
В рамках проекта «Прорыв» создается новая технологическая платформа атомной отрасли, не имеющая аналогов в мире
Проект «Прорыв» – один из главных инновационных проектов в мировой атомной энергетике, реализуемый в России. Он предусматривает создание новой технологической платформы атомной отрасли на базе замкнутого ядерного топливного цикла с использованием реакторов на быстрых нейтронах. Такая технология позволит исключить тяжелые аварии на АЭС, вырабатывать электроэнергию без накопления облученного ядерного топлива и многократно повторно использовать отработавшее ядерное топливо (ОЯТ), что снимет проблему ограниченности ресурсной базы атомной энергетики.
В реализации проекта «Прорыв» участвуют более 30 организаций Госкорпорации «Росатом».
В рамках проекта «Прорыв» на площадке Сибирского химического комбината (АО «СХК», предприятие Топливной компании ТВЭЛ) создается опытно-демонстрационный энергокомплекс (ОДЭК).
Опытно-демонстрационный энергетический комплекс
состоит из энергоблока с реактором БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем и пристанционного завода, который включает в себя модуль переработки облученного смешанного уран-плутониевого (нитридного) топлива и модуль фабрикации/рефабрикации для изготовления стартовых твэлов из привозных материалов, а впоследствии твэлов из переработанного облученного ядерного топлива. ОДЭК впервые в мире должен продемонстрировать устойчивую работу полного комплекса объектов, обеспечивающих замыкание топливного цикла.
Такой пристанционный топливный цикл имеет общую систему обращения с радиоактивными отходами (РАО). На заводе по фабрикации впервые в мире создано опытно-промышленное производство смешанного нитридного топлива на основе энергетического плутония и обеднённого урана.
Модуль фабрикации и рефабрикации.
Единый модуль фабрикации и рефабрикации топлива позволяет работать как с исходными материалами, так и с продуктами переработки ОЯТ реактора БРЕСТ-ОД-300.
Экспериментальные твэлы и тепловыделяющие сборки (ТВС) проходят испытания в реакторе на быстрых нейтронах БН-600 на Белоярской АЭС для получения максимально полных экспериментальных данных о свойствах и поведении таблеточного СНУП-топлива в стальной оболочке.
В начале 2021 года на СХК приступили к установке основного оборудования модуля по производству СНУП-топлива. Завершен монтаж площадок под оборудование линии изготовления таблеток смешанного нитридного уран-плутониевого топлива.Окончание монтажа основного технологического оборудования на модуле фабрикации-рефабрикации топлива планируется уже в 2021 году.
БРЕСТ
Ключевым элементом ОДЭК является первый в мире инновационный демонстрационный опытно-промышленный энергоблок на базе быстрого реактора БРЕСТ-ОД-300 со свинцовым теплоносителем, в полной мере реализующий принципы «естественной безопасности».
Конструкция реакторной установки позволяет локализовать течи теплоносителя в объеме корпуса РУ и исключить осушение активной зоны. Это исключает аварии, требующие эвакуации населения.
В 2021 г. Федеральная служба по экологическому, технологическому и атомному надзору выдала АО «СХК» лицензию на строительство первого в мире опытно-демонстрационного энергоблока с реактором на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-ОД-300.
В 2021 г. АО «СХК» заключило контракты на изготовление и поставку основного технологического оборудования реакторной установки. Изготовление и поставку оборудования перегрузочного комплекса для загрузки/выгрузки ядерного топлива в активную зону реакторной установки осуществит АО «ЦКБМ». Производство, поставку и шефмонтаж парогенераторов для реакторной установки обеспечит АО «Машиностроительный завод «ЗиО-Подольск».Модуль переработки
На модуле переработки ОДЭК предполагается поэтапно реализовать комбинированную технологию переработки отработанного смешанного нитридного топлива (СНУП-топливо). После проведения лабораторных испытаний выбран окончательный вариант технологической схемы пирохимического передела.
Ядерные физика и технологии | Магистратура ТПУ
Программа вступительных испытаний (для программ, реализуемых на русском языке)
Nuclear Science and Technology
Программа вступительных испытаний
Entrans examenation program
Контактная информация:
634050, г.
Томск, пр. Ленина, 30, Главный корпус, офис 323
Тел.: (3822) 701-802. Отдел магистратуры.
Аннотация
Область профессиональной деятельности магистров включает исследования, разработки и технологии, направленные на регистрацию и обработку информации, разработку теории, создание и применение установок и систем в области физики ядра, частиц, плазмы, конденсированного состояния вещества, физики разделения изотопных и молекулярных смесей, физики быстропротекающих процессов, радиационной медицинской физики, радиационного материаловедения, исследования неравновесных физических процессов, распространения и взаимодействия излучения с объектами живой и неживой природы, ядерно-физических установок, обеспечения ядерной и радиационной безопасности, безопасности ядерных материалов и физической защиты ядерных объектов, систем контроля и автоматизированного управления ядерно-физическими установками.
Область профессиональной деятельности магистра охватывает широкий круг предприятий ядерного топливного цикла, энергетики, машиностроения и других наукоемких отраслей промышленности.
Обширные теоретические знания выпускников сочетаются с практическими навыками работы, что является фундаментом гарантированного трудоустройства – количество заявок на магистров физики превышает их выпуск.
Программы подготовки
Материально-техническая база
Инновационная международная научно-образовательная лаборатория (ИМНОЛ) «ФОТОН», учебный исследовательский ядерный реактор, более 20 научных лабораторий, два инновационных научно-образовательных центра; центр измерений свойств материалов и т.д.
Образовательные программы, аннотации
Ядерные реакторы и энергетические установки
Программа нацелена на подготовку магистров в области науки и техники, включающую в себя совокупность средств, способов и методов человеческой деятельности по исследованию, разработке и созданию безопасных и эффективных ядерных реакторов и ядерных энергетических установок различного целевого назначения.
Объектами профессиональной деятельности магистра являются ядерные и термоядерные установки, их топливный цикл, присущие им фундаментальные процессы, методы их исследования, проектирования и конструирования.
Важной особенностью обучения является участие в проблемно-ориентированной научной работе по разработке и внедрению перспективных технологий ядерного-топливного цикла по заказу ведущих предприятий атомной отрасли, такими как «Сибирский химический комбинат», «Горно-химический комбинат», «Ленинградская АЭС», НИЦ «Курчатовский институт», Национальный ядерный центр РК.
Результаты обучения
Ключевые компетенции:
- демонстрировать глубокие естественнонаучные, математические и инженерные знания в области ядерной физики и технологии, технической физики, достаточные для решения инженерных задач в области ядерных энергетических технологий;
- изучение и анализ научно-технической информации, отечественного и зарубежного опыта в области физики, теплофизики, прочности и проектирования ядерных энергетических установок;
- математическое моделирование процессов и объектов на базе стандартных пакетов автоматизированного проектирования и исследований;
- проведение экспериментов по разработанной методике, обобщение результатов проводимых исследований, анализ результатов;
- разработка и совершенствование методов физического и математического моделирования реакторных установок и обоснование надежности современных, перспективных и специальных ядерных установок;
- разработка критериев и анализ безопасной работы, оценка рисков при эксплуатации ядерных установок и объектов, разработка методов повышения безопасности технологий и объектов.
Студенты в обязательном порядке проходят учебную и производственную практики, которые могут включать научно-производственную, научно-исследовательскую и преддипломную практики. Практики проводятся на действующих предприятиях ГК «РОСАТОМ».
Сферы деятельности
Научно-исследовательская, проектно-конструкторская и производственно-технологическая деятельность.
Организации и предприятия возможного трудоустройства
Предприятия атомной промышленности, предприятия электроэнергетики, административное направление, научно-исследовательские институты, высшие учебные заведения. Выпускники имеют возможность продолжить обучение в аспирантуре.
В среднем на выпускников специализации «Ядерные реакторы и энергетические установки» приходится по две заявки от предприятий атомного отрасли России.
Где работают наши выпускники
ОАО «Сибирский химический комбинат», ФГУП «Атомфлот», ФГУП «Горно-химический комбинат» г. Железногорск, ГНЦ РФ «НИИ атомных реакторов», РФ «Институт физики высоких энергий» г.
Протвино, ОА «Атомэнергопроект», Балаковская АЭС, Белоярская АЭС, Ростовская АЭС, Калининская АЭС, Кольская АЭС, Ленинградская АЭС, Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова РАН г. Гатчина, НИЦ «Курчатовский Институт», Объединенный институт ядерных исследований, г. Дубна.
Возможные должности
Инженер, инженер-проектировщик, научный сотрудник, руководитель подразделения, инженер управления ЯР, оператор реакторного отделения, главный инженер, заместитель генерального директора АЭС.
Учебный план
Учебны планы приема 2020 года по специализациям:
Изотопные технологии и материалы
Программа нацелена на подготовку специалистов в области разделения изотопов и получения современных изотопно-модифицированных материалов.
Объекты профессиональной деятельности магистранта:
- приборы анализа и системы управления разделительными каскадами, технологическое оборудование переработки, утилизации и обезвреживания промышленных отходов,
- плазменные, лазерные, мембранные, ионообменные установки, технологии получения моноизотопной и изотопно-модифицированной продукции,
- математические модели для теоретического и экспериментального исследования явлений и закономерностей в области физики разделения изотопных и молекулярных смесей.
Выпускник программы получает необходимые компетенции, которыми должен обладать современный магистр, позволяющие ему решать научно-технические, технологические и производственные проблемы предприятий и внедрять полученные результаты в производство.
В процессе обучения студенты проходят практику на предприятиях Государственной корпорации «Росатом», участвуют в поддержанных грантами научных проектах по совершенствованию уже существующих и созданию новых технологий ядерно-топливного цикла, получая бесценный опыт работы на уникальном лабораторном и научно-исследовательском оборудовании.
Дисциплины специализации:
- Изотопно-модифицированные материалы;
- Основы технологии фабрикации ядерного топлива;
- Реакторное производство изотопов;
- Изотопная селективность физико-химических процессов;
- Лазерные изотопные технологии и лазерные методы диагностики;
- Плазменные процессы и технологии ядерно-топливного цикла;
- Газофазные методы разделения изотопов;
- Электрохимические технологии разделения изотопов;
- Мембранные процессы и технологии.
Трудоустройство и карьера
После окончания магистратуры выпускники работают на предприятиях:
АО «Сибирский химический комбинат» г. Северск, ПАО «Новосибирский завод химконцентратов», АО «ПО «Электрохимический завод» г. Зеленогорск, ФГУП «Горно-химический комбинат» г. Железногорск, ФГУП «Комбинат «Электрохимприбор», г. Лесной, ФГУП «РФЯЦ – ВНИИТФ им. академ. Е. И. Забабахина» г. Снежинск, ФГУП “РФЯЦ – ВНИИЭФ” г. Саров.
Учебные планы приема 2020 года по специализации:
Ядерная и радиационная безопасность
Программа нацелена на подготовку специалистов в области ядерной безопасности, радиационного контроля атомной отрасли, радиационной экологии, ядерных технологий и приборостроения, мониторинга радиоактивности окружающей среды и доз облучения живых организмов.
Программа обеспечивает обучающимся экспертные знания Законодательства Российской Федерации в области обеспечения радиационной безопасности, национальных и международных гарантий нераспространения ядерных материалов, в том числе благодаря применению мер информационной безопасности в области ядерных технологий.
Программа направлена на освоение технологий и элементов систем ядерной безопасности, приобретение необходимых знаний для моделирования переноса и распространения радиоактивных веществ, прогнозирования и анализа сценариев развития потенциальных радиационных инцидентов, разработке мер по их предотвращению.
Результаты обучения
Выпускник программы:
- Создает теоретические, физические и математические модели, описывающие процессы и механизмы переноса излучений, ядерных материалов, радиоактивных веществ, и применяет их для решения задач в области ядерной и радиационной безопасности.
- Применяет методы дозиметрии и радиометрии для исследования физических явлений, процессов переноса ионизирующих излучений, радиоактивных веществ в различных средах, методы и средства технической защиты информации по объектам и операциям с ядерными и другими радиоактивными материалами.
- Анализирует безопасность, сценарии потенциально возможных аварий, риски систем и элементов энергетических установок и оборудования первого контура, определяет их влияние на параметры нормальной эксплуатации АЭС, рассчитывает радиационную защиту.
- Создает модели нарушителя, сценарии несанкционированных действий, классифицирует тип нарушителя, оценивает последствия радиационного воздействия совершаемых действий нарушителей в отношении ядерных материалов и установок, выбирает соответствующие средства оснащения физической защиты объектов, прогнозирует тактику нарушителей.
- Составляет и анализирует сценарии потенциально возможного повышения радиационного фона, активности радиоактивных газов и аэрозолей, связанных с погодными условиями или иными факторами, разрабатывает методы снижения риска их возникновения, определяет источники аномалий.
Трудоустройство и карьера
- АНО ДПО «Техническая академия Росатома», г. Обнинск, Калужская обл., договор № 60-д/0514/19 от 20.06.2019.
- АО «Концерн Росэнергоатом» «Белоярская атомная станция», г. Заречный, Свердловская обл., договор № 294-О/общ от 19.02.2016.
- ФГУП «Российский федеральный ядерный центр – Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики», г. Саров, Нижегородская обл., договор № 195/15985-Д-2017 от 11.04.2017.
- ФГУП «Горно-химический комбинат», г. Железногорск, Красноярский край, договор № 01-09-19/276/44-Д/СП/19 от 18.04.2019.
- АО «ЦС «Звездочка», г. Северодвинск, Архангельская обл., договор № 38-Д/общ от 16.04.2018.
- АО «Концерн Росэнергоатом» «Калининская атомная станция», г. Удомля, Тверская обл., договор № 2-Д/общ/18 от 24.10.2018.
- АО «Концерн Росэнергоатом» «Кольская атомная станция», г. Полярные Зори, Мурманская обл., договор № 166-О/общ от 19.01.2016.
- АО «Концерн Росэнергоатом» «Ленинградская атомная станция», г. Сосновый бор, Ленинградская обл., договор № Ф09/05-06/05 от 08.02.2016.
- АО «Научно-исследовательский институт приборов», г. Лыткарино, Московская обл.
- Красноярский филиал АО «Государственный специализированный проектный институт», г. Железногорск, Красноярский край.
- Новосибирский филиал АО «Государственный специализированный проектный институт», г. Новосибирск.
- ФГУП «Приборостроительный завод», г. Трехгорный, Челябинская обл.
- АО «Сибирский химический комбинат», г. Северск, Томская обл.
Саров, Нижегородская обл., договор № 195/15985-Д-2017 от 11.04.2017.
Новосибирск.Стратегические партнеры
Российские:
Московский инженерно-физический институт (МИФИ), Петербургский институт ЯФ РАН (г. Гатчина), Объединённый институт ядерных исследований (г. Дубна), Институт физики высоких энергий (г. Протвино), НИИ Онкологии СО РАМН (г. Томск)
Зарубежные:
институты и университеты Японии, Германии, Англии, Чехии и Австрии.
Возможные должности
Инженер; инженер-проектировщик; научный сотрудник; руководитель подразделения; дозиметрист, заместитель генерального директора, генеральный директор.
Учебные планы приема 2020 года по специализации:
Важной особенностью обучения является участие в проблемно-ориентированной научной работе по разработке и внедрению перспективных технологий учета, контроля и физической защиты ядерных материалов по заказу ведущих предприятий атомной отрасли.
Nuclear Science and Technology
Здесь вы можете ознакомиться с полнотекстовой версией описания образовательных программ – NST_full version
Программа вступительных испытаний
Entrans examenation program
Англоязычная модульная программа магистерской подготовки «
Nuclear Science and Technology» объединяет в себе подготовку специалистов по трём англоязычным образовательным профилям:- Nuclear Power Engineering (Ядерные реакторы и установки)
- Nuclear Medicine (Ядерная медицина), реализуется в сетевой форме совместно с СибГМУ, г. Томск
- Safety, Security and Non-Proliferation of Nuclear Materials (Безопасность и нераспространение ядерных материалов).
Учебный процесс по всем профилям программы осуществляется на английском языке, в том числе в многонациональных студенческих группах.
Результаты обучения
Ключевые компетенции:
- Создание математических моделей процессов и объектов на базе стандартных пакетов автоматизированного проектирования и исследований;
- Ведение разработок в области теории автоматического управления реакторами и другими физическими установками;
- Разработка ядерных установок и технологий, обладающих высокой эффективностью, безопасностью и защищенностью;
- Разработка новых высокоэффективных технологий получения новых видов топлива, современных ядерных и конструкционных материалов;
- Разработка методов повышения безопасности ядерных установок, материалов и технологий;
- Разработка проектов технических условий, стандартов и технических описаний новых ядерных установок, материалов и изделий.
Отличительной характеристикой программы является то, что студенты имеют уникальную возможность проводить учебно-исследовательскую часть их профессиональной подготовки на базе исследовательского реактора ТПУ.
Производственная практика обучающихся организуется на базе предприятий государственной корпорации «Росатом», обучающимся предоставляется возможность в процессе обучения участвовать в реальных научных разработках и реальных проектах ТПУ, Госкорпорации «Росатом», НЯЦ Республики Казахстан (г. Курчатов), в том числе пользоваться современным оборудованием партнеров. что позволяет будущим специалистам применять приобретенные в ходе теоретической подготовки знания, навыки и умения в практической деятельности.
Организации и предприятия возможного трудоустройства
- Промышленные предприятия атомно-энергетического цикла
- Образовательные учреждения, деятельность которых связана с атомно-энергетической отраслью
- Организации и предприятия контура ГК РОСАТОМ
- Техническая академия ГК РОСАТОМ
- Научно-исследовательские институты.
Где работают наши выпускники
ОАО «Сибирский химический комбинат», ФГУП «Атомфлот», ФГУП «Горно-химический комбинат» г.
Железногорск, АНО ДПО «Техническая академия Росатома».
Возможные должности
Инженер, инженер-проектировщик, научный сотрудник, руководитель подразделения, инженер управления ЯР, оператор реакторного отделения, главный инженер, заместитель генерального директора АЭС.
Ознакомиться с Учебным планом Nuclear Power Engineering (Ядерные реакторы и установки)
Профиль «Nuclear Medicine (Ядерная медицина)»Результаты обучения
Ключевые компетенции:
- Разработка и проведение проверки планов лечения в лучевой терапии с использованием современных систем планирования на медицинских ускорителях в соответствии с требованиями медицинских стандартов;
- Применение методов оптимизации, анализа вариантов, поиска решения многокритериальных задач, учета неопределенностей при проектировании;
- Создание новых методов расчета современных физических установок и устройств для медицинской отрасли, разработка методов регистрации ионизирующих излучений;
- Техническое сопровождение лучевой терапии, лучевой диагностики и интервенционной радиологии, радионуклидной диагностики и терапии, медицинского применения источников неионизирующих излучений, мероприятий по обеспечению радиационной безопасности.
Программа по профилю «Nuclear Medicine» реализуется совместно с Сибирским государственным медицинским университетом с привлечением современной лабораторной базы Томского областного онкологического диспансера.
Наличие многолетнего опыта разработки и производства медицинских радиофармпрепаратов с использованием таких базовых установок ТПУ, как исследовательский ядерный реактор ИРТ-Т и циклотрон Р-7М, уникальной для России технологии и оборудования интраоперационной лучевой терапии на базе бетатронов делают данную программу привлекательной для абитуриентов-будущих медицинских физиков.
Организации и предприятия возможного трудоустройства
Лечебно-диагностические учреждения и организации, научно-исследовательские учреждения, проектно-конструкторские бюро и организации, высшие учебные заведения. Выпускники имеют возможность продолжить обучение в аспирантуре.
Где работают наши выпускники
Томский национальный исследовательский медицинский центр Российской академии наук (г.
Томск), Томский областной онкологический диспансер (г. Томск), Государственная корпорация «Росатом», Томский политехнический университет (г. Томск), Петербургский институт ядерной физики им. Б.П. Константинова Национального исследовательского центра Курчатовский институт (г. Гатчина), Московская городская онкологическая больница №62 Департамента здравоохранения города Москвы (г. Москва), Центр высокоточной радиологии «GAMMA CLINIC» при МРНЦ им. А.Ф. Цыба НМИЦ радиологии МЗ РФ (г. Обнинск), Новосибирский государственный технический университет (г. Новосибирск), Национальный ядерный центр Республики Казахстан (г. Курчатов, Казахстан).
Возможные должности
- Исследователь и медицинский физик в области планирования лучевой терапии
- Исследователь и медицинский физик в области клинической дозиметрии
- Радиолог / эксперт в области радиационной безопасности
- Исследователь и медицинский физик в области визуализации
- Преподаватель дисциплин в области ядерной медицины
Ознакомиться с Учебным планом Nuclear Medicine (Ядерная медицина)
Профиль «Safety, Security and Non-Proliferation of Nuclear Materials (Безопасность и нераспространение ядерных материалов)»Результаты обучения
Ключевые компетенции:- Применение экспериментальных методов анализа параметров веществ, подлежащих государственному учету и контролю;
- Исследование особенностей изменения баланса ядерных и радиоактивных материалов на предприятиях ядерного топливного цикла;
- Создание моделей и описание процессов, протекающих на предприятиях ядерно-топливного цикла при проведении учета и контроля ядерных материалов, а также при построении систем физической защиты промышленных объектов с учетом требований нормативной базы Российской Федерации и мировых стандартов;
- Планирование и организация мероприятий, обеспечивающих ядерную безопасность при хранении, использовании и транспортировке ядерного топлива на АЭС;
- Разработка и оценка эффективности систем защиты ядерных и технически сложных объектов с учетом особенностей объекта.
Учебная лаборатория систем физической защиты и противодействия ядерному терроризму ТПУ, на базе которой реализуется практическая часть подготовки по данному профилю, оснащена cпециализированными стендами, в частности, элементами и устройствами системы оптико-электронного наблюдения, контроля и управления доступом, пожарно-охранной сигнализации и т.д.
Организации и предприятия возможного трудоустройства
- Организации и предприятия контура ГК РОСАТОМ
- Техническая академия ГК РОСАТОМ
- Научно-исследовательские институты
- Образовательные учреждения, деятельность которых связана с атомно-энергетической отраслью
Возможные должности
Инженер, инженер-проектировщик, научный сотрудник, руководитель подразделения, преподаватель.
Учебный план
Ключевые дисциплины профиля «Safety, Security and Non-Proliferation of Nuclear Material»
- Международные и национальные основы регулирования ядерной безопасности
- Ядерная и радиационная безопасность
- Национальные и международные гарантии нераспространения ядерных технологий
- Методы и процедуры учета и контроля ядерных материалов
- Учет и контроль ядерных материалов в ядерно-топливном цикле
- Методы и приборы измерений ядерных материалов
- Физическая защита объектов использования атомной энергии
- Командный проект «Разработка базовых решений для проекта строительства объектов использования атомной энергии»
- Оценка риска и проведение государственных измерений ядерной безопасности
Остались ли ядерные отходы в 5ом реакторе? Дрон Elios 2 в Чернобыле |
DroneUA в партнерстве с Flyability провели инспекцию реактора на Чернобыльской АЭС с целью определения, присутствия ядерных отходов в одном из недостроенных реакторов станции.
На момент катастрофы, строительство пятого блока Чернобыльской АЭС близилось к завершению. Учитывая спешку, не было никаких записей о наличии ядерного топлива в бассейнах реактора. Спустя 33 года, специальная команда по выводу из эксплуатации Чернобыльской АЭС обратилась в DroneUA для проведения инспекции в пятом реакторе, с целью определить:
1) присутствие урановых топливных стержней в бассейнах
2) наличие оборудования необходимого для функционирования реактора
Дрон Elios 2 преимущественно используется для инспекций на действующих атомных электростанциях, сокращая время выполнения работ и повышая безопасность персонала. В данном сценарии все было иначе:
“Миссия в Чернобыле была напряженной, потому что стена, через которую нам пришлось пролететь, была высотой 70 метров и мы смогли бы вернуть дрон в случае потери сигнала” — говорит Чарльз Рей, менеджер по обучению в Flyability:
“Но инспекция увенчалась успехом, и заказчик остался доволен собранными данными”.
Команда по выводу из эксплуатации имела небольшой опыт использования дронов для удаленного сбора визуальных данных.
Elios 2 — дрон совершенно другого уровня, это уникальный инструмент для проведения подобных инспекций, поскольку он находится внутри защитной клетки, что позволяет ему работать в труднодоступных пространствах и собирать высокоточные визуальные данные.
Используя Elios 2, пилоты смогли погрузиться в сердце пятого реактора и собрать достаточно визуальных данных, этим самым подтвердив отсутствие ядерных отходов внутри реактора.
Результаты были значительными, поскольку традиционными методами проведения инспекций невозможно было собрать никаких доказательств того, что бассейны для хранения были пустыми, и подобная инспекция потребовала бы привлечения огромных ресурсов. По окончанию инспекции Команда по выводу из эксплуатации планировала включить визуальные свидетельства, собранные Elios 2, в отчет о состоянии реакторов АЭС и представить материалы мировому сообществу.
Компания Flyability специализируется на производстве дронов, предназначенных для доступа в труднодоступные места, обладающих безопасной, устойчивой к столкновениям конструкцией.
DroneUA — это международный системный интегратор беспилотных решений. В структуре компании функционируют собственные инженерные и производственные подразделения, открыт центр по обработке данных. Drone.UA – дистрибьютор коммерческих и промышленных решений компании DJI и Parrot, дистрибьютор программного обеспечения Drone Deploy и Pix4D на территории Восточной Европы и Кавказа.
Компания ведет свою деятельность в сферах, энергетики и нефтегазовой промышленности, а также в сферах геодезии и топографии. Основными направлениями работы Drone.UA являются, разработка и внедрение отраслевых решений, основанных на технологии дронов, предоставление услуг, с использованием БПЛА, а также обработка получаемых с помощью беспилотников данных. Технологии Drone.UA используются на более чем 4 млн гектаров посевных площадей Украины.
Группа компаний Drone.UA является ТОП 3 наиболее инновационным предприятием в сельскохозяйственном секторе Украины по версии издания FORBES. И входит в перечень ТОП 20 самых инновационных предприятий Украины.
Лекция 20: Как работает ядерная энергия | Видео лекции | Введение в ядерную технику и ионизирующее излучение | Ядерная наука и инженерия
Следующее содержимое предоставляется по лицензии Creative Commons. Ваша поддержка поможет MIT OpenCourseWare продолжать предлагать высококачественные образовательные ресурсы бесплатно. Чтобы сделать пожертвование или просмотреть дополнительные материалы из сотен курсов MIT, посетите MIT OpenCourseWare по адресу ocw.mit.edu.
МАЙКЛ ШОРТ: Итак, сегодня я хотел дать вам некоторый контекст того, почему мы изучаем все нейтронные материалы и рассматриваем все типы реакторов, которые до этого года вы впервые узнали о нелегкой воде. Реакторы в Массачусетском технологическом институте были после того, как вы покинули Массачусетский технологический институт.
Я это тоже помню, будучи студентом. Единственное знакомство с не легководными реакторами произошло на нашем курсе проектирования, потому что мы решили его спроектировать.
Итак, я хотел показать вам, ребята, все различные типы существующих реакторов, как они работают, и начать генерировать и мариновать во всех различных переменных и номенклатурах, которые мы будем использовать для разработки уравнений переноса нейтронов и диффузии нейтронов. . Самое приятное то, что теперь, до второго теста, вы можете практически забыть о концепции заряда.Так что 8.02 может вернуться на полку, потому что каждое взаимодействие, которое мы делаем здесь, нейтрально, нейтрально.
Там будет радиоактивный распад, которого нет. Но все нейтроны нейтральны. Это не значит, что это будет просто. Просто все будет по-другому. А между тем, сегодняшний день не будет особенно напряженным, но я хочу показать вам, куда мы идем. И это связано с педагогическим изменением, которое мы сделали в этом отделе, начиная с этого года.
И вы, ребята, первое испытание этого.
Сначала мы переключаемся на контекст, а потом на теорию. Лично мне гораздо интереснее изучать теорию чего-то, для чего, как я знаю, существует приложение. Кто тут согласится? Практически всем. В ПОРЯДКЕ. Ага. Я тоже так думал. Так что, в конце концов, у нас были споры среди преподавателей о том, что вы должны изучить теорию, чтобы понять приложение. И это работает очень хорошо, когда вы сами говорите это за закрытой дверью офиса. Но дело в том, что я в этом ради… да.
Я в нем для максимального сохранения предмета, так что в любом порядке, который работает лучше всего. И похоже, для вас, ребята, это работает лучше всего. Это то, что мы делаем со всей программой бакалавриата, а не только с этим классом. Итак, давайте приступим ко всем различным методам создания ядерной энергии, как деления, так и синтеза, и переключим передачу, поскольку мы имеем дело с нейтронами. Я не знаю, что случилось с… о, вот так.
Идея здесь в том, что нейтроны поражают такие вещества, как уран и плутоний, делящиеся изотопы, которые вы, ребята, видели на экзамене, и вызывают выброс других нейтронов.
И когда мы придумаем эти переменные, я начну размещать их здесь. Чтобы заполнить их все, может потребоваться больше, чем доска. И я предупреждаю вас заранее, это единственный раз в этом курсе, когда мы будем иметь V и ню, греческую букву ню, на доске одновременно. И я собираюсь сделать очевидным, какой из них nu, а какой V.
Итак, этот параметр, который описывает, сколько нейтронов выходит из каждой реакции деления, мы называем nu, или среднее число, которое вы увидите. в таблицах данных как ну бар.И так как мы придумываем такие вещи, я начну их рассматривать. И идея здесь в том, что каждое ядро урана-235, или плутония, или любого другого ядра порождает от двух до трех нейтронов, точное число которых до сих пор является предметом горячих споров, и я не думаю, что это действительно имеет значение, сделает пару продукты деления, отнимающие большую часть тепла ядерной реакции.
И я просто хочу остановиться на этом, хотя вы знаете, что будет цепная реакция. И это то, что делает ядерную энергетику реальностью. И мы можем пройтись по временной шкале того, что на самом деле происходит при делении и что это за ядерная реакция на самом деле. Итак, в данном случае это реакция, в которой нейтрон движется к, на этот раз мы собираемся дать ему название, ядро урана-235. И оно очень временно, как я показал вам вчера, образует составное ядро, какое-то большое возбужденное ядро, которое существует примерно от 10 до минус 14 секунд.
Чтобы он не разлетелся мгновенно. На самом деле происходит поглощение нейтронов, что-то вроде ядерной нестабильности, и в этот момент два ваших продукта распада распадаются.Заметьте, у вас нет… назовем их продуктом деления один и продуктом деления два. Заметьте, у вас еще нет нейтронов. Производство нейтронов не является мгновенным по следующей причине. Если вы помните времена ядерной стабильности, когда мы рисовали, скажем, я думаю, что это, может быть, Z, а это N. И я думаю, что это была домашняя задача. И нужно было придумать какую-то кривую наилучшего соответствия наиболее стабильной комбинации НЗ для ядра.
Это была не прямая линия.Это было что-то порядка N равно – что это? –1.0055Z плюс некоторая постоянная, что-то с довольно небольшим наклоном. Что ж, если у вас есть тяжелое ядро, такое как уран-235, и вы расщепляете его на части, давайте просто притворимся, что оно расщепляется поровну, вы как бы расщепляете это ядро по довольно нестабильной линии. И, как вы видели в полуэмпирической формуле массы, незначительная нестабильность имеет очень большое значение для того, чтобы сделать ядро крайне нестабильным. Допустим, вы создали пару продуктов деления, которые только что расщепили это ядро с той же пропорцией протонов и нейтронов.
Как они разложатся? Или как они могут разлагаться? Есть несколько разных способов. Что вы думаете, ребята?
ЗРИТЕЛИ: Он может испускать нейтроны.
МАЙКЛ ШОРТ: Он может испускать нейтроны, если он действительно нестабилен, и в этот момент его число просто уменьшится. Или как еще он мог развалиться?
АУДИТОРИЯ: Альфа-распад.
МАЙКЛ ШОРТ: Альфа-распад. Посмотрим, да, многие из них будут… более тяжелые имеют склонность к альфа-распаду. Что он будет делать при альфа-распаде? Что касается альфы, я думаю, все пойдет в этом направлении, верно? Знаешь что? Я пока этого не исключаю.Так что давайте с этим. Как еще они могли разлагаться?
АУДИТОРИЯ: Через бета-распад.
МАЙКЛ ШОРТ: Через бета-распад, скажем, в этом направлении. Практически все это происходит, просто не обязательно в этом порядке. Когда у вас есть очень, очень асимметричное ядро, многие из этих продуктов деления испускают нейтроны почти мгновенно в диапазоне от 10 до минус 17 секунд, невероятно короткий промежуток времени. Вы начнете распадаться вниз немного. Но вы не совсем на линии стабильности, поэтому многие продукты деления продолжают существовать.И они отдают свою кинетическую энергию, отражаясь от различных атомов в материале, создавая тепло. Но многие из них также будут отправлять бета- или гамма-данные.
И им может потребоваться от 10 до минус 13 секунд, независимо от периода полураспада конкретного изотопа.
И примерно через, скажем, от 10 до минус 10 до 10 до минус 6 секунд, в зависимости от изотопа в среде, эти два продукта деления остановятся. И давайте просто скажем, что они останавливаются на достигнутом. Итак, весь процесс деления на самом деле довольно сложный процесс.
Сначала нейтрон поглощается, образуя составное ядро. Затем он распадается. Затем эти отдельные продукты деления подвергаются наиболее подходящему для них распаду. И это источник нейтронов в делении. Иногда один из этих продуктов деления может быть особенно нестабильным. И это может испустить два нейтрона. В других случаях, хотя я не знаю ни одного случая, который приходит мне в голову, это может быть ни один. Но это вся хронология событий в делении и обоснование того, почему это происходит прямо с первого месяца 22 года.01.
И я хотел получить некоторые ядерные данные, чтобы вы могли увидеть, как эти значения обычно выглядят, а также где их найти. Я собираюсь снова заняться клонированием экрана. Ну вот.
Так что я уже заранее подтянул библиотеку JANIS. Я уже нажал на уран-235. Благодаря вам, ребята, у меня теперь есть все данные на моей рубашке, так что вы можете видеть немного лучше. У меня тоже на экране.
Итак, давайте посмотрим на это значение прямо здесь, общее количество нулей, производство нейтронов. И я увеличу его, чтобы его было лучше видно.Я нажал на правильный? Ага. Так что взгляните на это. Общее количество нейтронов, произведенных во время U-235, для большинства энергий колеблется около 2,4 или около того. Были споры о том, 2,43 или 2,44. И это линейная шкала. Это не очень полезно. Перейдем к логарифмической шкале.
Это больше похоже на то, что я привык видеть. Большая часть деления U-235 происходит в тепловой области, в области, где нейтроны находятся на значениях, скажем, отсечки, обычно около одного электрон-вольта или ниже по средней энергии.И ню-бар фантастически постоянен на этом уровне. Затем, по мере того, как вы поднимаетесь и поднимаетесь в энергии, вы начинаете производить все больше и больше нейтронов.
Почему, ребята, вы думаете, что это так? Что вы делаете с этим составным ядром, увеличивая энергию поступающих нейтронов?
АУДИТОРИЯ: Будет больше энергии.
МАЙКЛ ШОРТ: У него самого будет больше энергии. Вы можете возбудить другие ядерные состояния, которые затем могут привести к другим видам распадов или к другому испусканию нейтронов. Так что для меня это причина, по которой, как только вы достигаете около 1 МэВ, вы можете начать видеть, что испускается намного больше нейтронов.Причина, по которой мы обычно рассматриваем это как константу (заметьте, я не придал ей энергетической зависимости), заключается в том, что большая часть происходящего деления происходит при тепловых энергиях.
Для этого я хочу показать вам сечение деления. Поперек очень много. И это, вероятно, будет на другом графике, потому что в других единицах измерения. И это дает вам грубую оценку на атом: какова вероятность деления в зависимости от энергии поступающих нейтронов? При этих высоких энергиях у вас относительно низкие поперечные сечения или низкие вероятности деления.
Еще есть эта сумасшедшая резонансная область, похожая на косые усы. Но затем, когда вы спускаетесь на нижние энергетические уровни, вероятность того, что произойдет деление, становится намного больше, фактически, экспоненциально больше. Так что почти все деление в легководном реакторе или любом другом тепловом реакторе происходит при тепловой энергии. И именно поэтому мы принимаем nu bar за константу. В этом нет необходимости, особенно если вы анализируете так называемый реактор на быстрых нейтронах или реактор, популяция нейтронов которого намеренно остается быстрой.
Итак, на этом я хочу запустить некоторые из различных типов реакторов, которые вы можете увидеть. И вы, ребята, уже сделали эти расчеты в задаче номер один, так что мне не нужно повторять их для вас. Давайте сразу перейдем к аббревиатурам. Итак, если вы еще не поняли это, ядерная сфера — довольно плотное поле для аббревиатур. Может ли кто-нибудь сказать, что знает все сокращения на этом слайде? Вы узнаете о 90% из них примерно через 90 минут.
Так что все в порядке. Или, по крайней мере, вы их видели.Какой-то взгляд совершенно незнакомый?
АУДИТОРИЯ: Большинство из них.
МАЙКЛ ШОРТ: Большинство из них?
[СМЕХ]
Что ж, давайте покончим с ними. Итак [НЕВнятно], в прошлый четверг уже показывали вам принципиальную схему кипящего реактора, одного из типов легководных реакторов. И причина того, что это тепловой реактор, в том, что он полон воды. Вода, как мы видели в нашем старом аргументе с уравнением q, очень хорошо останавливает нейтроны, потому что, если вы, ребята, помните это, максимальное изменение энергии, которое может получить нейтрон, связано с альфа, умноженной на его поступающую энергию.Или эта альфа есть просто А минус 1 больше А плюс 1 в квадрате. И я думаю, что это было бы на самом деле 1 минус прямо здесь.
А — это массовое число того, с чем сталкиваются нейтроны. И это происходит непосредственно от массового числа нейтрона. Если вы помните, это была простейшая редукция q-уравнения, обобщенного q-уравнения для кинематики, которое мы рассматривали.
Когда я сказал, давайте рассмотрим общую форму, тогда ладно, давайте возьмем простейшую форму, упругое рассеяние нейтронов. Вот где это возвращается.Если нейтрон попадает в воду, которая состоит в основном из водорода, а А равно 1, то он может передать максимум всей своей энергии, скажем, этому атому водорода, следовательно, не давая нейтрону энергии и термируя его или замедляя это вниз очень быстро.
Чтобы показать вам, как на самом деле выглядит одна из этих вещей, это нижняя сторона BWR. [НЕРАЗБОРЧИВО] показывало вам это раньше? В ПОРЯДКЕ. Итак, вы уже видели, как это обычно выглядит. Что с турбиной? Кто-нибудь видел крупным планом турбину такого размера, гигаваттную электрическую турбину? Я пытаюсь увидеть, какой из этих пикселей является человеком.
Я не вижу ничего человеческого роста. Там есть лестница высотой около 6 футов, так что, ребята, чтобы дать вам представление о масштабе турбин, которые мы говорим, о, да, мы нарисовали турбину на нашей диаграмме. Ну, это на самом деле не так просто.
Эти вещи занимают целые коридоры или здания размером с ангар аэропорта. Я никогда не видел его в США, но я видел его в Японии. Это было намного чище, чем это. Но, в остальном, это выглядело почти так же.
И как это на самом деле работает, для тех, кто еще не посещал термоклассы, эта турбина полна различных наборов лопастей, которые изогнуты под углом, так что, когда пар выбрасывается, он передает часть своей энергии чтобы турбина вращалась.И там будет генератор, что-то вроде генератора переменного тока, для выработки электричества, который находится примерно в 100 футах от нас. Просто чтобы дать вам представление о масштабе этого материала.
Как [НЕРАЗБОРЧИВО] показал вам, водо-водяной реактор — это еще один вид легководного реактора с так называемым непрямым циклом. Так что эта вода остается под давлением. Он также остается жидким, что хорошо для замедления или замедления нейтронов. Потому что в дополнение к вероятности любого взаимодействия, некоторой сигма вероятности, если вы хотите получить общую вероятность реакции, вы должны умножить ее числовую плотность, чтобы получить макроскопическое сечение. Вот почему я ввожу этот материал в начале урока, чтобы у вас было время помариноваться в нем, а затем вернуться и вспомнить, о чем он был.
Таким образом, каждая реакция, протекающая в ядерном реакторе, имеет свое поперечное сечение. Нам, вероятно, понадобится половина доски для этого. Вы можете сказать, что у вас есть полное микроскопическое поперечное сечение. Все это будет зависеть от энергии нейтронов. Какова вероятность того, что что-то вообще произойдет? И они на самом деле сведены в таблицу на веб-сайте JANIS.Итак, давайте отключим ее, избавимся от производства нейтронов и пройдем весь путь до самого верха, всего n запятых.
Итак, все это написано на языке ядерных реакций, где, если у вас есть, скажем, n запятых, это означает, что входит нейтрон, и это реакция, на которую вы смотрите. Итак, этот файл данных, как только я его открою, даст вам вероятность того, что вообще что-нибудь произойдет. Вы можете видеть, что по мере того, как энергия нейтронов становится выше, вероятность того, что что-то вообще произойдет, становится все меньше и меньше, и меньше.
И он повторяет форму большинства других поперечных сечений. И я собираюсь оставить это здесь.
У вас также есть несколько разных реакций. У вас может быть разброс. Назовем тот разброс, который, как мы уже сказали, может быть либо упругим, либо неэластичным. Для нас может не иметь значения с точки зрения нейтронной физики, является ли столкновение упругим или неупругим. Все, что имеет значение, это то, что нейтрон входит и выходит более медленный нейтрон. Потому что нас здесь действительно интересует отслеживание полной популяции нейтронов в любой точке реактора.
Итак, мы дадим этому вектор положения r, который только что получил x, y и z, или любую другую систему координат, которую вы можете использовать. Я предпочитаю декартову, потому что это имеет смысл. При каждой энергии, идущей в любом направлении, так что теперь у нас есть сплошной угловой вектор, в котором в любой момент времени есть как тета, так и фи. И вся цель того, что мы собираемся делать сегодня и всю следующую неделю, состоит в том, чтобы выяснить, как вы решаете и упрощаете эту популяцию нейтронов?
Не забудьте указать это как скорость.
Посмотрим. Позвольте мне вернуться к поперечным сечениям и прочему. Если мы хотим знать, сколько нейтронов находится в определенном маленьком элементе объема, в некотором объеме d, в некотором определенном небольшом приращении энергии, dE, путешествующем под каким-то очень маленьким телесным углом, d омега, предположительно, если у вас есть эта функция , тогда вы знаете направление, местоположение и скорость каждого нейтрона повсюду в реакторе.
И это, в конечном счете, то, что делает группа Бена и Корда, Группа по физике вычислительных реакторов, решает эту или ее упрощенную версию снова, и снова, и снова для разных видов геометрии.А для этого вам нужно знать скорости реакций всех видов возможных реакций, которые могут вывести нейтрон из его текущего положения, например, если он окажется в движении, а большинство из них так и есть, из своего текущего положения. энергетическая группа. Практически любая реакция заставит нейтрон терять энергию. О какой единственной реакции, о которой мы говорили, нейтрон абсолютно не теряет энергии? Это тип рассеивания.
ЗРИТЕЛИ: Рассеяние вперед?
МАЙКЛ ШОРТ: Да, точно, рассеяние вперед.Итак, для прямого рассеяния для случая, когда тета-рассеяние равно 0. Опять вы промахнулись. На самом деле нейтрон вообще не изменил направление. И, следовательно, он не передавал никакой энергии. Но для всего остального, для каждой другой возможной реакции, будет связанное с ней изменение энергии и, вероятно, некоторое соответствующее изменение угла, потому что нейтрон не может просто двигаться, ударяться во что-то и продолжать двигаться медленнее. Должно произойти какое-то изменение импульса, чтобы сбалансироваться с этим изменением энергии.
И он может немного двигаться в другом направлении. И все это происходит как функция времени. Как вы можете видеть, это довольно быстро становится довольно волосатым. Вот почему мы помещаем полное уравнение на футболки нашего отдела. Но никто никогда не решает проблему полностью. Что мы собираемся рассмотреть, так это то, как упростить это до чего-то, что можно решить с помощью ручки и бумаги или, возможно, гигантского компьютера? Но это возможно.
Итак, внутри этой суммы сигм мы говорили о различном рассеянии.И тогда вы могли бы иметь поглощение во всех его различных формах. Какие реакции с нейтроном могут привести к его поглощению?
АУДИТОРИЯ: Деление.
МАЙКЛ ШОРТ: Да, деление. Спасибо. Так что будет какое-то сигма-сечение деления в зависимости от энергии. И если он не шипит, а впитывается, мы называем это захватом. Но захват также может означать целую кучу разных вещей, верно? Также может быть целая куча других ядерных реакций. Может быть реакция, в которой один нейтрон входит, два нейтрона выходят, как мы рассматривали бериллий в статье Чедвика с первого дня, или как то, что на самом деле существует для этого вещества.
Итак, JANIS не любит мультитач, так что вам придется смириться с мелким шрифтом на экране. Но должно быть… да, вот оно. В поперечном сечении номер 16 существует вероятность того, что внутрь войдет один нейтрон. Это z — это то, чем окажется ваша приближающаяся частица. И в этом случае мы знаем, что это нейтрон, потому что мы выбрали данные о нейтронах.
А 2n означает, что выходят два нейтрона. Давайте построим это поперечное сечение.
Вы можете видеть, что значение равно 0, пока не нажмете 4 или 5.О, на самом деле это 5,297781 МэВ. Так что это значение q, при котором происходит включение этой конкретной реакции. Может быть причиной небольшого скачка в общем поперечном сечении. Так что технически, если бы мы включили каждое поперечное сечение в этой базе данных, это должно было бы в сумме составить вот эту красную линию. Таким образом, вы можете начать понимать, какая часть всех реакций урана-235 связана с делением. Это то, что мы хотим использовать.
Итак, давайте найдем расщепление прямо там.О, вау, реакция 3n. Я хочу это увидеть. Этого не происходит до 12 МэВ. Ага. Таким образом, нейтроны обычно не достигают 12 МэВ в ядерном реакторе. Так что это прекрасный надуманный предлог, чтобы ввести еще одну переменную. Это называется спектром ци или так называемым спектром рождения деления. Ага.
Мы уже говорили о рождении нейтронов и их количестве.
Но мы не сказали, при какой энергии они рождаются. В термоядерных реакторах это довольно просто. Вы уже рассмотрели это дело.Что это? 14,7 МэВ. Это намного проще. Это слияние. Для расщепления все не так просто. В случае деления, если вы нарисуете энергию в зависимости от этого спектра ци, получится интересно выглядящая кривая от примерно 1 МэВ до примерно 10 МэВ с наиболее вероятной энергией около 2 МэВ.
Таким образом, вы не получите нейтронов с энергией, необходимой для 3n-реакции в обычном ядерном реакторе, просто этого не произойдет. Но хорошо, что вы знаете, что это существует. Итак, давайте пойдем и ответим на мой первоначальный вопрос.Какая часть полного сечения приходится на деление?
Большая часть, особенно при низких энергиях. Итак, позвольте мне избавиться от этих 2n и 3n, потому что они как бы портят наши данные. Это мешает видеть. Так-то лучше. Таким образом, вы можете видеть, что при энергиях ниже, скажем, порядка кэВ или около того, почти все реакции, происходящие с нейтронами в уране-235, являются делением.
Это часть того, что делает его особенно хорошим изотопом для использования в реакторах. Во-вторых, вы можете найти его в земле, в отличие от большинства других делящихся изотопов, в отличие, я думаю, от любых других делящихся изотопов.
Торий нужно развести и превратить в уран-233. Я должен подумать об этом. Но затем вы начинаете смотреть на другие компоненты этого сечения, такие как zn prime, неупругое рассеяние, которое не включается примерно до 0,002 МэВ, но позже вносит один из основных вкладов и фактически отвечает за — Подождите, я принес это не просто так. — отвечает за этот маленький выступ в общем поперечном сечении. Так что в конце концов все эти вещи действительно имеют значение.
Но давайте подумаем, какие из них нас вообще волнуют, потому что в конечном итоге мы хотим разработать какое-то уравнение баланса нейтронов.Если бы мы могли измерить изменение количества нейтронов в зависимости от положения, энергии, угла и времени, как функцию времени, то это, вероятно, была бы частная производная, потому что здесь примерно семь переменных.
Прежде чем я напишу какие-либо уравнения, я просто буду измерять прибыль за вычетом потерь.
И хотя каждая конкретная реакция имеет свое поперечное сечение, нас интересуют лишь некоторые из них. Будет только один или два типа реакций, которые могут привести к набору нейтронной популяции в определенный объем с определенной энергией под определенным углом.А что касается потерь, нас действительно волнует только одно, полное, потому что любое взаимодействие с нейтроном приведет к тому, что этот нейтрон покинет эту маленькую группу с идеальной позицией, энергией и углом.
Так вот куда мы идем. Мы, вероятно, начнем этот маршрут во вторник, потому что сегодня я обещал вам, ребята, контекст. Вы все были на исследовательском реакторе Массачусетского технологического института. Пара из вас… уже ведете его?
АУДИТОРИЯ: Да.
МАЙКЛ ШОРТ: Потрясающе. В ПОРЯДКЕ. Ага. Да, поэтому Сара и Джаред так и делают.Кто-нибудь еще тренировался или тренировался? Нет. Я бы сказал, что люди обычно очень напуганы, когда узнают, что в Массачусетском технологическом институте есть реактор.
И они еще больше напуганы, когда узнают, что вы, ребята, им управляете.
АУДИТОРИЯ: Да.
МАЙКЛ ШОРТ: Чего они не понимают, так это того, что с 1954 года практически не было проблем. Единственное, о чем я знаю, это то, что кто-то однажды заснул за штурвалом и забыл нажать кнопку «Не звонить на Fox News», и это вызвало Фокс Ньюс или что-то в этом роде. Так что была большая история о том, что, уснув за штурвалом, игнорируя все сигналы тревоги, и системы пассивной безопасности, и резервные операторы, и все остальное, что на самом деле следило за тем, чтобы ничего не произошло.
Но в наши дни, поправьте меня, если я ошибаюсь, вам действительно нужно вставать каждые полчаса, тянуться к панели и нажимать на кнопку, верно?
ЗРИТЕЛИ: Нет. Он на консоли, но подает звуковой сигнал.
МАЙКЛ ШОРТ: Ах.
ЗРИТЕЛИ: Да, это довольно утомительно.
МАЙКЛ ШОРТ: Итак, вы хотите ударить его до того, как он подаст звуковой сигнал.
АУДИТОРИЯ: Напоминаю вам вести почасовые журналы.
МАЙКЛ ШОРТ: ОК.
АУДИТОРИЯ: Он звонит каждые полчаса.
АУДИТОРИЯ: Прошло полчаса, но мы не делаем [НЕРАЗБОРЧИВО].
МАЙКЛ ШОРТ: Ах, хорошо, да. Я слышал кнопку каждые полчаса. Попался. Прохладный. Да, так что для всех, кто смотрит на камеру или что-то в этом роде, просто знайте, что у этих парней все под контролем. Перейдем к некоторым реакторам с газовым охлаждением и объясним некоторые из этих акронимов. Есть некоторые, которые используют природный уран, хотя почти все в этой стране, вам нужно обогатить уран, чтобы получить достаточно U-235, чтобы запустить реакцию.Но вы не должны делать это в каждом случае.
Вы также увидите эти акронимы, LEU, MEU или HEU, обозначающие низкое, среднее или высокое обогащение. Принятый стандарт для низкообогащенного урана составляет 20% или ниже. Однако интересный факт: вы не можете иметь что-то с обогащением урана 19,99% и ожидать, что это будет низкообогащенный уран, потому что каждый метод измерения имеет некоторую погрешность.
И что действительно определяет, является ли это НОУ, так это то, что когда инспектор приходит и берет пробу, лучше, чтобы она была ниже 20%, включая их ошибку.
Таким образом, вы обычно видите 19,75% в качестве предела НОУ, потому что всегда есть какая-то ошибка обработки, неоднородности, ошибка измерения. Хеджируйте свои ставки, в значительной степени. Как и в Англии или Великобритании, передовые газовые реакторы работают десятилетиями. Они фактически используют CO2 в качестве хладагента, который является относительно инертным. А в качестве замедлителя они используют графит. Так что в этом случае теплоноситель и замедлитель раздельные, в отличие от наших легководных реакторов. Таким образом, графит прямо здесь находится в твердой форме и замедляет нейтроны, не так хорошо, как вода, но довольно хорошо.
Однако есть проблема, что CO2, как и все остальное, имеет естественную реакцию разложения, при которой CO2 естественным образом находится в равновесии с CO и O2. А O2 плюс графит дает газ CO2.
Графит был твердым. В разговоре с парой человек из Национальной ядерной лаборатории они сказали, что 40 лет спустя, когда они сняли крышки с этих реакторов, большая часть этого графита просто исчезла по хорошему объяснению. Он испарялся очень, очень, очень медленно в течение 40 лет или около того из-за этой естественной рекомбинации с небольшим количеством O2, находящегося в равновесии с CO2, и, возможно, некоторых других утечек.
Я уверен, что мне бы не сказали об этом, если бы произошла утечка. Так что я бы сказал, что осуществимость высока, потому что они работают уже почти полвека. Плотность мощности очень низкая. Как вы думаете, почему это так? Ага.
АУДИТОРИЯ: [НЕРАЗБОРЧИВО]
МАЙКЛ ШОРТ: М-м-м.
АУДИТОРИЯ: [НЕРАЗБОРЧИВО]
МАЙКЛ ШОРТ: Абсолютно. Так что, допустим, вам нужна такая же мощность охлаждения, но вы правы. CO2, даже если он находится под давлением, не является таким хорошим теплоносителем, как вода.Вода плотная. У него также одна из самых высоких теплоемкостей из всех, что мы когда-либо видели.
Другая причина здесь. Если вам нужна достаточная плотность реакции, то важна не только плотность на атом, но и числовая плотность. А если вы используете газообразный хладагент CO2, даже если он находится под давлением, на единицу объема происходит меньше реакций, потому что на единицу объема приходится меньше молекул CO2, чем у воды.
Вот почему мы создаем давление в наших легководных реакторах, чтобы поддерживать воду в жидком состоянии, где она является отличным поглотителем тепла, требует много энергии для ее кипения, и она очень плотная, поэтому является очень эффективным плотным замедлителем.Они были вокруг навсегда. Дай мне подумать. Когда появился Виндскейл? Виндскейл также был источником интересного пожара, о котором вы, ребята, возможно, захотите узнать. Это одна из тех ядерных катастроф, которые достигли 7 баллов по произвольной шкале. Я не совсем понимаю, как они определяют, что такое семерка.
Но на заводе в Виндскейле произошел пожар из-за накопления так называемой энергии Вигнера.
Оказывается, когда нейтроны ударяются о графит, они оставляют радиационные повреждения.И когда моя семья всегда просит меня объяснить, чем ты зарабатываешь на жизнь? И я могу только думать, что они не знают радиационного поражения. Они смотрели Гарри Поттера. Я хочу сказать, радиация, как черная магия, оставляет следы. Что ж, он оставляет следы в графите в виде атомных дефектов, на создание которых ушла энергия.
Итак, повреждая графит, вы сохраняете в нем энергию, известную как энергия Вигнера. А хранить можно столько, что просто загорается и иногда взрывается.Вот что произошло здесь, в Виндскейле. 11 тонн урана в конце концов сгорели, потому что внезапно температура в графите просто начала повышаться без какой-либо причины, по той причине, которую они тогда понимали.
Оказывается, они накопили достаточно энергии радиационного поражения, чтобы оно начало выделять больше тепла. Высвобождение большего количества тепла привело к выделению большего количества этой энергии, и это было самовоспроизводящимся, пока оно просто не загорелось и не сожгло 11 тонн урана в сельской местности.
Это был 1957 год. Итак, снова 7 баллов по шкале без единиц ядерных катастроф. Утверждают, что это, вероятно, не так плохо, как Чернобыль, поэтому им может понадобиться немного разрешения в этом масштабе.
Существует еще один тип реактора с газовым охлаждением, называемый модульным реактором с галечным слоем, гораздо более перспективный, в котором каждый топливный элемент… у вас нет топливных стержней. На самом деле у вас есть маленькие камешки, полные крошечных ядер топлива. Итак, у вас есть встроенный графитовый замедлитель размером с теннисный мяч с большим количеством песчинок UO2, охлаждаемых слоем проточного гелия или что-то в этом роде.А затем этот гелий или другой газ передает тепло воде, которая превращается в пар и поступает в турбину, как я показывал вам ранее.
Вот как на самом деле выглядит топливо. Внутри каждой из этих теннисных сфер, состоящих в основном из графита, находятся эти маленькие ядра диоксида урана примерно полмиллиметра в поперечнике, покрытые слоями карбида кремния, очень прочного и плотного материала, который удерживает продукты деления, потому что самая большая опасность от Ядерное топливо — это высокорадиоактивные продукты деления, которые из-за своей нестабильности производят всевозможные ужасные явления в течение от миллисекунд до мега-лет после работы реактора.
И поэтому, если вы держите их подальше от охлаждающей жидкости, то охлаждающая жидкость остается относительно нерадиоактивной. И такие вещи, как техническое обслуживание завода, делать безопасно.
Еще есть очень высокотемпературный реактор, предел креативности аббревиатуры. Он работает при очень высокой температуре, которая со временем неуклонно снижается, так как реальность догнала ожидания. Когда я впервые попал в эту область, они говорили, что мы будем работать при температуре 1100 градусов по Цельсию. Потом я начал изучать материаловедение.И я подумал, да, ничто не хочет быть 1100 по Цельсию. К тому времени они понизили его до 1000. Теперь они асимптотировали его примерно до 800 или 850 из-за некоторых реальных проблем в работе с гелием.
Не сам гелий, а примеси в гелии могут сильно навредить. И виды сплавов, которые им нужны, чтобы заставить это работать, эти суперсплавы никеля, такие как Alloy 230, они могут слегка науглероживать или обезуглероживать в зависимости от количества углерода в гелиевом хладагенте.
В любом случае вы теряете силу, которая вам нужна. Так что я скажу, что осуществимость от низкой до средней, потому что мы еще не видели ни одного из них.
Затем на водоохлаждаемые реакторы. Кто-нибудь здесь слышал о реакторах, которые есть у них в Канаде, реакторах CANDU? Это моя любимая аббревиатура. Я надеюсь, что это было намеренно. Это что?
ЗРИТЕЛИ: Это удобно.
МАЙКЛ ШОРТ: Ага. [СМЕЕТСЯ] Это не похоже на… ну, они ни о чем не жалеют, но все равно.Во всяком случае, одна из приятных особенностей этого метода заключается в том, что вы действительно можете использовать природный уран, потому что замедлителем является тяжелая вода. Вы должны посмотреть, что это за поперечные сечения. Несмотря на то, что дейтерий не будет замедлять нейтроны так сильно, как водород, откуда взялась моя альфа-о, она всегда была здесь. Несмотря на то, что для дейтерия A равно 2 вместо 1, это поперечное сечение поглощения, точнее… да, потому что он не делится.
Его сечение поглощения намного ниже, чем у воды.
На самом деле он работает как лучший замедлитель, потому что меньшее количество столкновений приходится на поглощение. А поскольку у вас больше нейтронов и меньше поглощение, вам не нужно обогащать уран. Вам также не нужно давить на модератора.
Таким образом, вы можете пропустить какой-либо другой хладагент через эти напорные трубки и просто иметь большой резервуар с D2O без давления, близкой к комнатной температуре, в качестве замедлителя. Проблема в том, что D2O стоит дорого. Кто-нибудь уже оценил оксид дейтерия? Наверное, на реакторе, потому что я знаю, что у вас есть барабаны с ним.
АУДИТОРИЯ: Пара тысяч за килограмм.
МАЙКЛ ШОРТ: Пара тысяч за килограмм, это дорогая бутылка воды. Это также запутает вас, если вы его выпьете, потому что многие из них, даже если они кристально чистые, отфильтрованные D2O, многое из того, что клеточный механизм зависит от коэффициентов диффузии различных веществ в воде, этих растворенных веществ в воде. А если изменить массу воды, то изменятся и коэффициенты диффузии самой воды, а также находящихся в ней вещей.
И если вы зависите, скажем, от точных концентраций натрия и калия для функционирования ваших нервов, небольшое изменение в этом может иметь большое значение для того, чтобы у вас был плохой день.
Вообще-то, у нас наверху есть кусочек одной из этих напорных труб, если кто-то хочет взглянуть. Все эти герметичные пучки топлива находятся внутри того, что они называют трубой каландрии, просто горизонтально расположенной трубы под давлением. Проблема с некоторыми из них заключается в том, что если эти прокладки выбиты со своего места, что они делают все время, эти трубки могут начать сползать вниз и становиться немного сложнее охлаждаться или касаться сторон и изменять температуру.А сейчас я углубляюсь в материаловедение. Это беспорядок.
Тогда есть старый РБМК, реактор, ставший причиной Чернобыля. Здесь также можно использовать природный уран или низкообогащенный уран. Однако проблема, которая привела к Чернобылю… одна из многих проблем, которые привели к Чернобылю, заключалась в том, что у вас есть весь этот модератор прямо здесь.
Итак, если вы потеряете свой хладагент, скажем, у вас был легководный реактор, и ваш хладагент исчезнет, ваш замедлитель также исчезнет, что означает, что ваши нейтроны больше не замедляются.Одна эта реакция сбивает с толку. Ну вот. Это означает, что ваши нейтроны больше не замедляются, а это означает, что вероятность деления может быть примерно в 10 000 раз ниже.
Итак, потеря теплоносителя в легководном реакторе может привести к повышению температуры, но это не станет для вас ядерным плохим днем. В реакторе РБМК будет и получилось. И вдобавок регулирующие стержни, которые должны были остановить реакцию, сделанные из таких материалов, как карбид бора-4, гафний или что-то с действительно большим поперечным сечением захвата, были покрыты графитом, чтобы облегчить их ввод.Итак, у вас есть стержни с замедлителем, которые вызывают дополнительное замедление, помогающее еще больше замедлить нейтроны, чтобы они еще лучше расщеплялись. И это то, что привело к тому, что называется коэффициентом положительной обратной связи.
Итак, чем больше вы пытались вставить управляющие стержни и чем больше вы пытались что-то починить, тем хуже дела становились в ядерном смысле. И где-то за четверть секунды мощность реактора увеличилась примерно в 35 000 раз. И мы будем миллисекунду за миллисекундой рассказывать о том, что произошло в Чернобыле, после того, как мы займемся всей этой нейтронной физикой, когда вы будете лучше подготовлены, чтобы понять это.Но достаточно сказать, что здесь были некоторые положительные коэффициенты, которых следует избегать любой ценой во всех конструкциях ядерных реакторов.
В самом зале реактора вы можете пойти и встать на одну из этих вещей. Это совсем другой дизайн, чем вы привыкли. Я не думаю, что кто-то позволит вам стоять на крыше сосуда высокого давления. Во-первых, ваша обувь расплавится, потому что обычно она нагревается до 300 градусов по Цельсию или около того. И, во-вторых, вы, вероятно, получите слишком много радиации. А ведь именно так выглядит реакторный зал РБМК для одного из энергоблоков, который не взорвался.
На этом участке было несколько подразделений.
Еще есть реактор на сверхкритической воде. Допустим, вы хотите бегать при более высоких температурах, чем позволяет обычная вода. Вы можете надавить на него так сильно, что вода выйдет за сверхкритическую точку в фазовом смысле и начнет вести себя не как жидкость, не как газ, а где-то посередине, что-то очень, очень плотное, так что приближаясь к плотности воды, не совсем, что означает, что он по-прежнему отличный замедлитель, но все же может достаточно хорошо охлаждать материалы, отводить тепло, производить энергию и так далее и тому подобное.Ага.
АУДИТОРИЯ: Значит, сверхкритическое относится к хладагенту, а не к нейтронам?
МАЙКЛ ШОРТ: Хороший вопрос. Для реактора со сверхкритической водой это, безусловно, относится к теплоносителю. Это фаза хладагента, где он находится за линией разделения сжиженного газа и находится где-то посередине. Любой из этих реакторов может стать сверхкритическим, когда вы производите больше нейтронов, чем потребляете.
И это ядерный плохой день. Но реактор на сверхкритической воде относится не к нейтронной популяции, а только к теплоносителю.Хороший вопрос. Это никогда не приходило в голову раньше. Но, вроде, надо было подумать об этом.
Итак, мои любимые жидкометаллические реакторы, такие как LBE или свинцово-висмутовая эвтектика. Это низкоплавкий сплав свинца и висмута. Свинец плавится при температуре около 330 по Цельсию, висмут около 200 с чем-то. Соедините их вместе, и это похоже на низкотемпературную пайку. Плавится при 123,5 градусах Цельсия. Можно растопить на сковороде. Это хорошо, потому что вы не хотите, чтобы ваш теплоноситель замерзал, когда вы пытаетесь охладить свой реактор, потому что представьте, что что-то происходит, вы теряете мощность.Теплоноситель замерзает где-то за пределами активной зоны. Вы не можете снова охладить ядро. Это называется аварией с потерей потока, которая может привести к очень плохому дню.
Чем ниже температура плавления, тем лучше. Натрий-калий уже расплавлен с самого начала.
Натрий плавится примерно при 90 градусах Цельсия. И когда вы смешиваете два разных металла вместе, вы почти всегда снижаете температуру плавления комбинации. В этом случае образуется так называемая эвтектика или сплав с самой низкой температурой плавления.Натриевый быстрый реактор имеет ряд преимуществ, например, вам не нужно никакого давления. Пока у вас есть защитный газ, удерживающий натрий от реакции с чем-либо, например, с влагой в воздухе или любой блуждающей водой в комнате, вы можете просто циркулировать через ядро.
А жидкие металлы — отличные проводники тепла. У них может быть не лучшая теплоемкость, например, сколько энергии на грамм они могут хранить, как вода. Но они действительно хорошие проводники с очень высокой теплопроводностью.Они также действительно хороши в том, что не замедляют нейтроны. Таким образом, это, как правило, так называемые быстрые реакторы, которые полагаются на способность других изотопов урана, таких как уран-238, подвергаться так называемому быстрому делению.
И я хочу показать вам, как это выглядит. Давайте поднимем U-238 и посмотрим на сечение его деления. И вы можете обнаружить, что он должен выглядеть немного по-другому. Итак, мы спустимся к номеру 18, к сечению деления, очень, очень другому. Таким образом, U-238 довольно ужасен в делении при низких энергиях.Он довольно хорошо улавливает нейтроны. Здесь мы получаем плутоний-239, как вы, ребята, видели на экзамене.
Но затем вы переходите к очень высоким энергиям, и внезапно он начинает довольно хорошо подвергаться делению сам по себе. Таким образом, в основе многих быстрых реакторов лежит сочетание производства собственного топлива и того факта, что уран-238 быстро делится даже лучше, чем тепловое деление. Так что кое-что полезное для вас, чтобы знать, хотя это не делящееся топливо, люди говорят о легководных реакторах.Вы можете довести его до деления, если популяция нейтронов выше.
С этим есть некоторые проблемы. Нейтронам требуется некоторое время, чтобы замедлиться с 1–10 МэВ до примерно 0,025 эВ.
Если вашим нейтронам не нужно замедляться и куда-то двигаться, и почти все, что им нужно сделать, это родиться и поглотиться ближайшим атомом урана, время обратной связи в таких реакторах меньше. Их по своей природе сложнее контролировать. И вы не можете использовать обычную физику, такую как тепловое расширение вещей, которое может произойти в пределах от микро до наносекунд, если требуется меньше времени, чем для того, чтобы один нейтрон родился и нашел другой атом урана.Вы все еще можете использовать его в некоторой степени, но не так часто. Так что есть что отметить, подкрепленное ядерными данными.
Вот как на самом деле выглядит один из них. Эти вещи были построены. Это капля жидкого натрия на реакторе Мондзю в Японии. И там, где я был всю последнюю неделю в России, у них действительно есть парки быстрых реакторов. Их реакторы БН-300 и БН-600 представляют собой реакторы с натриевым теплоносителем мощностью 300 и 600 мегаватт. Одну из них в Челябинской области используют в основном для опреснения воды в центре России, где нет поблизости океанов и, возможно, грязной воды.
Они фактически используют это, чтобы сделать чистую воду. Они также используют это для производства электроэнергии и для изучения радиационного ущерба.
Итак, когда дело доходит до науки о радиационном материаловедении, эти быстрые реакторы действительно находятся на высоте. Да, вы только что заметили дно. Я поехал в Бельгию, в их национальные ядерные лаборатории, где есть натриевая испытательная петля с замедлением. Это не реактор, но что-то вроде термогидравлического и испытательного контура материалов. И я задал простой вопрос. Где ванная? И они начали надо мной смеяться.И они сказали, что мы не будем проводить водопровод в здании с натриевой петлей. Вам нужно будет пройти в соседнее здание.
И тут я заметил, что там не было ни разбрызгивателей, ни туалетов. Но каждые 15 или 20 футов была гигантская бочка с песком. Это огнетушитель для жидкого металла: вы просто засыпаете его песком, поглощаете тепло, не пропускаете воздух, влагу, отводите влагу или что-то еще, что делает песок.
Я не знаю. Но вы не можете использовать обычные огнетушители, чтобы потушить возгорание натрия.
ЗРИТЕЛЬ: Когда вы сказали песок, я подумал о кошачьем туалете.
МАЙКЛ ШОРТ: Ах. Я не знаю, сработает ли это.
[СМЕХ]
Думаю, попробовать стоит.
[СМЕХ]
С очками, защитой и прочим, конечно. И те, над которыми я работал больше всего, как я показал вам вчера в газете, это свинцовый или свинцово-висмутовый быстрый реактор. У этого нет недостатков, связанных со взрывом, как у натрия. У него есть недостаток, как я показал вам вчера, он разъедает все, почти все.И поэтому единственное, что сдерживало эту штуку, — это коррозия. И я говорю, что конечная температура средняя, но скоро повысится. Будем надеяться, что кто-то подхватит нашу работу и скажет: да, это была хорошая идея, потому что мы думаем, что она может повысить температуру на выходе из свинцово-висмутового реактора примерно на 100 градусов по Цельсию, если не возникнет какая-то другая непредвиденная проблема.
, и мы еще не совсем знаем.
Эти штуки тоже уже есть в виде ударных подводных лодок класса Альфа из Советского Союза.Это единственные подводные лодки, которые могут обогнать торпеду. Итак, вы знаете эту старую алгебраическую задачу: если человек А выезжает из Питтсбурга со скоростью 40 миль в час, а человек Б покидает Бостон со скоростью 30 миль в час, где поезда сталкиваются, или я забыл, чем это на самом деле заканчивается? Ну, в конце концов, если торпеда покидает американскую подлодку на любой скорости и подводная лодка класса «Альфа» ее замечает, как близко они должны быть, прежде чем у торпеды закончится бензин?
Так вот, что мне сказал конструктор этих подлодок, парень по имени Георгий Тошинский, когда он пришел сюда, чтобы рассказать о своем опыте с этими свинцово-висмутовыми реакторами, это то, что на подлодке есть кнопка “Забыть”. Насчет безопасности, это кнопка торпедо.Потому что, если вы находитесь под водой в свинцово-висмутовом реакторе, и на вас движется торпеда, у вас есть выбор между возможной гибелью в ядерной катастрофе и однозначной гибелью при взрыве торпеды.
Ну, эта кнопка — кнопка «Мне нравятся эти шансы». И вы просто даете полную мощность двигателям, и все, что происходит, происходит. Дело в том, что вы можете обогнать торпеду.
И довольно популярны в настоящее время, особенно в этом отделе, реакторы с охлаждением расплавленной солью, которые фактически используют жидкую соль, не растворенную, а сам расплав соли в качестве теплоносителя.У него не так много проблем с коррозией, как у свинца, или проблем со взрывом, как у натрия. Однако у него есть проблема с высокой температурой плавления. Они имеют тенденцию плавиться при температуре около 450 градусов по Цельсию. Но есть одна довольно крутая особенность. В них можно растворить уран. Так помните, как в легководных реакторах теплоноситель является еще и замедлителем? В реакторах на расплавленных солях теплоноситель также является топливом, потому что в основном уран и фтористая соль лития могут быть растворены друг в друге.
И способ изготовления реактора заключается в том, что вы просто заливаете кучу этой соли в соседние трубы.
И тогда у вас будет меньшая так называемая утечка нейтронов, когда в каждой из этих труб время от времени уран будет испускать несколько нейтронов. Большинство из них просто выйдут с других концов труб, и у вас не будет никакой реакции. Когда вы кладете вместе целую кучу расплавленной соли, большинство этих нейтронов находят другую расплавленную соль. И реакция идет.
И у него есть несколько удобных функций безопасности. Например, если что-то пойдет не так, просто сломайте трубу. Вся соль высыпается, становясь подкритической, потому что утечка увеличивается.Он довольно быстро замерзает, и тогда с ним нужно бороться. Но с этим не так уж и сложно бороться, если оно уже твердое и не критичное.
Так что на самом деле это пять из. Это ноль из пяти. Я остановлюсь здесь. Во вторник мы продолжим развивать множество различных переменных, которые нам понадобятся, чтобы записать уравнение переноса нейтронов, после чего вы сможете читать футболки, которые печатает этот отдел. А затем мы упростим его, чтобы вы действительно могли решить уравнение.
7.4: Производство электроэнергии с помощью ядерного деления
Как работает ядерный реактор
Электроэнергия может быть получена различными способами
Видео \(\PageIndex{1}\): Объяснение ядерной энергии: риск или возможность. Все, что рядом со словом «ядерный», обычно вызывает недопонимание. Будем надеяться, что это видео демистифицирует процесс превращения ядерного топлива в электричество и то, как мы можем использовать его в сочетании с возобновляемыми источниками энергии для сокращения выбросов парниковых газов, а также воздействия на климат, связанного с их высоким уровнем.Компоненты реактора
Цепные реакции делящихся материалов можно контролировать и поддерживать без взрыва в ядерном реакторе. Любой ядерный реактор, производящий энергию за счет деления урана (U-235) или плутония (Pu-239) путем бомбардировки нейтронами, должен иметь как минимум пять компонентов: ядерное топливо, состоящее из делящегося материала, ядерный замедлитель, теплоноситель реактора, регулирующие стержни.
, и система щита/сдерживания.
Реактор работает путем разделения делящегося ядерного материала таким образом, что критическая масса не может образоваться, контролируя как поток, так и поглощение нейтронов, чтобы позволить остановить реакции деления. В ядерном реакторе, используемом для производства электроэнергии, энергия, высвобождаемая в результате реакций деления, улавливается в виде тепловой энергии и используется для кипячения воды и производства пара. Пар используется для вращения турбины, которая приводит в действие генератор для производства электроэнергии.
Рисунок \(\PageIndex{2}\): Легководный ядерный реактор деления для производства электроэнергии.ТВЭЛы изготовлены из коррозионностойкого сплава, в который заключено частично обогащенное урановое топливо; управляемое деление 235 U в топливе дает тепло. Вода окружает топливные стержни и снижает кинетическую энергию нейтронов, замедляя их, чтобы увеличить вероятность того, что они вызовут деление.
Стержни управления, которые содержат такие элементы, как бор, кадмий или гафний, которые очень эффективно поглощают нейтроны, используются для контроля скорости реакции деления. Теплообменник используется для кипячения воды во вторичной системе охлаждения, создавая пар для привода турбины и производства электроэнергии.Крупная гиперболическая градирня, которая является наиболее заметной частью объекта, конденсирует пар во вторичном контуре охлаждения; он часто находится на некотором расстоянии от реального реактора. (CC BY-NC-SA 3.0; анонимно)Ядерное топливо
Встречающийся в природе уран почти полностью состоит из двух изотопов урана. Он содержит более \(99\%\) урана-238 и менее \(1\%\) урана-235. Это уран-235. Однако это делящихся (будет делиться).Для использования урана в качестве топлива в ядерном реакторе процентное содержание урана-235 должно быть увеличено, обычно примерно до \(3\%\). (Уран, в котором содержание \(\ce{U}\)-235 превышает \(1\%\), называется обогащенным ураном .
) Обогащенный газ UF 6 собирают, охлаждают до затвердевания, а затем доставляется на завод по изготовлению, где из него изготавливаются топливные сборки. Каждая топливная сборка состоит из топливных стержней, содержащих множество топливных таблеток обогащенного урана (обычно UO 2 ) размером с наперсток в керамической оболочке.Современные ядерные реакторы могут содержать до 10 миллионов топливных таблеток. Количество энергии в каждой из этих гранул равно количеству энергии почти в тонне угля или 150 галлонах нефти. Как только запас \(\ce{U}\)-235 получен, он помещается в серию длинных цилиндрических трубок, называемых топливными стержнями. Эти топливные баллоны связаны вместе со стержнями управления , изготовленными из материала, поглощающего нейтроны. Количество \(\ce{U}\)-235 во всех вместе взятых твэлах достаточно для протекания цепной реакции, но меньше критической массы.
(Авторское право; автор через источник)Nuclear Moderators
Нейтроны, образующиеся в результате ядерных реакций, движутся слишком быстро, чтобы вызвать деление (Рисунок \(\PageIndex{4}\)). Чтобы произошли эффективные столкновения, необходимо использовать замедлитель для замедления скорости нейтронов. Замедлители могут состоять из многих различных типов химических веществ. В первых экспериментальных ядерных реакторах в качестве замедлителя использовался графит (или углерод) высокой чистоты.Сегодня во многих странах в качестве замедлителей используется легкая вода (LW). Это вещество, также известное как H 2 O, должно быть в большом количестве. Большинство LW-реакторов строятся вблизи озер или других источников пресной воды. В зависимости от типа топлива страна выберет соответствующий замедлитель для определения выходной мощности. Другие типы замедлителей, которые используются сегодня, включают тяжелую воду (HW, D 2 O), диоксид углерода, бериллий или графит.
Хладагенты для реакторов
Теплоноситель ядерного реактора используется для переноса тепла, полученного в результате реакции деления, к внешнему котлу и турбине, где оно преобразуется в электричество. Часто используются два перекрывающихся контура охлаждающей жидкости; это противодействует переносу радиоактивности из реактора в первый контур теплоносителя. Все атомные электростанции в США используют легкую воду в качестве теплоносителя. Другие хладагенты включают расплавленный натрий, свинец, смесь свинца и висмута или расплавленные соли.
Нажмите на видео ниже и посмотрите его с 1-минутной отметки до конца, чтобы узнать о жидкометаллических реакторах-размножителях на быстрых нейтронах. Видео\(\PageIndex{1}\): Жидкометаллические реакторы-размножители на быстрых нейтронах (LMFBR) 1) Укажите форматы символ-масса для изотопов, которые используются в этом конкретном ядерном реакторе.
4_2He}\]
Когда сборки управляющих стержней вставляются в топливный элемент в активной зоне реактора, они поглощают большую часть медленных нейтронов, тем самым замедляя скорость реакции деления и уменьшая вырабатываемую мощность.И наоборот, если стержни управления удалены, поглощается меньше нейтронов, а скорость деления и производство энергии увеличиваются. В аварийной ситуации цепную реакцию можно остановить, полностью вставив все стержни управления в активную зону между топливными стержнями.
Рисунок \(\PageIndex{5}\): Активная зона ядерного реактора, показанная на (а), содержит сборку топлива и регулирующего стержня, показанную на (б). (кредит: модификация работы Э. Дженерик, glossary.periodni.com/glossar…en=control+rod)Система защиты и локализации
В процессе работы ядерный реактор производит нейтроны и другие виды излучения.Даже в выключенном состоянии продукты распада остаются радиоактивными. Кроме того, работающий реактор термически очень горячий, и высокое давление возникает в результате циркуляции через него воды или другого теплоносителя.
Таким образом, реактор должен выдерживать высокие температуры и давления и должен защищать обслуживающий персонал от радиации. Реакторы оборудованы защитной системой (или экраном), состоящей из трех частей:
- Корпус реактора, стальная оболочка толщиной 3–20 см, вместе с замедлителем поглощающая большую часть излучения, производимого реактором
- Основной щит 1–3 метра из высокоплотного бетона
- Персональный щит из более легких материалов, защищающий операторов от гамма- и рентгеновских лучей
Кроме того, реакторы часто накрывают стальным или бетонным куполом, предназначенным для удержания любых радиоактивных материалов, которые могут быть выброшены в результате аварии на реакторе.
Рисунок \(\PageIndex{6}\): Защитная оболочка АЭС Миллстоун. (CC BY-SA 2.0; Эрик Льюис через Flickr) Атомные электростанции спроектированы таким образом, что они не могут образовать сверхкритическую массу расщепляющегося материала и, следовательно, не могут вызвать ядерный взрыв.
Но, как показала история, отказы систем и средств защиты могут привести к катастрофическим авариям, включая химические взрывы и ядерные расплавы (повреждение активной зоны реактора от перегрева).
Проверка компонентов Reactor
Прочтите этот раздел ООР, а затем просмотрите оба встроенных видео.Проверьте свои знания о ядерных реакторах, ответив на вопросы ниже.
- Какая частица бомбардирует U-235, вызывая деление?
- Чем реакция деления в ядерном оружии отличается от реакции в реакторе?
- Для чего нужен регулирующий стержень в ядерном реакторе?
- Всегда ли при перемещении управляющих стержней должно применяться электричество?
- Какова цель модератора? Какая химическая формула модератора описана в этом видео?
- Для чего нужна охлаждающая жидкость? Какая химическая формула охлаждающей жидкости описана в этом видео?
- Если из реактора потечет теплоноситель, то что может произойти?
- Если произойдет расплавление ядерного реактора, как это повлияет на структуру ядерного реактора?
Авторы и авторство
Как работает ядерный расплав? (с видео)
На этой иллюстрации ядерного реактора показано, как вода попадает в активную зону и окружает топливные стержни (вертикальные красные полосы).
При снижении уровня воды твэлы начинают нагреваться и рискуют расплавиться. Изображение из видео ниже.(PhysOrg.com) — При правильной работе ядерные реакторы производят большое количество тепла в результате ядерных реакций деления. Тепло превращает окружающую воду в пар, который вращает турбины и вырабатывает электричество. Но если вы удалите воду, вы также удалите самый важный охлаждающий элемент в ядерном реакторе и откроете возможность ядерного расплавления.
С 1950-х годов, когда исследователи начали строить и испытывать ядерные реакторы, произошло несколько ядерных расплавлений различной степени серьезности. Самый серьезный случай произошел в 1986 году в Чернобыле, Украина. Из-за конструктивных недостатков и ошибок операторов на заводе произошли пожары, взрывы и утечка радиации. В результате 30 человек умерли от острого лучевого синдрома, а в последующие годы были зарегистрированы тысячи случаев смертельных случаев рака и врожденных дефектов.Сегодня ограниченный доступ разрешен внутри 30-километровой (19-мильной) зоны отчуждения, окружающей этот район.
Для сравнения, авария на Три-Майл-Айленде в Гаррисберге, штат Пенсильвания, была гораздо менее серьезной. В 1979 году незначительная неисправность системы охлаждения привела к серии событий, вызвавших частичное расплавление, повредившее один из реакторов. Однако из-за окружающего основного защитного сосуда в окружающую среду было выброшено очень мало радиации. Хотя авария вызвала обеспокоенность общественности, официально авария не привела к гибели людей или неблагоприятным последствиям для здоровья.
Согласно недавним новостным сообщениям, в Японии нынешний ядерный кризис на электростанции Фукусима-дайити происходит где-то между Три-Майл-Айлендом и Чернобылем. Землетрясение магнитудой 9,0 в прошлую пятницу и 10-метровые (33-футовые) волны цунами, которые распространились на расстояние до 10 км (6 миль) вглубь суши, превзошли некоторые меры безопасности завода. Хотя сотрудники АЭС рискуют своими жизнями, пытаясь охладить реакторы, вероятность серьезной аварии, похоже, возрастает.
Внутри реактора
Внутри активной зоны ядерного реактора находятся тысячи длинных тонких топливных стержней из сплава циркония, содержащего уран. Когда реактор включается, ядра урана подвергаются ядерному делению, расщепляясь на более легкие ядра и выделяя тепло и нейтроны. Нейтроны могут создавать самоподдерживающуюся цепную реакцию, вызывая расщепление и соседних ядер урана. Пресная вода обтекает топливные стержни, предохраняя их от перегрева, а также производя пар для турбины.
Но если в активную зону реактора поступает недостаточно воды, топливные стержни будут выпаривать воду быстрее, чем ее можно будет заменить, и уровень воды упадет. Даже когда реактор выключается, чтобы ядерные реакции больше не происходили, топливные стержни остаются чрезвычайно радиоактивными и горячими, и их необходимо охлаждать водой в течение длительного периода времени.
Без достаточного количества воды топливные стержни нагреваются настолько, что плавятся. Если они начнут плавить активную зону ядерного реактора и стальную защитную оболочку и выпустят радиацию в окружающую среду, произойдет ядерный расплав.
Что происходит на АЭС Фукусима. Видео предоставлено: Рейтер.
Проблемы с охлаждением в Японии
Когда в Японии произошло землетрясение, три из шести реакторов (Реакторы 4, 5 и 6) на электростанции Фукусима уже были отключены для плановых проверок.Подземные толчки вызвали автоматическую остановку трех других реакторов, реакторов 1, 2 и 3 (вместе с восемью другими ядерными реакторами на других электростанциях). Чтобы остановить цепную реакцию, между топливными стержнями были вставлены регулирующие стержни, поглощающие нейтроны.
Но топливные стержни все еще горячие, так как радиоактивные побочные продукты прошлых реакций деления продолжают выделять тепло.
Когда землетрясение оборвало линии электропередач, главная система охлаждения станции перестала работать. В качестве резервной меры включались дизель-генераторы для обрызгивания твэлов охлаждающей жидкостью.Но цунами, которое произошло вскоре после землетрясения, было сильнее, чем предполагали проектировщики станции, и вода хлынула через подпорную стену в зону с генераторами, вызвав их отказ. Следующей резервной мерой по охлаждению твэлов стала аккумуляторная система, но аккумуляторов хватило всего на несколько часов. Позже технические специалисты привезли мобильные генераторы, а также попытались закачать морскую воду в ядерные реакторы, что сделало их навсегда непригодными для использования, но могло помочь предотвратить полное расплавление.
Пока специалисты-ядерщики искали лучшие варианты охлаждения, уровень воды продолжал снижаться, обнажая верхние части топливных стержней. Давление также начало расти в некоторых реакторах. На данный момент в реакторах 1, 2 и 3 произошло по крайней мере три взрыва.
Взрывы произошли, когда топливные стержни начали плавиться и выделять газы, которые реагировали с окружающим паром с образованием водорода. Чтобы сбросить давление и предотвратить взрывы, технические специалисты вентилировали некоторые из реакторов, что также привело к выбросу некоторого количества радиоактивных материалов в окружающую среду.Официальные лица заявили, что давление в реакторе 2 значительно упало после взрыва там, предполагая, что взрыв нарушил стальную защитную конструкцию — «последнее средство» реактора для сдерживания утечки радиации.
Кроме того, на реакторе № 4 возник пожар, предположительно вызванный большой кучей отработавших топливных стержней в пруду. Отработавшие топливные стержни должны быть полностью погружены в воду для охлаждения, но из-за нехватки воды некоторые стержни частично обнажены. Дым от пожара временно повысил уровень радиации вокруг реактора, поэтому предотвращение пожаров в будущем очень важно.На заводе в Фукусиме есть семь резервуаров с отработавшими топливными стержнями за последние несколько десятилетий.
По некоторым оценкам, может быть до полумиллиона отработавших топливных стержней, которые все еще радиоактивны и могут загореться, если их не охладить.
Японские официальные лица заявили, что радиация вокруг ядерных реакторов возросла до уровня, при котором она может негативно сказаться на здоровье человека. Чиновники установили зону эвакуации радиусом 20 км (12 миль) и посоветовали людям оставаться дома. США приказали своим гражданам, проживающим в этом районе, держаться на расстоянии не менее 50 миль от электростанции.Некоторые люди принимают профилактический йод в качестве меры безопасности; потребление этого нерадиоактивного йода перед воздействием радиоактивного йода может заполнить щитовидную железу человека и, как мы надеемся, предотвратить поглощение радиоактивного йода. К счастью, западные ветры до сих пор уносили большую часть радиоактивного материала в море.
В целом, поскольку экстремальные явления, вызвавшие проблемы с охлаждением, настолько редки и неожиданны, трудно точно предсказать, что произойдет дальше с японскими атомными электростанциями.
Наихудший сценарий Японии вряд ли приведет к катастрофическому выбросу радиации – эксперт
© 2010 ФизОрг.ком
Цитата : Как работает ядерный расплав? (с видео) (2011, 17 марта) получено 27 января 2022 г. с https://физ.org/news/2011-03-nuclear-meltdown-video.html
Этот документ защищен авторским правом.
Помимо любой добросовестной сделки с целью частного изучения или исследования, никакие
часть может быть воспроизведена без письменного разрешения. Контент предоставляется только в ознакомительных целях.
Почему АЭС закрываются
Печально известная атомная электростанция Индиан-Пойнт, расположенная примерно в 30 милях к северу от Манхэттена, была закрыта в начале этого года.Для многих закрытие стало победой после десятилетий протестов по поводу безопасности и экологических проблем. Вот в чем проблема: во время работы Индиан-Пойнт производил больше электроэнергии, чем ежегодно производится всеми солнечными и ветровыми батареями в штате Нью-Йорк.
Индиан-Пойнт — не единственная закрываемая атомная станция. С 1990 года количество действующих ядерных блоков в США сокращается.
Общее количество действующих атомных блоков в США сокращается по мере закрытия станций.
Статистика Атомные электростанции производят примерно 10 процентов электроэнергии, потребляемой во всем мире, но 20 процентов в Соединенных Штатах, и 52 процента электроэнергии, используемой в Соединенных Штатах, не получают из ископаемого топлива.
Ископаемое топливо по-прежнему обеспечивает 63 процента мировой электроэнергии. На ядерную энергию приходится примерно 10 процентов, а на возобновляемые источники энергии — оставшиеся 27 процентов. Наш мир в данных Согласно анализу, проведенному Управлением энергетической информации США, когда реактор останавливается, коммунальные службы часто заменяют потерянную электроэнергию сжиганием большего количества угля или природного газа.Например, электроэнергия, вырабатываемая в Индиан-Пойнт, была заменена в основном природным газом. И, как отмечает репортер по энергетике Дэвид Робертс, даже если бы мы смогли заменить потерянную электроэнергию возобновляемыми источниками энергии, такими как ветер и солнечная энергия, эти возобновляемые источники энергии не заменят ископаемое топливо.
С каждым закрытием завода мы делаем шаг назад в борьбе с изменением климата.
Так почему так много атомных станций закрывается? В этом видео мы рассмотрим этот вопрос, подробно рассмотрев Индиан-Пойнт.
Вы можете найти это видео и все видео Vox на YouTube .
Экспериментальный реактор-размножитель-I (EBR-I) – INL
Виртуальные туры
Запланируйте виртуальный визит в EBR-I следующими способами:
- Запишитесь на онлайн-экскурсию с персоналом музея
Отправьте электронное письмо с выражением вашего интереса на адрес [email protected]. - Загрузите приложение TravelStories на свой телефон
Посетите свой магазин приложений и загрузите бесплатное приложение, а затем либо ознакомьтесь с музеем, не выходя из дома, либо, если вы отправляетесь в путешествие, загрузите приложение, прежде чем выйти из дома и когда вы едете через U.С. 20, приложение подарит вам профессиональное повествование на драйве. Это также даст вам виртуальный тур по EBR-I, даже если вы не можете войти внутрь здания.
Это также даст вам виртуальный тур по EBR-I, даже если вы не можете войти внутрь здания.
Экспериментальный реактор-размножитель-I (ЭБР-I)
Вы когда-нибудь видели ядерный реактор? Вы когда-нибудь задумывались, как электричество вырабатывается из ядерной энергии? Удовлетворите свое любопытство, посетив Атомный музей экспериментального реактора-размножителя № 1 (EBR-I), расположенный на шоссе 20/26 США между Айдахо-Фолс и Арко (см. карту).
Объект, являющийся национальным историческим памятником, где в 1951 году впервые была выработана пригодная для использования электроэнергия из ядерной энергии.
Это единственное место в Америке, где можно увидеть четыре ядерных реактора, в том числе два прототипа авиационных ядерных двигателей, комнату управления реактором, устройства для дистанционного обращения с радиоактивными материалами, оборудование для обнаружения радиации и многое другое.
В музее также есть красочные интерактивные дисплеи, рассказывающие историю родного брата EBR-I, экспериментального реактора-размножителя № 1.
2 (EBR-II), реактор, который когда-то питал большую часть площадки, работал с новым замкнутым топливным циклом и продемонстрировал присущую ему безопасность. Вы можете пройтись по музею, следуя инструкциям по самостоятельной экскурсии, или отправиться на экскурсию с одним из летних гидов.
EBR-I Основные факты
- 20 декабря 1951 года ЭБР-I стала первой электростанцией, производившей электричество с использованием атомной энергии.
- EBR-I был первым реактором, построенным в Айдахо на Национальной испытательной станции реакторов (предшественником сегодняшнего INL)
- В 1953 году испытания в EBR-I подтвердили, что реактор может создавать (или воспроизводить) больше топлива, чем потребляет.
- Этот новаторский реактор проработал 12 лет, прежде чем был остановлен в последний раз в декабре 1963 года.
- Президент Линдон Джонсон объявил EBR-I национальным историческим памятником в 1966 году.
Как работает атомная энергетика | HowStuffWorks
Для некоторых ядерная энергия предлагает чистую альтернативу энергии, которая освобождает нас от оков зависимости от ископаемого топлива.
Для других он вызывает образы катастрофы: разрушенные землетрясением японские электростанции, извергающие радиоактивный пар, мертвая зона вокруг чернобыльского бетонного саркофага.
Но что происходит внутри атомной электростанции, чтобы вызвать такое чудо и несчастье? Представьте себе, что вольт электричества возвращается обратно через настенную розетку через километры линий электропередач к ядерному реактору, который его выработал. Вы встретите генератор, производящий искру, и турбину, которая ее вращает. Затем вы найдете струю пара, которая вращает турбину, и, наконец, радиоактивный урановый пучок, который нагревает воду до состояния пара. Добро пожаловать в ядро ядерного реактора.
Вода в реакторе также служит теплоносителем для радиоактивного материала, предотвращая его перегрев и плавление. В марте 2011 года телезрители всего мира узнали, что происходит, когда система охлаждения терпит катастрофический сбой. Японские граждане десятками тысяч бежали из района, окружающего ядерный объект Фукусима-Даити, после того, как самое сильное землетрясение за всю историю наблюдений и последовавшее за ним цунами нанесли серьезный ущерб станции и нескольким ее реакторным блокам.
Среди прочего произошел слив воды из активной зоны реактора, что, в свою очередь, сделало невозможным контроль температуры активной зоны. Это привело к перегреву и частичному расплавлению ядра [источник: NPR].
По данным Всемирной ядерной ассоциации, по состоянию на апрель 2018 года в 50 странах эксплуатируется около 450 ядерных энергетических реакторов, которые обеспечивают около 11 процентов мировой электроэнергии. Только в США 99 реакторов на 61 эксплуатируемой в коммерческих целях атомной электростанции в пределах 30 U.S., в том числе Watts Bar Unit 2 в Теннесси, реактор мощностью 1150 мегаватт, который начал коммерческую эксплуатацию в октябре 2016 года [источник: EIA].
Атомная энергетика обеспечивает 20 процентов потребностей США в электроэнергии, меньше, чем 31,7 процента, которые приходится на природный газ, и 30,1 процента на уголь, и лишь немногим больше, чем 17,1 процента, обеспечиваемые возобновляемыми источниками энергии, такими как гидроэнергетика, ветер и солнечная энергия [источник: ОВОС].
Но некоторые страны больше зависят от атома. Согласно отчету за апрель 2018 года, Франция, например, получает 72 процента своей электроэнергии от атомных электростанций, а Швеция — около 40 процентов [источник: World-Nuclear.орг].
В этой статье мы рассмотрим, как работает ядерный реактор внутри электростанции, а также атомную реакцию, которая высвобождает все это необходимое тепло.
Критическая масса и управление цепными реакциями — видео и расшифровка урока
Определение цепной реакции
Ядерная реакция начинается с запуска нейтронов в большой атом, который должен быть разрушен. Сами по себе эти ядерные реакции производят больше нейтронов. Если вокруг достаточно атомов, нейтроны вызывают больше реакций, которые производят больше нейтронов, которые сами по себе вызывают больше реакций.Этот непрерывный процесс называется цепной реакцией , которая будет продолжаться до тех пор, пока остаются атомы.
Управление цепными реакциями
Цепные реакции — единственный способ, которым мы можем производить устойчивую энергию из ядерной энергии, но они также довольно опасны.
Эти реакции производят огромное количество тепла. Ядерная бомба — это результат того, что одна из этих цепных реакций продолжается, не пытаясь ее контролировать или замедлить. И мы не хотим, чтобы атомная электростанция превратилась в очередную Хиросиму или Нагасаки.
Чтобы ядерная энергетика стала возможной, нам пришлось разработать способы управления цепными ядерными реакциями. Основной способ, которым мы это делаем, — использование управляющих стержней. Стержни управления представляют собой большие пластины материалов, таких как кадмий и бор, которые поглощают нейтроны и вставляются в ядерный реактор для замедления или ускорения реакции.
Сначала стержни управления полностью вставлены в ядерный реактор; затем стержни постепенно поднимаются из реактора, пока не начнется цепная реакция.По мере того, как ядерное топливо медленно израсходуется, их постоянно поднимают, чтобы реакция продолжалась. В конце концов, когда все топливо закончится, реакция прекратится, даже если стержни управления будут полностью удалены.
В чрезвычайных ситуациях цепными реакциями также можно управлять, заливая ядерный реактор водой. Вода хорошо поглощает выделяющееся тепло и замедляет реакцию.
Краткое содержание урока
Атомные электростанции производят тепло, которое преобразуется в электричество.Это тепло исходит от ядерных реакций деления , которые берут большие атомы и обстреливают их нейтронами, чтобы разбить их на более мелкие атомы. Эти реакции ядерного деления производят больше нейтронов в качестве побочного продукта. Если существует критическая масса , которая является минимальным количеством ядерного материала, необходимого для того, чтобы цепная реакция продолжалась без остановки, присутствующего ядерного материала, эти нейтроны могут начать новые реакции, и процесс может продолжаться сам по себе. Это называется цепной реакцией .
Эти цепные реакции могут быть опасны и вызывать взрывы, если их не контролировать, но мы можем контролировать их с помощью управляющих стержней.