Ядерный реактор — принцип работы, устройство, схема
Статья находится на проверке у методистов Skysmart.
Если вы заметили ошибку, сообщите об этом в онлайн-чат (в правом нижнем углу экрана).
Принцип работы ядерного реактора
Принцип действия реактора можно описать в паре предложений:
Уран-235 распадается, вследствие чего выделяется большое количество тепловой энергии. Эта энергия кипятит воду, а возникший пар крутит турбину под давлением. Турбина, в свою очередь, вращает электрогенератор, который вырабатывает электричество.
Все, расходимся… Ладно, давайте разберемся более детально.
Уран-235 — это один из изотопов урана. Изотоп — это разновидность атома какого-либо вещества, которая отличается от обычного атома массой. Конкретно уран-235 отличается от простого урана тем, что в ядре такого изотопа на три нейтрона меньше.
Из-за недостатка нейтронов ядро становится менее стабильным и распадается на две части, если разогнать и врезать в него нейтрон.
Деление урана
Деление ядер урана под воздействием нейтронов открыли немецкие ученые Отто Ган и Фриц Штрассман в 1938 году. Для эксперимента выбрали именно нейтроны потому, что они электрически нейтральны, то есть у них нет заряда. А раз нет заряда, то между протонами и нейтронами нет кулоновского отталкивания, и нейтроны легко проникают в ядро.
Когда нейтрон попадает в ядро урана-235, оно деформируется и становится вытянутым. Ядерные силы действуют на очень маленьких расстояниях, но не работают на больших. А вот электростатическое взаимодействие может происходить и на больших расстояниях. Поэтому ядерное взаимодействие не может противодействовать электростатическому отталкиванию противоположных частей вытянутого ядра, и последнее разрывается на части.
Результаты деления ядра урана-235:
1. Распад на барий и криптон с выделением трех нейтронов:
2. Распад на ксенон и стронций с выделением двух нейтронов:
Еще больше наглядных примеров — на курсах по физике для 9 класса в онлайн-школе Skysmart.
Управляемая ядерная реакция
Естественная ядерная реакция происходит очень быстро — меньше, чем за секунду. Такая быстрая ядерная реакция провоцирует ядерный взрыв.
Хорошая новость заключается в том, что ядерной реакцией можно управлять. Задача проста — следи себе за реакцией, контролируй и не давай урану распадаться слишком быстро. Легко сказать!
Для выполнения этой задачи придумали 
В качестве замедлителя часто используют графитовые стержни и воду — обычную (H2O) или тяжелую (D2O).
Оказывается…
На Земле есть природный ядерный реактор. Он находится в урановом месторождении Окло. Это в Габоне, в Центральной Африке. В природном ядерном реакторе процесс распада урана происходит без человеческого участия. Но есть один нюанс: этот реактор остыл больше миллиарда лет назад.
Техническая реализация
Если вы хоть раз смотрели «Симпсонов» (или в вашем городе есть реактор), то знаете, как выглядят большие трубы, стоящие на территории атомной электростанции (АЭС). Эти трубы называются градирни и служат для быстрого охлаждения пара.
В момент распада ядро урана раскалывается на две части. Эти части разлетаются в разные стороны с огромной скоростью, но, несмотря на скорость, не улетают далеко. Они ударяются об атомы, которые находятся рядом, и кинетическая энергия переходит в тепловую.
Количество теплоты от этих соударений нагревает воду, превращая ее в пар. Пар крутит турбину, а турбина крутит генератор, который вырабатывает электричество — точно так же, как в угольной тепловой электростанции.
Вот и получается, что мы живем в стимпанке — все работает на пару.
АЭС
Если коротко, то атомная электростанция — это установка, которая производит электричество за счет ядерного реактора.
А если подробнее, то АЭС — это большой комплекс, во главе которого стоит ядерный реактор. Помимо реактора на АЭС есть турбина, генератор, трансформаторы для преобразования напряжения. В общем, это большая система.
В бытовом употреблении АЭС часто приравнивают к ядерному реактору, и это нельзя назвать неправильным. Просто ядерный реактор — босс в этой движухе, поэтому он и определяет все остальное. 😉
Кстати, когда будете играть в крокодила, загадайте атомную электростанцию.
Будет забавно, проверено.
Чернобыльская АЭС
Когда речь заходит о ядерной энергетике, многие невольно вспоминают катастрофу на Чернобыльской АЭС и поэтому ошибочно считают, что ядерный реактор — зло.
Но по большому счету, реактор — это очень дорогой чайник. Дым, который валит из труб АЭС и пугает прохожих, на самом деле не дым, а пар.
В результате работы ядерного реактора действительно образуются радиоактивные отходы, и они могут быть опасны, если с ними неправильно обращаться. Часть этих отходов перерабатывают для дальнейшего использования, а часть приходится держать в хранилищах, чтобы они не причинили вред человеку и окружающей среде.
Шок-контент 😱
Ядерная энергия — самый экологически чистый вид энергии на сегодняшний день.
Атомные электростанции выбрасывают в атмосферу только пар, им необходимо небольшое количество топлива, а еще они занимают малую площадь и при правильном использовании безопасны.
Тем не менее, после аварии на Чернобыльской АЭС многие страны приостановили развитие атомной энергетики.
Первая авария на Чернобыльской АЭС произошла в 1982 году. Во время пробного пуска разрушился один из технологических каналов реактора, была деформирована графитовая кладка активной зоны. Пострадавших не было, но последствия ликвидировали около трех месяцев.
В 1986 году произошло ЧП в известном всему миру четвертом энергоблоке. В этом самом энергоблоке проводились испытания турбогенератора. Система аварийного охлаждения была планово отключена, поэтому, когда реактор не смогли остановить, эта система не спасла АЭС от взрыва и пожара.
Взрыв и его последствия не говорят о том, что ядерная энергетика вредна. На самом деле даже бананы радиоактивны, потому что в них содержатся радиоактивные изотопы. Но для того, чтобы банановая радиация навредила человеку, ему придется съесть не меньше тонны бананов. То же и с ядерными реакциями — они приносят вред только в том случае, если их не контролировать.
Виды современных реакторов
Сегодня существует несколько видов ядерных реакторов, но используют в основном два — гомогенные и гетерогенные:
- в гомогенных реакторах ядерное горючее и замедлитель перемешаны;
- в гетерогенных реакторах ядерное горючее и замедлитель находятся отдельно друг от друга.
Еще бывают реакторы, в которых для получения энергии используют уран-238, а не уран-235. Но в таких реакторах сложно отводить тепло, поэтому они довольно редки.
Использование атомной энергии
Атомная энергия используется не только в ядерных реакторах. Например, существуют корабли и подводные лодки, которые работают на атомной энергии.
В начале XXI века из-за высоких цен на нефть были очень актуальны поиски способов использования ядерной энергии. Тогда появились разработки по компактным атомным электростанциям, которые могут работать десятилетиями без обслуживания и к тому же безопасны.
Урок 22. принцип действия ядерных реакторов – Естествознание – 11 класс
Естествознание, 11 класс
Урок 22. Принцип действия ядерных реакторов
Перечень вопросов, рассматриваемых в теме:
- Ядра каких атомов участвуют в реакциях в ядерных реакторах;
- Типы ядерных реакторов;
- Принцип действия ядерного реактора;
Глоссарий по теме:
Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.
Реактор на быстрых нейтронах
Реактор на медленных нейтронах – ядерный реактор, активная зона которого, кроме ядерного горючего содержит еще замедлитель нейтронов.
Отражатель – конструктивная часть ядерного реактора, окружающая активную зону, предотвращая утечку нейтронов в окружающую среду.
Активная зона – центральная часть реактора, в которой протекает самоподдерживающаяся цепная реакция деления и выделяется энергия.
Замедлитель – вещество с малой атомной массой, служащее для замедления, образующихся при делении ядер нуклидов, нейтронов с высокой энергией (0,5-10 МэВ) до тепловых энергий (менее 1 эВ).
Теплоноситель – жидкое или газообразное вещество, применяемое для передачи тепловой энергии.
Регулирующие стержни – Конструктивная часть ядерного реактора, обеспечивающая частичное поглощение нейтронов в активной зоне для регулирования цепной реакции.
Парогенератор – теплообменный аппарат для производства водяного пара с давлением выше атмосферного за счёт теплоты первичного теплоносителя, поступающего из ядерного реактора.
Турбина – лопаточная машина, в которой происходит преобразование кинетической энергии и/или внутренней энергии рабочего тела (пара, газа, воды) в механическую работу на валу.
Основная и дополнительная литература по теме урока:
- Естествознание. 11 класс: Учебник для общеобразоват. организаций: базовый уровень под ред. И.Ю. Алексашиной. – 3-е изд. – М.: Просвещение, 2017 – §35, С. 112-113.
- Физика. 11 класс [Текст]: учебник для общеобразоват. учреждений: базовый уровень; профильный уровень/А.В. Грачев, В.А. Погожев, А.М. Салецкий и др.- Вентана-Граф, 2011
Теоретический материал для самостоятельного изучения
2 августа 1939 года знаменитый физик-теоретик Альберт Эйнштейн отправил президенту США Франклину Рузвельту письмо с просьбой о помощи физикам. В письме обращалось внимание на активные исследования нацистской Германии в области ядерной физики, благодаря которым у Германии может в скором времени появится атомная бомба. Эйнштейн вместе с физиками Лео Силардом, Юджином Вигнером и Эдвардом Теллером призывали к началу широкомасштабных атомных исследований в США.
В том же 1939 году под руководством Энрико Ферми начались работы по созданию ядерного реактора.
Исследования привели к открытию самоподдерживающейся реакции на основе деления ядер урана под воздействием нейтронов почти сразу после постройки реактора, но были направлены не в мирное русло, как альтернативный источник энергии. Первоочередной задачей было создание нового оружия- атомной бомбы, работа над которой затянулась на 3 года и была представлена лишь в 1945 году. Сложность заключалась в нахождении правильных веществ. Для осуществления ядерной реакции можно использовать Уран-235, Уран-233, Уран-238, Плутоний-239, Теорий-232…
Поясняя содержание таблицы:
Быстрые нейтроны– нейтроны, движущиеся со скоростями больше 14 000 км/с. Испускаются в процессе деления ядер. Медленные нейтроны– нейтроны, движущиеся со скоростями около 2 км/с.
Из содержания таблицы следует, что если проводить реакцию, используя только быстрые нейтроны, то лучшим горючим являются ядра Уран-235, Уран-233 и Плутоний-239, но их распространенность в природе крайне мала.
Уран-238 и Теорий-232 подвергаются делению ядер с малой долей вероятности. Реакцию Урана-235 нейтрализует Уран-238, содержащийся в нем.
Первый способ решить проблему – обогащение урана. Это сложно и дорого. Метод заключается в удалении из смеси Урана-238 с Ураном-235 Урана-238.
Второй способ– осуществление реакции по средствам замедления нейтронов.
Медленными нейтронами воздействовать на Уран-235, в котором вероятность деления становится больше. Уран-238 в процессе реакции образует Плутоний -239. Из Тория-232 помимо энергии образуются ядра Урана-233, используемы как ядерное топливо.
Именно из-за сложности, разносторонности проблемы, большой стоимости и опасности исследования атомная бомба разрабатывалась столь долгий срок.
Теперь разберемся с конструкцией ректоров.
Выделяют два основных типа реакторов: реакторы, работающие на быстрых нейтронах, и реакторы, работающие на медленных нейтронах.
В реакторах на быстрых нейтронах используется обогащенный уран, в котором доля Урана-235 больше 15% от общего количества обогащенного урана.
Возможно использование Плутония-239.
В реакторах на быстрых нейтронах в активной зоне находится топливо. В реакторах на медленных электронах в активной зоне так же помещается замедлитель нейтронов.
В качестве замедлителя обычно используют графит или воду.
Вода используется и как теплоноситель, отводя тепло от ядерного горючего, но поглощает радиацию.
Радиоактивная нагретая вода нагревает чистую воду до состояния пара, вода первичного контура циркулирует по кругу.
В реакторах на быстрых нейтронах вместо воды, как теплоноситель, используется жидкий металл, например, натрий.
Важный аспект работы реактора- регуляция его мощности: вывод на полную мощность или полная остановка. Регуляция происходит за счет частичного поглощения нейтронов. Для этого в активную зону вводят и выводят регулирующие стержни.
Регулирующие стержни состоят из вещества, хорошо поглощающего нейтроны, например, кадмия или бора.
Все команды, касающиеся управления реактором, отдаются с системы управления.
Система управления – это множество датчиков и механизмов, приводящих в движение регулирующие стержни. Большинство вычислительных операций берет на себя система, но последнее слово остается за человеком.
Применение ядерной энергии в мирных целях было осуществлено в СССР 26 июня 1954 года. Первой АЭС стала Обнинская АЭС, выведенная из эксплуатации лишь 29 апреля 2002 года.
На данный момент в мире эксплуатируется 192 атомных электростанции с 451 энергоблоком.
Разбор решения заданий:
Задание 1: Вставьте пропущенные слова: «Реактор на медленных нейтронах – ядерный реактор, ______________ зона которого, кроме ядерного горючего содержит еще ___________ _________________».
Правильный вариант:
Активная, замедлитель нейтронов.
Задание 2: Выберите и подчеркните конструктивные элементы, входящие в активную зону реактора
Варианты ответов:
- Отражатель
- Регулирующие стержни
- Парогенератор
- Замедлитель
Правильные варианты: 1), 2), 4)
Как работает атомная электростанция — T&P
Иллюстрация: Максим Чатский
Все очень просто.
В ядерном реакторе распадается Уран-235, при этом выделяется огромное количество тепловой энергии, она кипятит воду, пар под давлением крутит турбину, которая вращает электрогенератор, который вырабатывает электричество.
Науке известен по крайней мере один ядерный реактор естественного происхождения. Он находится в урановом месторождении Окло, в Габоне. Правда, он уже остыл полтора миллиарда лет назад.
Уран-235 — это один из изотопов урана. Он отличается от простого урана тем, что в его ядре не хватает 3 нейтронов, из-за чего ядро становится менее стабильным и распадается на две части, когда в него на большой скорости врезается нейтрон. При этом вылетает еще 2–3 нейтрона, которые могут попасть в другое ядро Урана-235 и расщепить его. И так по цепочке. Это называется ядерной реакцией.
Управляемая реакция
Если не управлять цепной ядерной реакцией и она пойдет слишком быстро, то получится самый настоящий ядерный взрыв. Поэтому за процессом надо тщательно следить и не давать распадаться урану слишком быстро.
Для этого ядерное топливо в металлических трубках помещают в замедлитель — вещество, которое замедляет нейтроны и переводит их кинетическую энергию в тепловую.
Для управления скоростью реакции в замедлитель погружают стержни из поглощающего нейтроны материала. Когда эти стержни поднимают, они улавливают меньше нейтронов и реакция ускоряется. Если стержни опустить, то реакция опять замедлится.
Дело техники
Огромные трубы в атомных электростанциях на самом деле никакие не трубы, а градирни — башни для быстрого охлаждения пара.
В момент распада ядро раскалывается на две части, которые разлетаются с бешеной скоростью. Но далеко они не улетают — ударяются о соседние атомы, и кинетическая энергия превращается в тепловую.
Дальше этим теплом нагревают воду, превращая ее в пар, пар крутит турбину, а турбина крутит генератор, который и вырабатывает электричество, точно так же, как в обычной тепловой электростанции, работающей на угле.
Смешно, но вся эта ядерная физика, изотопы урана, цепные ядерные реакции — все для того, чтобы вскипятить воду.
За чистоту
Атомная энергия используется не только в атомных электростанциях. Существуют корабли и подводные лодки, работающие на ядерной энергии. В 50 годы даже разрабатывались атомные автомобили, самолеты и поезда.
В результате работы ядерного реактора образуются радиоактивные отходы. Часть из них можно переработать для дальнейшего использования, часть приходится держать в специальных хранилищах, чтобы они не причинили вред человеку и окружающей среде.
Несмотря на это ядерная энергия сейчас является одним из самых экологически чистых. Атомные электростанции не производят выбросов в атмосферу, требуют очень мало топлива, занимают мало места и при правильном использовании очень безопасны.
Но после аварии на Чернобыльской АЭС многие страны приостановили развитие атомной энергетики. Хотя, например, во Франции почти 80 процентов энергии вырабатывается атомными электростанциями.
В двухтысячных из-за большой цены на нефть все вспомнили о ядерной энергии. Существуют разработки по компактным ядерным электростанциям, которые безопасны, могут работать десятилетими и не требуют обслуживания.
| Адроны | msimagelist>|
| Альфа-распад | msimagelist>|
| Альфа-частица | msimagelist>|
| Аннигиляция | msimagelist>|
| Антивещество | msimagelist>|
| Антинейтрон | msimagelist>|
| Антипротон | msimagelist>|
| Античастицы | msimagelist>|
| Атом | msimagelist>|
| Атомная единица массы | msimagelist>|
| Атомная электростанция | msimagelist>|
| Барионное число | msimagelist>|
| Барионы | msimagelist>|
| Бета-распад | msimagelist>|
| Бетатрон | msimagelist>|
| Бета-частицы | msimagelist>|
| Бозе – Эйнштейна статистика | msimagelist>|
| Бозоны | msimagelist>|
| Большой адронный коллайдер | msimagelist>|
| Большой Взрыв | msimagelist>|
Боттом. Боттомоний | msimagelist>|
| Брейта-Вигнера формула | msimagelist>|
| Быстрота | msimagelist>|
| Векторная доминантность | msimagelist>|
| Великое объединение | msimagelist>|
| Взаимодействие частиц | msimagelist>|
| Вильсона камера | msimagelist>|
| Виртуальные частицы | msimagelist>|
| Водорода атом | msimagelist>|
| Возбуждённые состояния ядер | msimagelist>|
| Волновая функция | msimagelist>|
| Волновое уравнение | msimagelist>|
| Волны де Бройля | msimagelist>|
| Встречные пучки | msimagelist>|
| Гамильтониан | msimagelist>|
| Гамма-излучение | msimagelist>|
| Гамма-квант | msimagelist>|
| Гамма-спектрометр | msimagelist>|
| Гамма-спектроскопия | msimagelist>|
| Гаусса распределение | msimagelist>|
| Гейгера счётчик | msimagelist>|
| Гигантский дипольный резонанс | msimagelist>|
| Гиперядра | msimagelist>|
| Глюоны | msimagelist>|
| Годоскоп | msimagelist>|
| Гравитационное взаимодействие | msimagelist>|
| Дейтрон | msimagelist>|
| Деление атомных ядер | msimagelist>|
| Детекторы частиц | msimagelist>|
| Дирака уравнение | msimagelist>|
| Дифракция частиц | msimagelist>|
| Доза излучения | msimagelist>|
| Дозиметр | msimagelist>|
| Доплера эффект | msimagelist>|
| Единая теория поля | msimagelist>|
| Зарядовое сопряжение | msimagelist>|
| Зеркальные ядра | msimagelist>|
| Избыток массы (дефект массы) | msimagelist>|
| Изобары | msimagelist>|
| Изомерия ядерная | msimagelist>|
| Изоспин | msimagelist>|
| Изоспиновый мультиплет | msimagelist>|
| Изотопов разделение | msimagelist>|
| Изотопы | msimagelist>|
| Ионизирующее излучение | msimagelist>|
| Искровая камера | msimagelist>|
| Квантовая механика | msimagelist>|
| Квантовая теория поля | msimagelist>|
| Квантовые операторы | msimagelist>|
| Квантовые числа | msimagelist>|
| Квантовый переход | msimagelist>|
| Квант света | msimagelist>|
| Кварк-глюонная плазма | msimagelist>|
| Кварки | msimagelist>|
| Коллайдер | msimagelist>|
| Комбинированная инверсия | msimagelist>|
| Комптона эффект | msimagelist>|
| Комптоновская длина волны | msimagelist>|
| Конверсия внутренняя | msimagelist>|
| Константы связи | msimagelist>|
| Конфайнмент | msimagelist>|
| Корпускулярно волновой дуализм | msimagelist>|
| Космические лучи | msimagelist>|
| Критическая масса | msimagelist>|
| Лептоны | msimagelist>|
| Линейные ускорители | msimagelist>|
| Лоренца преобразования | msimagelist>|
| Лоренца сила | msimagelist>|
| Магические ядра | msimagelist>|
| Магнитный дипольный момент ядра | msimagelist>|
| Магнитный спектрометр | msimagelist>|
| Максвелла уравнения | msimagelist>|
| Масса частицы | msimagelist>|
| Масс-спектрометр | msimagelist>|
| Массовое число | msimagelist>|
| Масштабная инвариантность | msimagelist>|
| Мезоны | msimagelist>|
| Мессбауэра эффект | msimagelist>|
| Меченые атомы | msimagelist>|
| Микротрон | msimagelist>|
| Нейтрино | msimagelist>|
| Нейтрон | msimagelist>|
| Нейтронная звезда | msimagelist>|
| Нейтронная физика | msimagelist>|
| Неопределённостей соотношения | msimagelist>|
| Нормы радиационной безопасности | msimagelist>|
| Нуклеосинтез | msimagelist>|
| Нуклид | msimagelist>|
| Нуклон | msimagelist>|
| Обращение времени | msimagelist>|
| Орбитальный момент | msimagelist>|
| Осциллятор | msimagelist>|
| Отбора правила | msimagelist>|
| Пар образование | msimagelist>|
| Период полураспада | msimagelist>|
| Планка постоянная | msimagelist>|
| Планка формула | msimagelist>|
| Позитрон | msimagelist>|
| Поляризация | msimagelist>|
| Поляризация вакуума | msimagelist>|
| Потенциальная яма | msimagelist>|
| Потенциальный барьер | msimagelist>|
| Принцип Паули | msimagelist>|
| Принцип суперпозиции | msimagelist>|
| Промежуточные W-, Z-бозоны | msimagelist>|
| Пропагатор | msimagelist>|
| Пропорциональный счётчик | msimagelist>|
| Пространственная инверсия | msimagelist>|
| Пространственная четность | msimagelist>|
| Протон | msimagelist>|
| Пуассона распределение | msimagelist>|
| Пузырьковая камера | msimagelist>|
| Радиационный фон | msimagelist>|
| Радиоактивность | msimagelist>|
| Радиоактивные семейства | msimagelist>|
| Радиометрия | msimagelist>|
| Расходимости | msimagelist>|
| Резерфорда опыт | msimagelist>|
| Резонансы (резонансные частицы) | msimagelist>|
| Реликтовое микроволновое излучение | msimagelist>|
| Светимость ускорителя | msimagelist>|
| Сечение эффективное | msimagelist>|
| Сильное взаимодействие | msimagelist>|
| Синтеза реакции | msimagelist>|
| Синхротрон | msimagelist>|
| Синхрофазотрон | msimagelist>|
| Синхроциклотрон | msimagelist>|
| Система единиц измерений | msimagelist>|
| Слабое взаимодействие | msimagelist>|
| Солнечные нейтрино | msimagelist>|
| Сохранения законы | msimagelist>|
| Спаривания эффект | msimagelist>|
| Спин | msimagelist>|
| Спин-орбитальное взаимодействие | msimagelist>|
| Спиральность | msimagelist>|
| Стандартная модель | msimagelist>|
| Статистика | msimagelist>|
| Странные частицы | msimagelist>|
| Струи адронные | msimagelist>|
| Субатомные частицы | msimagelist>|
| Суперсимметрия | msimagelist>|
| Сферическая система координат | msimagelist>|
| Тёмная материя | msimagelist>|
| Термоядерные реакции | msimagelist>|
| Термоядерный реактор | msimagelist>|
| Тормозное излучение | msimagelist>|
| Трансурановые элементы | msimagelist>|
| Трек | msimagelist>|
| Туннельный эффект | msimagelist>|
| Ускорители заряженных частиц | msimagelist>|
| Фазотрон | msimagelist>|
| Фейнмана диаграммы | msimagelist>|
| Фермионы | msimagelist>|
| Формфактор | msimagelist>|
| Фотон | msimagelist>|
| Фотоэффект | msimagelist>|
| Фундаментальная длина | msimagelist>|
| Хиггса бозон | msimagelist>|
| Цвет | msimagelist>|
| Цепные ядерные реакции | msimagelist>|
| Цикл CNO | msimagelist>|
| Циклические ускорители | msimagelist>|
| Циклотрон | msimagelist>|
Чарм. Чармоний | msimagelist>|
| Черенковский счётчик | msimagelist>|
| Черенковсое излучение | msimagelist>|
| Черные дыры | msimagelist>|
| Шредингера уравнение | msimagelist>|
| Электрический квадрупольный момент ядра | msimagelist>|
| Электромагнитное взаимодействие | msimagelist>|
| Электрон | msimagelist>|
| Электрослабое взаимодействие | msimagelist>|
| Элементарные частицы | msimagelist>|
| Ядерная физика | msimagelist>|
| Ядерная энергия | msimagelist>|
| Ядерные модели | msimagelist>|
| Ядерные реакции | msimagelist>|
| Ядерный взрыв | msimagelist>|
| Ядерный реактор | msimagelist>|
| Ядра энергия связи | msimagelist>|
| Ядро атомное | msimagelist>|
| Ядерный магнитный резонанс (ЯМР) | msimagelist>
принцип действия, устройство и схема
Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на инициализации и контроле самоподдерживающейся ядерной реакции.
Его используют в качестве исследовательского инструмента, для производства радиоактивных изотопов и в качестве источника энергии для атомных электростанций.
Здесь используется процесс деления ядер, при котором тяжелое ядро распадается на два более мелких фрагмента. Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее. Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией. При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.
Принцип работы ядерного реактора и атомной электростанции таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции. Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны. Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния.
Он продолжается и после завершения деления.
В атомной бомбе цепная реакция увеличивает свою интенсивность, пока не будет расщеплена большая часть материала. Это происходит очень быстро, производя чрезвычайно мощные взрывы, характерные для таких бомб. Устройство и принцип действия ядерного реактора основаны на поддержании цепной реакции на регулируемом, почти постоянном уровне. Он сконструирован таким образом, что взорваться, как атомная бомба, не может.
Цепная реакция и критичность
Физика ядерного реактора деления состоит в том, что цепная реакция определяется вероятностью расщепления ядра после испускания нейтронов. Если популяция последних уменьшается, то скорость деления в конце концов упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в докритическом состоянии. Если же популяция нейтронов поддерживается на постоянном уровне, то скорость деления будет оставаться стабильной. Реактор будет находиться в критическом состоянии. И, наконец, если популяция нейтронов со временем растет, скорость деления и мощность будет увеличиваться.
Состояние активной зоны станет сверхкритическим.
Принцип действия ядерного реактора следующий. Перед его запуском популяция нейтронов близка к нулю. Затем операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, увеличивая деление ядер, что временно переводит реактор в сверхкритическое состояние. После выхода на номинальную мощность операторы частично возвращают управляющие стержни, регулируя количество нейтронов. В дальнейшем реактор поддерживается в критическом состоянии. Когда его необходимо остановить, операторы вставляют стержни полностью. Это подавляет деление и переводит активную зону в докритическое состояние.
Типы реакторов
Большинство существующих в мире ядерных установок являются энергетическими, генерирующими тепло, необходимое для вращения турбин, которые приводят в движение генераторы электрической энергии. Также есть много исследовательских реакторов, а некоторые страны имеют подводные лодки или надводные корабли, движимые энергией атома.
Энергетические установки
Существует несколько видов реакторов этого типа, но широкое применение нашла конструкция на легкой воде.
В свою очередь, в ней может использоваться вода под давлением или кипящая вода. В первом случае жидкость под высоким давлением нагревается теплом активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло от первичного контура передается на вторичный, также содержащий воду. Генерируемый в конечном счете пар служит рабочей жидкостью в цикле паровой турбины.
Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения на среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через серию сепараторов и сушилок, расположенных в корпусе реактора, что приводит его в сверхперегретое состояние. Перегретый водяной пар затем используется в качестве рабочей жидкости, вращающей турбину.
Высокотемпературные с газовым охлаждением
Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) – это ядерный реактор, принцип работы которого основан на применении в качестве топлива смеси графита и топливных микросфер. Существуют две конкурирующие конструкции:
- немецкая «засыпная» система, которая использует сферические топливные элементы диаметром 60 мм, представляющие собой смесь графита и топлива в графитовой оболочке;
- американский вариант в виде графитовых гексагональных призм, которые сцепляются, создавая активную зону.
В обоих случаях охлаждающая жидкость состоит из гелия под давлением около 100 атмосфер. В немецкой системе гелий проходит через промежутки в слое сферических топливных элементов, а в американской – через отверстия в графитовых призмах, расположенных вдоль оси центральной зоны реактора. Оба варианта могут работать при очень высоких температурах, так как графит имеет чрезвычайно высокую температуру сублимации, а гелий полностью инертен химически. Горячий гелий может быть применен непосредственно в качестве рабочей жидкости в газовой турбине при высокой температуре или его тепло можно использовать для генерации пара водяного цикла.
Жидкометаллический ядерный реактор: схема и принцип работы
Реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уделялось большое внимание в 1960-1970-х годах. Тогда казалось, что их возможности по воспроизводству ядерного топлива в ближайшее время необходимы для производства топлива для быстро развивающейся атомной промышленности.
Когда в 1980-е годы стало ясно, что это ожидание нереалистично, энтузиазм угас. Однако в США, России, Франции, Великобритании, Японии и Германии построен ряд реакторов этого типа. Большинство из них работает на диоксиде урана или его смеси с диоксидом плутония. В Соединенных Штатах, однако, наибольший успех был достигнут с металлическими топливом.
CANDU
Канада сосредоточила свои усилия на реакторах, в которых используется природный уран. Это избавляет от необходимости для его обогащения прибегать к услугам других стран. Результатом такой политики стал дейтерий-урановый реактор (CANDU). Контроль и охлаждение в нем производится тяжелой водой. Устройство и принцип работы ядерного реактора состоит в использовании резервуара с холодной D2O при атмосферном давлении. Активная зона пронизана трубами из циркониевого сплава с топливом из природного урана, через которые циркулирует охлаждающая его тяжелая вода. Электроэнергия производится за счет передачи теплоты деления в тяжелой воде охлаждающей жидкости, которая циркулирует через парогенератор.
Пар во вторичном контуре затем проходит через обычный турбинный цикл.
Исследовательские установки
Для проведения научных исследований чаще всего используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в применении водяного охлаждения и пластинчатых урановых топливных элементов в виде сборок. Способен функционировать в широком диапазоне уровней мощности, от нескольких киловатт до сотен мегаватт. Поскольку производство электроэнергии не является основной задачей исследовательских реакторов, они характеризуются вырабатываемой тепловой энергией, плотностью и номинальной энергией нейтронов активной зоны. Именно эти параметры помогают количественно оценить способность исследовательского реактора проводить конкретные изыскания. Маломощные системы, как правило, функционируют в университетах и используются для обучения, а высокая мощность необходима в научно-исследовательских лабораториях для тестирования материалов и характеристик, а также для общих исследований.
Наиболее распространен исследовательский ядерный реактор, строение и принцип работы которого следующие.
Его активная зона расположена в нижней части большого глубокого бассейна с водой. Это упрощает наблюдение и размещение каналов, по которым могут быть направлены пучки нейтронов. При низких уровнях мощности нет необходимости прокачивать охлаждающую жидкость, так как для поддержания безопасного рабочего состояния естественная конвекция теплоносителя обеспечивает достаточный отвод тепла. Теплообменник, как правило, находится на поверхности или в верхней части бассейна, где скапливается горячая вода.
Корабельные установки
Первоначальным и основным применением ядерных реакторов является их использование в подводных лодках. Главным их преимуществом является то, что, в отличие от систем сжигания ископаемого топлива, для выработки электроэнергии им не требуется воздух. Следовательно, атомная субмарина может оставаться в погруженном состоянии в течение длительного времени, а обычная дизель-электрическая подлодка должна периодически подниматься на поверхность, чтобы запускать свои двигатели в воздухе.
Ядерная энергетика дает стратегическое преимущество кораблям ВМС. Благодаря ей отпадает необходимость заправляться в иностранных портах или от легко уязвимых танкеров.
Принцип работы ядерного реактора на подводной лодке засекречен. Однако известно, что в США в нем используется высокообогащенный уран, а замедление и охлаждение производится легкой водой. Конструкция первого реактора атомной субмарины USS Nautilus находилась под сильным влиянием мощных исследовательских установок. Его уникальными особенностями является очень большой запас реактивности, обеспечивающей длительный период работы без дозаправки и возможность перезапуска после остановки. Электростанция в подлодках должна быть очень тихой, чтобы избежать обнаружения. Для удовлетворения конкретных потребностей различных классов субмарин были созданы разные модели силовых установок.
На авианосцах ВМС США используется ядерный реактор, принцип работы которого, как полагают, заимствован у крупнейших подлодок. Подробные сведения их конструкции также не были опубликованы.
Кроме США, атомные подводные лодки имеются у Великобритании, Франции, России, Китая и Индии. В каждом случае конструкция не разглашалась, но считается, что все они весьма схожи – это является следствием одинаковых требований к их техническим характеристикам. Россия также обладает небольшим флотом атомных ледоколов, на которых устанавливались такие же реакторы, как и на советских субмаринах.
Промышленные установки
Для целей производства оружейного плутония-239 используется ядерный реактор, принцип работы которого состоит в высокой производительности при низком уровне производства энергии. Это обусловлено тем, что длительное пребывание плутония в активной зоне приводит к накоплению нежелательного 240Pu.
Производство трития
В настоящее время основным материалом, получаемым с помощью таких систем, является тритий (3H или T) – заряд для водородных бомб. Плутоний-239 имеет длительный период полураспада, равный 24100 годам, поэтому страны с арсеналами ядерного оружия, использующими этот элемент, как правило, имеют его больше, чем необходимо.
В отличие от 239Pu, период полураспада трития составляет примерно 12 лет. Таким образом, чтобы поддерживать необходимые запасы, этот радиоактивный изотоп водорода должен производиться непрерывно. В США в Саванна-Ривер (штат Южная Каролина), например, работает несколько реакторов на тяжелой воде, которые производят тритий.
Плавучие энергоблоки
Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электроэнергией и паровым отоплением удаленные изолированные районы. В России, например, нашли применение небольшие энергетические установки, специально предназначенные для обслуживания арктических населенных пунктов. В Китае 10-МВт установка HTR-10 снабжает теплом и электроэнергией исследовательский институт, в котором она находится. Разработки небольших автоматически управляемых реакторов с аналогичными возможностями ведутся в Швеции и Канаде. В период с 1960 по 1972 год армия США использовала компактные водяные реакторы для обеспечения удаленных баз в Гренландии и Антарктике.
Они были заменены мазутными электростанциями.
Покорение космоса
Кроме того, были разработаны реакторы для энергоснабжения и передвижения в космическом пространстве. В период с 1967 по 1988 год Советский Союз устанавливал небольшие ядерные установки на спутники серии «Космос» для питания оборудования и телеметрии, но эта политика стала мишенью для критики. По крайней мере один из таких спутников вошел в атмосферу Земли, в результате чего радиоактивному загрязнению подверглись отдаленные районы Канады. Соединенные Штаты запустили только один спутник с ядерным реактором в 1965 году. Однако проекты по их применению в дальних космических полетах, пилотируемых исследованиях других планет или на постоянной лунной базе продолжают разрабатываться. Это обязательно будет газоохлаждаемый или жидкометаллический ядерный реактор, физические принципы работы которого обеспечат максимально высокую температуру, необходимую для минимизации размера радиатора. Кроме того, реактор для космической техники должен быть максимально компактным, чтобы свести к минимуму количество материала, используемого для экранирования, и для уменьшения веса во время старта и космического полета.
Запас топлива обеспечит работу реактора на весь период космического полета.
Принципы, касающиеся использования ядерных источников энергии в космическом пространстве — Конвенции и соглашения — Декларации, конвенции, соглашения и другие правовые материалы
Принципы, касающиеся использования ядерных источников энергии в космическом пространстве
Приняты резолюцией 47/68 Генеральной Ассамблеи от 14 декабря 1992 года
Принцип 1. Применимость международного права
Деятельность, связанная с использованием ядерных источников энергии в космическом пространстве, осуществляется в соответствии с международным правом, включая, в частности, Устав Организации Объединенных Наций и Договор о принципах деятельности государств по исследованию и использованию космического пространства, включая Луну и другие небесные тела1.
Принцип 2. Использование терминов
Для целей настоящих принципов термины «запускающее государство» и «государство, запускающее» означают государство, которое осуществляет юрисдикцию и контроль над космическим объектом с ядерными источниками энергии на борту в любой данный момент времени, применительно к соответствующему принципу.
Для целей принципа 9 применяется определение термина «запускающее государство», которое содержится в указанном принципе.
Для целей принципа 3 термины «предвидимых» и «любых возможных» характеризуют класс событий или обстоятельств, общая вероятность наступления которых такова, что считается охватывающей только надежно допустимые возможности для целей анализа безопасности. Термин «общий принцип глубокой защиты», когда он применяется к ядерным источникам энергии в космическом пространстве, относится к использованию элементов конструкции и полетных операций вместо активных систем или в дополнение к ним для предотвращения или смягчения последствий неполадок системы. Для достижения этой цели не обязательно требуется избыточность систем безопасности для каждого отдельного компонента. Ввиду особых требований, которые присущи использованию ядерных источников энергии в космосе и различным полетам, никакой конкретный комплекс систем или элементов не может быть выделен как абсолютно необходимый для достижения этой цели.
Для целей пункта 2d принципа 3 термин «выводятся на критический уровень» не включает такие действия, как проверка при нулевой мощности, которая имеет основополагающее значение для обеспечения безопасности системы.
Принцип 3. Руководящие принципы и критерии безопасного использования
Для сведения к минимуму количества радиоактивного материала в космосе и связанных с этим рисков использование ядерных источников энергии в космическом пространстве ограничивается теми космическими полетами, которые не могут осуществляться разумным способом с использованием неядерных источников энергии.
1. Общие цели в отношении радиационной защиты и ядерной безопасности
а) Государства, запускающие космические объекты с ядерными источниками энергии на борту, прилагают усилия для защиты отдельных лиц, населения и биосферы от радиологических опасностей. Конструкция и использование космических объектов с ядерными источниками энергии на борту с высокой степенью уверенности обеспечивают, чтобы при предвидимых нормальных или аварийных обстоятельствах опасность была ниже приемлемых уровней, определенных в подпунктах b и с пункта 1.
Такая конструкция и использование также обеспечивают с высокой надежностью, чтобы радиоактивный материал не вызывал значительного загрязнения космического пространства.
b) В ходе нормальной эксплуатации космических объектов с ядерными источниками энергии на борту, включая спуск с достаточно высокой орбиты, как она определена в пункте 2b, соблюдается рекомендованное Международной комиссией по радиологической защите требование обеспечения надлежащей радиационной защиты населения. В ходе такой нормальной эксплуатации не происходит значительного радиационного облучения.
с) Для снижения облучения в случае аварий при проектировании и конструировании систем ядерных источников энергии учитываются соответствующие и общепринятые международные руководящие принципы радиологической защиты.
За исключением случаев маловероятных аварий, сопряженных с серьезными радиологическими последствиями, конструкция систем ядерных источников энергии с высокой степенью уверенности обеспечивает ограничение радиационного облучения ограниченным географическим регионом и индивидуальной дозой до принципиального предела в 1 mSv в год.
Крайне низкая вероятность аварий с вышеупомянутыми потенциально серьезными радиологическими последствиями обеспечивается за счет конструкции системы.
Будущие модификации руководящих принципов, упомянутых в настоящем пункте, применяются, как только это станет практически возможно.
d) Системы безопасности проектируются, конструируются и эксплуатируются в соответствии с общим принципом глубокой защиты. Этот принцип означает наличие возможности устранить или нейтрализовать любые предвидимые отказы или неполадки в работе устройства, чреватые последствиями для безопасности, с помощью какой-либо операции или процедуры, возможно в автоматическом режиме.
Надежность систем, имеющих важное значение для безопасности, обеспечивается, среди прочего, за счет дублирования, физического разделения, функциональной изоляции и адекватной независимости их компонентов.
Для повышения уровня безопасности принимаются также другие меры.
Допустимо применение вспомогательной предельной дозы 5 mSv в год в течение ряда лет при условии, что эквивалентная среднегодовая эффективная доза за время жизни не превысит принципиального предела в 1 mSv в год.
2. Ядерные реакторы
а) Ядерные реакторы могут использоваться:
i) в ходе межпланетных полетов;
ii) на достаточно высоких орбитах, как они определены в пункте 2b;
iii) на низких околоземных орбитах, если после выполнения рабочей части своего полета они хранятся на достаточно высоких орбитах.
b) Достаточно высокая орбита — это орбита, продолжительность нахождения на которой достаточно велика, чтобы обеспечить достаточный распад продуктов деления примерно до уровня радиоактивности актинидов. Достаточно высокая орбита должна быть такой, чтобы свести к минимуму риск для нынешних и будущих космических полетов, а также вероятность столкновения с другими космическими объектами.
с) В качестве топлива в ядерных реакторах используется лишь высокообогащенный уран-235. В конструкции учитывается радиоактивный распад продуктов деления и активизации.
d) Ядерные реакторы не выводятся на критический уровень до достижения ими эксплуатационной орбиты или до вывода на межпланетную траекторию.
е) Конструкция ядерного реактора обеспечивает, что он не перейдет в критическое состояние до выхода на эксплуатационную орбиту во время любых возможных событий, включая взрыв ракеты, возвращение в атмосферу, падение на поверхность или воду, погружение в воду или проникновение воды в активную зону.
f) В целях значительного уменьшения возможности аварий на спутниках с ядерными реакторами на борту в ходе их эксплуатации на орбите с меньшей продолжительностью нахождения, чем на достаточно высокой орбите (включая операции по уводу на достаточно высокую орбиту), применяется высоконадежная эксплуатационная система для обеспечения эффективного и контролируемого удаления реактора.
При определении высоты достаточно высокой орбиты учитывается, что части разрушенного реактора также должны достичь требуемого уровня распада до их возвращения в атмосферу Земли.
3. Радиоизотопные генераторы
а) Радиоизотопные генераторы могут использоваться для межпланетных полетов и других полетов за пределами гравитационного поля Земли. Они также могут использоваться на околоземной орбите, если после завершения рабочей части своего полета они хранятся на высокой орбите. В любом случае необходимо окончательное удаление.
b) Радиоизотопные генераторы защищаются системой защитной оболочки, спроектированной и сконструированной таким образом, чтобы выдерживать тепловые и аэродинамические нагрузки во время возвращения в верхние слои атмосферы в предвидимых орбитальных условиях, в том числе при входе с высокоэллиптических или гиперболических орбит, если это имеет место. При ударе о землю система защитной оболочки и физическая форма изотопов гарантируют отсутствие выброса радиоактивного материала в окружающую среду, с тем чтобы район падения можно было полностью дезактивировать путем проведения операции по эвакуации.
Принцип 4. Оценка безопасности
1. Запускающее государство, как оно определено в пункте 1 принципа 2 на момент запуска, обеспечивает в сотрудничестве, когда это необходимо, с теми государствами, которые спроектировали, сконструировали или изготовили ядерный источник энергии или будут эксплуатировать космический объект, или с территории или установки которых будет осуществлен запуск такого объекта, проведение до запуска тщательной и всеобъемлющей оценки безопасности. Эта оценка также охватывает все соответствующие этапы полета и затрагивает все задействованные системы, включая средства запуска, космическую платформу, ядерный источник энергии и его аппаратуру, а также системы управления и связи между Землей и космосом.
2. В ходе такой оценки соблюдаются руководящие принципы и критерии безопасного использования, содержащиеся в принципе 3.
3. В соответствии со статьей XI Договора о принципах деятельности государств по исследованию и использованию космического пространства, включая Луну и другие небесные тела, результаты такой оценки безопасности, а также, насколько это возможно, указание примерного срока, в течение которого предполагается произвести запуск, публикуются до каждого запуска, и Генеральный секретарь Организации Объединенных Наций информируется о том, каким образом государства могут по возможности оперативно получить такие результаты оценки безопасности до каждого запуска.
Принцип 5. Уведомление о возвращении
1. Любое государство, запускающее космический объект с ядерными источниками энергии на борту, своевременно информирует заинтересованные государства в том случае, если на этом космическом объекте появляется неисправность и возникает опасность возвращения радиоактивных материалов на Землю. Эта информация представляется в соответствии со следующим форматом:
а) параметры системы:
i) название запускающего государства или государств, включая адрес органа, с которым можно связаться для получения дополнительной информации или помощи в случае аварии;
ii) международное обозначение;
iii) дата и территория или место запуска;
iv) информация, необходимая для наиболее точного прогнозирования времени нахождения на орбите, траектории и района падения;
v) общее назначение космического аппарата;
b) информация о радиологической опасности ядерного источника(ов) энергии:
i) тип ядерного источника энергии: радиоизотопный/реактор;
ii) возможная физическая форма, количество и общие радиологические характеристики топлива и зараженных и/или активированных компонентов, которые могут достигнуть Земли.
Термин «топливо» обозначает ядерный материал, используемый в качестве источника тепла или энергии.Эта информация передается также Генеральному секретарю Организации Объединенных Наций.
2. Информация в соответствии с приведенным выше форматом представляется запускающим государством как только неисправность обнаружена. Она обновляется, насколько это практически возможно, и частота рассылки обновленной информации возрастает по мере приближения предполагаемого времени вхождения в плотные слои атмосферы Земли, с тем чтобы международное сообщество было информировано о ситуации и располагало достаточным временем для планирования любых мероприятий на национальном уровне, которые могут представиться необходимыми в данной ситуации.
3. Обновленная информация передается также Генеральному секретарю Организации Объединенных Наций с той же частотой.
Принцип 6. Консультации
Государства, предоставляющие информацию в соответствии с принципом 5, насколько это практически осуществимо, оперативно отвечают на просьбы других государств о предоставлении дополнительной информации или о проведении консультаций.
Принцип 7. Помощь государствам
1. После уведомления об ожидаемом возвращении в атмосферу Земли космического объекта, имеющего ядерный источник энергии на борту, и его компонентов, все государства, обладающие средствами контроля и слежения за космическими объектами, в духе международного сотрудничества сообщают Генеральному секретарю Организации Объединенных Наций и заинтересованному государству соответствующую информацию о неисправном космическом объекте с ядерным источником энергии на борту, которой они могут располагать, в возможно кратчайшие сроки, с тем чтобы дать государствам, которые могут оказаться затронутыми, возможность оценить ситуацию и принять любые меры предосторожности, представляющиеся необходимыми.
2. После возвращения в атмосферу Земли космического объекта, имеющего ядерный источник энергии на борту, и его компонентов:
а) запускающее государство незамедлительно предлагает и, по просьбе затронутого государства, незамедлительно предоставляет необходимую помощь по ликвидации фактических и возможных вредных последствий, включая помощь в определении места падения ядерного источника энергии на поверхность Земли, в обнаружении вошедшего в атмосферу радиоактивного материала и в проведении операций по поиску или расчистке;
b) помимо запускающего государства все государства, располагающие соответствующим техническим потенциалом, и международные организации, располагающие таким техническим потенциалом, в пределах возможного оказывают, по просьбе затронутого государства, необходимую помощь.
При оказании помощи в соответствии с подпунктами а и b, выше, учитываются особые потребности развивающихся стран.
Принцип 8. Ответственность
В соответствии со статьей VI Договора о принципах деятельности государств по исследованию и использованию космического пространства, включая Луну и другие небесные тела, государства несут международную ответственность за национальную деятельность, связанную с использованием ядерных источников энергии в космическом пространстве, независимо от того, осуществляется она правительственными органами или неправительственными юридическими лицами, и за обеспечение того, чтобы такая национальная деятельность проводилась в соответствии с этим Договором и рекомендациями, содержащимися в настоящих Принципах. В случае деятельности в космическом пространстве, связанной с использованием ядерных источников энергии, международной организации ответственность за выполнение вышеупомянутого Договора и рекомендаций, содержащихся в настоящих Принципах, несут, наряду с международной организацией, также и участвующие в ней государства.
Принцип 9. Ответственность за ущерб и компенсация
1. В соответствии со статьей VII Договора о принципах деятельности государств по исследованию и использованию космического пространства, включая Луну и другие небесные тела, и положениями Конвенции о международной ответственности за ущерб, причиненный космическими объектами2, каждое государство, которое осуществляет или организует запуск космического объекта, и каждое государство, с территории или установок которого осуществляется запуск космического объекта, несет международную ответственность за ущерб, причиненный такими космическими объектами или их составными частями. Настоящее положение в полной мере применяется к случаю, когда такой космический объект имеет ядерный источник энергии на борту. Когда два государства или более совместно производят запуск космического объекта, они несут солидарную ответственность за любой причиненный ущерб, в соответствии со статьей V вышеуказанной Конвенции.
2. Компенсация, которую такие государства обязаны выплатить на основании вышеуказанной Конвенции за причиненный ущерб, определяется в соответствии с международным правом и принципами справедливости, с тем чтобы обеспечить возмещение ущерба, восстанавливающее физическому или юридическому лицу, государству или международной организации, от имени которых предъявляется претензия, положение, которое существовало бы, если бы ущерб не был причинен.
3. Для целей настоящего принципа компенсация включает также возмещение должным образом обоснованных расходов на проведение операций по поиску, эвакуации и расчистке, включая расходы на помощь, полученную от третьих сторон.
Принцип 10. Урегулирование споров
Любой спор, вытекающий из применения настоящих принципов, разрешается посредством переговоров или других установленных процедур мирного урегулирования споров в соответствии с Уставом Организации Объединенных Наций.
Принцип 11.
Обзор и пересмотрНастоящие Принципы вновь пересматриваются Комитетом по использованию космического пространства в мирных целях не позднее чем через два года после их принятия.
1Резолюция 2222 (XXI), приложение.
2Резолюция 2777 (XXVI), приложение.
Ядерный реактор :: Класс!ная физика
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
– это устройство на атомной электростанции для получения атомной энергии.
Назначение ядерного реактора: преобразование внутренней энергии атомного ядра в электрическую энергию.
В ядерном реакторе осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер (при k = 1).
Ядерными реакторами оснащены все АЭС (атомные электростанции).
Основные элементы ядерного реактора:
– топливо (уран-235, уран-238, плутоний-239) в виде стержней
– замедлитель нейтронов (тяжелая вода, графит)
– теплоноситель (вода, жидкий натрий)
– устройство для регулирования реакции (кадмий, бор)
– защита (оболочка из бетона и железа).
Работа реактора:
Реактор работает на медленных нейтронах (более эффективно идет деление ядер урана-235).
Активная зона реактора, содержит ядерное топливо – урановые стержни и замедлитель – воду. Вода вокруг урановых стержней является не только замедлителем нейтронов, но и служит для отвода тепла, т.к. внутренняя энергия разлетающихся осколков переходит во внутреннюю энергию окружающей среды – воды. Активная зона окружена отражателем для возвращения нейтронов и защитным слоем бетона.
Достижение критической массы топлива осуществляется введением регулирующих стержней (до достижения массы урана = критической массе).
Активная зона посредством труб соединена в кольцо (1-ый контур).
Вода прокачивается по трубам контура насосом и отдает свою энергию змеевику в теплообменнике, нагревая воду в змеевике (во 2-м контуре).
Вода в змеевике превращается в пар, температура которого может достигать 540 градусов.
Пар вращает турбину, энергия пара превращается в механическую энергию.
Ось турбины вращает ротор электрогенератора, превращая механическую энергию в электрическую.
Отработанный (охлажденный ) пар поступает в конденсатор, где превращается в воду, возвращающуюся в 1-ый контур.
Первая АЭС была построена в г. Обнинске (СССР).
Преимущества АЭС:
– ядерные реакторы не потребляют кислород и органическое топливо
– не загрязняют окружающую среду золой и вредными для человека продуктами органического топлива
– биосфера надежно защищена от радиоактивного воздействия при нормальном режиме эксплуатации АЭС.
Недостатки АЭС:
– необходимость захоронения радиоактивных отходов и демонтаж отслуживших свой срок реакторов
– опасность радиоактивного заражения местности при аварийных выбросах
– опасность экологических катастроф ((1986 г. – Чернобыльская АЭС).
Существуют ядерные реакторы на быстрых нейтронах – размножители.
Вспомни тему “Атомная физика” за 9 класс:
Радиоактивность.
Радиоактивные превращения.
Состав атомного ядра. Ядерные силы.
Энергия связи. Дефект масс.
Деление ядер урана.
Ядерная цепная реакция.
Ядерный реактор.
Термоядерная реакция.
Другие страницы по теме “Атомная физика” за 10-11 класс:
Строение атома
Квантовые постулаты Бора
Методы регистрации частиц
Естественная радиоактивность
Радиоактивный распад
Закон радиоактаивного распада
Ядерные силы
Открытие электрона
Открытие протона
Открытие нейтрона
Строение ядра атома
Изотопы
Энергия связи ядра
Ядерные реакции
Деление ядер урана. Цепная реакция
Ядерный реактор. Атомная бомба
Термоядерная реакция
Водородная бомба
Топливные ресурсы. Ядерная энергетика
АТОМНАЯ БОМБА
– один из видов ядерного оружия, в котором используется неуправляемый процесс деления атомных ядер, т.е. цепная реакция.
Принцип работы атомной бомбы, заключается в расщеплении ядер тяжёлых элементов ( уран-235 или плутоний-239).
В результате реакции распада избыточная масса излучается в виде лишних нуклонов (нейтронов или протонов) с выделение большого количества энергии.
Атомная бомба на основе урана -235 стала первым ядерным оружием и была сброшена США на японский город Хиросима в 1945 г. Эта бомба весила 2722 кг и имела ядерный заряд из обогащенного урана-235 массой 20 кг.
Детонирование ядерного заряда в такой бомбе происходит, когда соединяются две части уранового заряда, обладающие докритической массой.
Для взрыва ядерной бомбы содержание урана-235 в ядерном заряде не должно быть ниже 80 %, поэтому природный уран приходится обогащать.
Критическая масса урана-235, превышение которой необходимо для проведения неуправляемой ядерной реакции, достаточно велика.
Поэтому урановые бомбы на данный момент не распространены.
Современные более совершенные атомные бомбы производятся на основе, например, плутония, обладающего более низкой критической массой.
Первая атомная плутониевая бомба на основе плутония-239, сброшенная США на Нагасаки в 1945 г., была с зарядом из плутония-239 (массой 5 кг), 3.5 м в длину и 1.5 м в диаметре, мощностью более 20 кт и весила 3175 кг.
Плутониевая атомная бомба представляет собой подобие нескольких сфер, вложенных друг в друга:
– внутри корпус бомбы окружен оболочкой из обычного взрывчатого вещества, создающего при ударе и взрыве ударную волну к центру;
– далее идет оболочка из алюминия, разделяющая взрывчатое вещество и ядерный заряд;
– затем ближе к центру – оболочка из урана, служащая отражателем для нейтронов;
– следующий слой – сам ядерный заряд из плутония-239. Критическая масса плутония составляет 9,65 кг, хотя эту массу можно и уменьшить, предварительно сжав плутоний в результате взрыва обычной взрывчатки.
– в центре находится шар радиусом порядка 2 см из бериллия, покрытый слоем полония или плутония-238, который после действия взрывчатки смешивается с бериллием и дает мощный выброс нейтронов, необходимых для резкого снижения критической массы плутония и ускорения начала реакции.
Интересно, что в результате взрыва ядерный заряд не успевает «израсходоваться» полностью. Над Хиросимой и Нагасаки «сгорело» всего 0,7 кг урана и 1,2 кг плутония соответственно.
Атомная электростанция
– принцип работы, преимущества, недостатки со схемой
ВведениеКогда мы говорим о слове ядерная, то, что поражает нас, это огромное количество энергии. Принимая во внимание сложности обработки материалов и проблемы безопасности, он по-прежнему является наиболее широко используемым источником энергии для производства электроэнергии во всем мире. Извлечение энергии из ядерного топлива в настоящее время стало необходимостью для удовлетворения растущих потребностей в энергии и для экономического роста страны.Атомная электростанция вырабатывает электроэнергию, используя тепловую энергию, а уран-235 используется в качестве топлива для производства этого тепла.
Зачем изобрели атомную электростанцию? Истощение невозобновляемых источников энергии вынуждает ученых всего мира искать новый источник энергии, способный удовлетворить потребности мира в электроэнергии.
Это был 1948 год, когда электричество впервые было выработано на графитовом реакторе X-10 в Ок-Ридже, штат Теннесси, Соединенные Штаты Америки.Это была первая атомная электростанция, питающая лампочку.
Источником энергии атомной электростанции является реакция деления. В реакции деления мы начинаем с нестабильного атома (урана-235), который распадается на два более мелких более стабильных атома. Когда мы переходим от чего-то действительно очень нестабильного (уран-235) к более стабильному (барий и криптон), высвобождается энергия. Теперь, чтобы расщепить атом урана, нам нужно его усугубить, что мы делаем, так это ударяем нейтроном по этому большому атому урана, который превращает его в уран-236 из урана-235.Уран-236 является сверхнестабильным атомом и распадается на криптон-92 и барий-141, которые намного более стабильны. Помимо высвобождения энергии, в процессе также высвобождаются 3 свободных нейтрона. Эти нейтроны далее поражают еще 3 атома урана и запускают цепную реакцию, помогая получить большое количество тепловой энергии.
Источник изображения
1. Корпус реактора
В корпусе реактора протекает ядерная реакция деления, он содержит топливные стержни, замедлитель и регулирующие стержни.Эта компоновка снова накрыта защитной оболочкой из железобетона и может выдерживать нагрузку до 40 тысяч тонн. Вода в сосуде нагревается под высоким давлением, поэтому ее температура кипения достигает 300 градусов по Цельсию.
2. Топливные стержни
В этих топливных стержнях содержится топливо в виде топливных таблеток. Эти топливные стержни содержат несколько топливных таблеток, и нейтроны ударяют по этим топливным таблеткам, чтобы начать и продолжить реакцию деления.
3. Замедлитель
Замедлитель – это жидкость, находящаяся в сосуде высокого давления под высоким давлением.Обычно это тяжелая вода. Основная функция замедлителя — замедлить нейтроны с высокой энергией, чтобы они могли снова столкнуться с атомом урана.
Что еще более важно, это соответствующая скорость нейтрона, необходимая для расщепления атома урана.
Если первый нейтрон, поразивший атом урана, имеет энергию 0,04 ev, то полученные 3 нейтрона будут иметь энергию 1 ev, которую необходимо снова замедлить до 0,04 ev, и здесь вступает в действие замедлитель.
Читайте также:
4.Стержни управления
Стержни управления являются наиболее важной частью ядерного реактора на атомной электростанции и состоят из бария или кадмия. Он контролирует текущую ядерную реакцию, поглощая нейтроны, и мы также можем контролировать производство энергии в соответствии с требованиями, вставляя соответствующие стержни управления.
5. Теплообменник
Вода из резервуара под давлением затем перекачивается в теплообменник, также называемый парогенератором. Тепловая энергия воды из сосуда под давлением передается воде, взятой из реки или из градирни через теплообменник, и преобразуется в пар высокого давления, так как мы не можем использовать воду в сосуде под давлением для производства пара, потому что она находится в прямом контакте.
контакт с твэлами и является радиоактивным, и ни в коем случае не может покинуть станцию.
6. Турбина
Паровая турбина приводится во вращение паром высокого давления, и вал этой турбины дополнительно соединен с генератором.
7. Генератор
Преобразует вращательное движение муфты турбогенератор в электрическую энергию. Эта электрическая энергия затем повышается до высокого напряжения через трансформатор, а затем передается в ближайшую электрическую сеть по линиям электропередач.
8
. КонденсаторКонденсатор преобразует пар, выходящий из турбины, в воду, чтобы его можно было перекачивать в градирню для повторной циркуляции в теплообменнике.Мы также можем иметь холодную воду из реки и градирни одновременно для контура, если у нас есть река, протекающая рядом с заводом.
9. Градирня
Охлаждает воду, выкачиваемую из конденсатора, используя процесс расширения. Горячая вода распыляется с определенной высоты и охлаждается до холодной воды, готовой для рециркуляции в теплообменник.
Все начинается с теплового нейтрона, ударяющего по урановой таблетке и запускающего цепную реакцию с высвобождением 3 новых высокоэнергетических нейтронов в качестве побочных продуктов этой экзотермической реакции.Эти нейтроны поражают еще 3 атома урана, и эта цепная реакция продолжает усиливаться. Тяжелая вода подается в сосуд высокого давления, который поглощает тепло, выделяемое в результате цепной реакции. Эта вода на самом деле не кипит, так как нагревается под высоким давлением. Это не обычная вода, которая подается в сосуд высокого давления; она в 10 раз тяжелее обычной воды. Основная функция этой воды — замедлять нейтроны высокой энергии до уровня тепловых нейтронов или изменять скорость нейтронов, поэтому ее называют замедлителем.При движении нейтрона в тяжелой воде (оксиде дейтерия) он сталкивается с каждой молекулой тяжелой воды, передавая свою энергию замедлителю, и замедляется до оптимальной скорости.
На атомных электростанциях начавшаяся таким образом цепная реакция контролируется управляющими стержнями, в основном борными или кадмиевыми стержнями. Эти стержни поглощают лишние нейтроны, тем самым останавливая цепную реакцию. Обычно эти стержни вставляются и выводятся из сосуда высокого давления каждые 10 секунд, чтобы контролировать выходную мощность в соответствии с требованиями или нагрузкой на турбину.
Нагретая вода или замедлитель в сосуде под давлением затем перекачивается в теплообменник. Имея в виду, что замедлитель не может выйти из контура, так как он радиоактивный, поэтому вода для теплообмена закачивается из источника воды (реки), и эта вода поглощает тепло замедлителя и превращается в пар высокого давления.
Этот пар под давлением сначала подается в турбину высокого давления, которая преобразует свою энергию давления в механическую энергию, но в этом паре все еще остается достаточно энергии давления, чтобы вращать турбину низкого давления, поэтому эта объединенная механическая энергия от обеих турбин используется для вращения якоря генератора, вырабатывающего электричество.
Эта электроэнергия затем повышается до высокого напряжения с помощью повышающего трансформатора и передается в ближайшую энергосистему по линиям электропередач.
Пар, выходящий из турбин, затем конденсируется в конденсаторе. Конденсатор подключен к градирне. Холодная вода из градирни забирает тепло из сконденсировавшейся воды конденсатора. Горячая вода в градирне распыляется в воздухе, охлаждая его, и снова перекачивается обратно в конденсатор.
Для лучшего понимания того, как работает атомная электростанция, посмотрите видео:
Куда идет отработанное ядерное топливо?
Ядерное топливо, однажды использованное на атомной электростанции, удаляется из реактора и хранится в бассейне с водой примерно 7-10 лет.
Назначение бассейна с водой — охлаждение ядерного топлива и защита от радиации.
Все бассейны, которые используются для хранения радиоактивных материалов, построены в отдельном здании и сделаны настолько прочными, что могут выдержать даже землетрясения.
Читайте также:
Безопасность- В реакторе атомной электростанции установлено множество датчиков, таких как датчики температуры, давления и уровня мощности.Реактор автоматически выключится, если показания датчиков достигнут некоторого критического значения.
- Если в здании реактора есть утечка давления, то ее устраняют путем распыления воды, что снижает давление, создаваемое паром в реакторе.
- Либо в многореакторном здании имеется отдельный вакуумный бак, в который в случае протечки сбрасывается давление; у него также есть система распыления воды для дальнейшего снижения давления.
- Всегда имеется резервное питание для оборудования системы охлаждения, чтобы избежать аварий в случае полного отключения электроэнергии. Отключение электроэнергии стало причиной аварии на Фукусиме в Японии из-за цунами.
Отключение электроэнергии стало причиной аварии на Фукусиме в Японии из-за цунами.- При производстве электроэнергии в результате ядерной реакции на атомной электростанции не происходит загрязнения окружающей среды.
- Эксплуатационные расходы реактора довольно низкие, а срок службы реактора составляет около 50-60 лет, прежде чем он выйдет из строя
- Надежность и постоянство в течение длительного периода времени – главный фактор, который делает его исключительным источником мощности, так как она не зависит от погодных условий.
- Уран доступен в больших количествах, и его хватит дольше, чем ископаемого топлива.
- Если какая-либо страна построит атомную электростанцию, ей не придется беспокоиться о колебаниях цен на ископаемое топливо и мировых экологических нормах и правилах.
- Самой большой проблемой атомной электростанции является хранение отработавшего топлива, так как оно покрыло бы участок земли на большое количество лет.
- Вы должны следить за заводом по хранению отходов, чтобы он был безопасным, и следить за тем, чтобы радиация была ниже предела.
- Всегда есть вероятность ядерной аварии, как в Фукусиме, Япония, из-за цунами. Плохие последствия радиации остаются надолго, на протяжении поколений.
- В этой энергии столько силы, что если она попадет в чужие руки, то может уничтожить человечество с лица земли.
Хорошо сказано,
Сначала человек расщепил атом, теперь атом расщепляет человека.
Как работает ядерный реактор? Более пристальный взгляд на принцип работы ядерных реакторов – Блог о промышленном производстве
Добро пожаловать в блог Linquip. Сегодня и в этой статье мы рассмотрим принцип работы ядерных реакторов и посмотрим, как работает ядерный реактор. Далее мы узнаем, как работает ядерный реактор на атомной электростанции.
Для тех, кто не знаком с некоторыми основными понятиями ядерной энергетики и ядерного реактора, в первую очередь мы подготовили очень простое определение ядерной энергетики и реактора, а затем поговорим о принципе работы ядерного реактора и его операция.
Наша команда собрала всю необходимую информацию по этой теме, чтобы избавиться от необходимости читать разнообразный контент на других сайтах. Оставайтесь с нами до конца, чтобы найти ответ на свой вопрос по этой теме. Нам предстоит долгий путь, так что сделайте глубокий вдох, откиньтесь на спинку кресла и продолжайте читать эту статью до конца.
Что такое ядерная энергия?Ядерная энергия или мощность образуется путем расщепления атомов урана или плутония посредством цепных реакций в ядерном реакторе в процессе, называемом ядерным делением.Энергия, высвобождаемая при расщеплении атомов, используется для нагревания воды до состояния пара. Затем этот пар вращает турбину, которая вырабатывает полезную электроэнергию. Исследователи недавно обнаружили, что торий является еще одним топливом, которое можно использовать для ядерной энергетики. Он уже используется в таких странах, как Индия и Россия.
Что такое ядерный реактор? Ядерные реакторы — это, по сути, большие котлы, которые используются для нагрева воды для производства огромного количества электроэнергии с низким содержанием углерода. Они бывают разных размеров и форм и могут работать на различных видах топлива. На самом деле ядерный реактор — это объект, который может инициировать, поддерживать и останавливать цепные реакции ядерного деления контролируемым образом с помощью соответствующих средств для отвода выделяемого тепла. Подробнее об основных компонентах реактора вы можете прочитать ниже:
1. Топливо: Материал, обычно обогащенный диоксидом урана, в котором происходят реакции деления. Он используется одновременно как источник энергии и нейтронов для поддержания цепной реакции.Он представлен в твердом состоянии в виде цилиндрических пилюль, заключенных в металлические стержни длиной несколько метров.
2. Модератор: Вода, замедляющая быстрые нейтроны, образующиеся при делении, что приводит к новым делениям и поддержанию цепной реакции.
3. Охлаждающая вода: Та же самая вода, которая вызывает деление в качестве замедлителя, который теперь служит для извлечения тепла, выделяемого в результате реакции деления из урана в топливе.
4.Стержни управления: Элементы управления в реакторе. Они действуют как поглотители нейтронов. Эти стержни изготовлены из карбида индия-кадмия или бора и позволяют постоянно контролировать количество нейтронов, поддерживая реактор в стабильном состоянии; они также позволяют при необходимости остановить реакцию.
5. Экранирование: Предотвращает утечку радиации и нейтронов изнутри реактора наружу. Обычно экранирование состоит из бетона, стали или свинца.
6.Элементы безопасности: Все атомные электростанции имеют несколько систем безопасности для предотвращения утечки радиоактивности наружу. К таким системам относится здание защитной оболочки.
Как работает ядерный реактор?Теперь, когда мы рассмотрели основную информацию и основные определения атомной энергии и ядерного реактора, пора перейти к главному.
Атомная электростанция — это промышленный объект, который вырабатывает электроэнергию из ядерной энергии, высвобождаемой в виде тепловой энергии посредством цепной реакции ядерного деления внутри корпуса ядерного реактора.
Основным компонентом атомной электростанции является ядерный реактор, который содержит ядерное топливо (обычно уран) и имеет системы, позволяющие запускать, поддерживать и останавливать ядерную реакцию контролируемым образом. Подобно тому, как обычные тепловые электростанции вырабатывают электроэнергию, используя тепловую энергию, высвобождаемую при сжигании ископаемого топлива, ядерные реакторы преобразуют энергию, высвобождаемую в результате управляемого ядерного деления, в тепловую энергию для дальнейшего преобразования в механические или электрические формы.
Важно иметь в виду, что при ядерном делении ядра тяжелых атомов бомбардируются нейтронами, а затем распадаются на более мелкие и легкие ядра. Когда это произойдет,
Они высвобождают энергию, которая связывает нейтроны и протоны, из которых они состоят, а затем испускают два или три нейтрона. Они могут производить больше делений, поскольку взаимодействуют с новыми тяжелыми ядрами, которые затем испускают новые нейтроны и так далее, так что реакция поддерживается сама собой.
Этот умножающий эффект известен как цепная реакция ядерного деления.
Деление атомов в цепной реакции также высвобождает большое количество энергии в виде тепла. Вырабатываемое тепло отводится из реактора циркулирующей жидкостью, обычно водой. Затем это тепло можно использовать для производства пара, который приводит в действие турбины для производства электроэнергии.
Чтобы обеспечить правильную скорость ядерной реакции, в реакторах есть системы, которые ускоряют, замедляют или останавливают ядерную реакцию и выделяемое ею тепло. Обычно это делается с помощью регулирующих стержней, которые обычно изготавливаются из материалов, поглощающих нейтроны, таких как серебро и бор.
Большинство современных реакторов содержат несколько сотен тепловыделяющих сборок, каждая из которых содержит тысячи маленьких таблеток уранового топлива. Одна пеллета содержит столько же энергии, сколько содержится в одной тонне угля. Типичный реактор требует около 27 тонн свежего топлива в год.
Напротив, угольной электростанции аналогичного размера потребуется более двух с половиной миллионов тонн угля для производства такого же количества электроэнергии.
Если подытожить и упростить работу ядерного реактора, то она включает 5 стадий:
1.Деление урана происходит внутри ядерного реактора. При этом выделяется большое количество энергии, которая нагревает охлаждающую воду, циркулирующую под очень высоким давлением. Эта вода транспортируется по первому контуру к теплообменнику (парогенератору), производящему водяной пар.
2. Этот пар транспортируется к генераторно-турбинной установке по вторичному контуру.
3. Оказавшись там, лопасти турбины приводят в движение генератор переменного тока, и механическая энергия преобразуется в электричество.
4. Когда водяной пар проходит через турбину, он направляется в конденсатор, где охлаждается и снова превращается в жидкую воду.
5. Затем вода подается в новый парогенератор, где снова превращается в пар внутри замкнутого контура.
Предприниматели-новаторы и стартапы разрабатывают новые типы реакторов, чтобы быть более эффективными и гибкими в эксплуатации, достигать удаленных и развивающихся районов, сокращать и, возможно, даже перерабатывать отходы и даже превращать морскую воду в питьевую.
Усовершенствованные реакторы включают многие типы реакторов, в том числе малые модульные реакторы (ММР), которые в настоящее время находятся в разработке. Некоторые из этих новых конструкций не используют воду для охлаждения; вместо этого они используют другие материалы, такие как жидкий металл, расплавленная соль или гелий, для передачи тепла в отдельный источник воды и получения пара.
ММР — это усовершенствованные реакторы, производящие 300 мегаватт или меньше электроэнергии. Их строительство будет менее затратным, и их можно будет строить на заводах и доставлять туда, где они необходимы, поэтому они могут помочь обеспечить безуглеродной энергией отдаленные районы или развивающиеся страны.
ММР также могут масштабировать выходную мощность для удовлетворения спроса на электроэнергию, что делает их идеальными партнерами для поддержки прерывистых возобновляемых источников энергии.
Некоторые усовершенствованные реакторы будут работать при более высоких температурах или более низких давлениях, чем традиционные ядерные реакторы. Они также будут предлагать другие приложения, такие как опреснение воды и производство водорода. Другие реакторы будут очень экономичными, производя меньше отходов или продлевая топливные циклы и не нуждаясь в остановке и дозаправке в течение десятилетия или более.
Заключение Настоящая статья была попыткой предоставить всю необходимую информацию о том, «Как работает ядерный реактор?» мы сначала привели основное определение того, что такое ядерная энергетика и ядерный реактор, а затем мы перешли к 5 этапам принципа работы ядерных реакторов. В конце мы обсудили, как работают ядерные реакторы нового поколения.
Если у вас есть мнение о ядерных реакторах и принципах их работы, будем очень рады вашей точке зрения в комментариях на нашем сайте Linquip.Более того, если у вас есть какие-либо вопросы по этой теме, вы можете зарегистрироваться на нашем сайте и дождаться ответа наших специалистов на ваши вопросы. Надеюсь, вам понравилось читать эту статью.
Ядерный реактор – Энергетическое образование
Ядерный реактор — это система, используемая для инициирования и сдерживания цепной ядерной реакции, и они имеют множество полезных применений. Эти ядерные реакции производят тепловую энергию за счет ядерного деления (на практике) или ядерного синтеза (в разработке).Ядерные реакторы в основном используются для выработки электроэнергии, однако их можно использовать для приведения в движение транспортных средств, таких как подводные лодки или военно-морские суда, для производства полезных изотопов или нейтронов, а также для исследований и обучения. [2] [3]
Ядерные реакторы можно найти по всему миру.
Реакторы деления, используемые на атомных электростанциях, производят около 11% всей электроэнергии в мире. [4] Хотя существует множество различных конструкций реакторов деления, большинство из них состоит из одних и тех же компонентов для их работы.Разница между каждым типом реактора деления связана с различными подходами, используемыми для удовлетворения этих требований.
В этой статье в первую очередь будет обсуждаться расщепление ядер из-за его текущего использования во всем мире. Если вы хотите прочитать о ядерном синтезе, посетите его страницу здесь.
Как они работают?
Основные принципы работы ядерного реактора для производства энергии следующие: цепные ядерные реакции внутри реактора производят тепло, которое передается теплоносителю (чаще всего это легкая вода), теплоноситель либо кипит непосредственно в пар, либо нагревает другой петля превращает воду в пар, затем он проходит через турбину, которая вращает генератор и вырабатывает электричество.
[2] Хотя основные принципы кажутся простыми, процесс довольно сложен.
Топливо
- основной артикул
Ядерные реакторы требуют использования ядерного топлива, элементов, которые можно легко изменить и которые выделяют тепловую энергию. Уран является наиболее распространенным элементом, используемым в качестве ядерного топлива, хотя торий также возможен. Встречающиеся в природе изотопы обнаружены в таких странах, как Казахстан, Канада и Австралия. [5]
Урановое топливо изготавливается в виде небольших топливных таблеток, которые упаковываются в твэлы и окружены оболочкой во избежание утечки в теплоноситель.Эти топливные стержни собраны в топливный пучок, как показано ниже. В ядерном реакторе могут быть сотни топливных пучков, а значит, могут быть десятки тысяч топливных стержней. [3]
- Ядерное топливо
Твэлы окружены охлаждающей жидкостью во избежание перегрева. [6]
Эти сборки используются в кипящих реакторах и реакторах с водой под давлением и помещаются в активную зону для получения тепла в ядерной реакции.
[7]
[7] Обогащение топлива
- основная статья
Не все ядра данного элемента построены одинаково. Элемент определяется количеством протонов в ядре, и различное количество нейтронов в ядре может привести к тому, что он будет вести себя по-разному. Природный уран в основном состоит из урана-238 (99,3%), урана-235 (0,7%) и очень небольшого количества урана-234 (0,0055%). [8] Большинству реакторов требуется более высокое процентное содержание урана-235, чтобы поддерживать реакции ядерного деления, что можно осуществить с помощью процессов обогащения урана.
Модератор
- Основная статья
Замедлители используются для замедления нейтронов, образующихся при делении. Это необходимо, потому что многие виды ядерного топлива (например, уран-235) требуют, чтобы нейтроны были медленными, чтобы поглощать их. Ядра с низкими массовыми числами наиболее эффективны для этого, поэтому часто используются такие материалы, как вода или графит.
[9]
В большинстве реакторов в качестве замедлителя используется легкая вода, например реакторы с водой под давлением и реакторы с кипящей водой.Углерод работает аналогично и используется в таких реакторах, как РБМК. Третий тип замедлителя, используемый в реакторах CANDU, представляет собой тяжелую воду, то есть воду, состоящую из тяжелого водорода, называемого дейтерием, а не из обычного водорода.
Моделирование ниже должно помочь в визуализации того, как замедлитель выполняет свою работу: нейтроны, которые летят слишком быстро, поглощаются ураном-238 и не вызывают деления (зеленый), а замедлившиеся нейтроны поглощаются ураном-235, который распадается на более мелкие атомов и производит избыточные нейтроны для продолжения реакции (красный).
Охлаждающая жидкость
Хладагент, как следует из его названия, используется для отвода тепла от активной зоны и перемещения его туда, где он полезен. [9] Это предохраняет топливо от перегрева и плавления, а также передает тепло воде для производства пара.
Легкая вода, тяжелая вода и различные газы являются наиболее распространенными теплоносителями для ядерных реакторов. Хладагенты также могут служить замедлителем, как это имеет место во многих реакторах с водяным замедлителем.
Стержни управления
- основной артикул
Стержни управления могут быть вставлены в активную зону реактора для уменьшения количества топлива, которое подвергается реакциям деления.Стержни содержат атомы, поглощающие нейтроны, такие как гадолиний или кадмий. Поглощая нейтроны в активной зоне, он предотвращает реакцию этих нейтронов с топливом. Движение управляющего стержня можно использовать для регулировки количества реакций, происходящих в активной зоне, или полностью ввести его для полной остановки реактора.
Системы безопасности
Системы безопасности – это системы, предназначенные для остановки реактора и предотвращения выброса радиоактивных материалов. Некоторые системы являются пассивными, например, сбрасывание управляющих стержней в активную зону реактора в реакторах CANDU.
Стержни управления подвешены над сердечником и удерживаются там электромагнитом (магнитом, для работы которого требуется постоянная подача электричества). В случае потери мощности регулирующие стержни работают на остановку реакций в активной зоне. Прочные защитные сооружения также должны окружать реактор, чтобы предотвратить любую утечку радиоактивных веществ или внешнее повреждение реактора. [10]
Другие системы безопасности требуют активации. Примером такой системы является выпуск большого количества воды вокруг активной зоны реактора.Это обеспечивает охлаждение активной зоны для рассеивания тепловой энергии и предотвращения расплавления.
Экономика
Строительство ядерных реакторов экономически затратно. Первоначальные капитальные затраты высоки по сравнению с установками, работающими на ископаемом топливе, с аналогичной производительностью. Атомная энергетика требует высокой степени дополнительной безопасности и несет полную ответственность за все возможные ядерные отходы.
Что делает ядерную энергетику экономически целесообразной, так это большое количество энергии, получаемое из небольшого объема топлива.Это соотношение известно как плотность энергии и обеспечивает экономическое преимущество использования ядерного топлива. Стоимость топлива для атомной электростанции относительно ниже по сравнению с ископаемым топливом. Именно это делает ядерные реакторы конкурентоспособными, несмотря на высокие первоначальные капитальные затраты.
Типы реакторов
Атомная энергетика состоит из различных типов ядерных реакторов. К ним относятся:
Каталожные номера
- ↑ Wikimedia Commons [в сети], доступно: https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/f/f2/Advanced_Test_Reactor.jpg
- ↑ 2.0 2.1 Всемирная ядерная ассоциация. (2 июля 2015 г.). Nuclear Reactors [Онлайн], доступно: http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Power-Reactors/Nuclear-Power-Reactors/
- ↑ 3. 0 3.1 Что такое ядерный?. (2 июля 2015 г.). Что такое ядерный реактор? [Онлайн], доступно: http://www.whatisnuclear.com/articles/nucreactor.html
- ↑ IEA (2014), «Мировые энергетические балансы», IEA World Energy Statistics and Balances (база данных).DOI: http://dx.doi.org/10.1787/data-00512-en (по состоянию на февраль 2015 г.)
- ↑ Всемирная ядерная ассоциация. (2 июля 2015 г.). Uranium Mining [Онлайн], доступно: http://www.world-nuclear.org/info/Nuclear-Fuel-Cycle/Mining-of-Uranium/World-Uranium-Mining-Production/
- ↑ Сделано внутри компании членом группы Energy Education. Адаптировано со страницы ядерных реакторов Что такое ядерный? Доступно: http://www.whatisnuclear.com/articles/nucreactor.html.
- ↑ Wikimedia Commons [в сети], доступно: https://upload.wikimedia.org/wikipedia/commons/2/2d/Nuclear_fuel_element.jpg
- ↑ Европейское ядерное общество. (25 июня 2015 г.). Природный уран [Онлайн], доступно: https://www. euronuclear.org/info/encyclopedia/n/naturaluranium.htm
- ↑ 9,0 9,1 Дж. Р. Ламарш и А.Дж. Баратта, «Компоненты ядерных реакторов» в Введение в ядерную технику , 3-е изд., Аппер-Сэдл-Ривер, Нью-Джерси: Прентис-Холл, 2001, глава 4, раздел 4, стр. 133-136
- ↑ Дж.Р. Ламарш и А.Дж. Баратта, «Принципы безопасности атомных электростанций» в Введение в ядерную технику , 3-е изд., Аппер-Сэдл-Ривер, Нью-Джерси: Prentice Hall, 2001, глава 11, раздел 3, стр. 623-630
0 3.1 Что такое ядерный?. (2 июля 2015 г.). Что такое ядерный реактор? [Онлайн], доступно: http://www.whatisnuclear.com/articles/nucreactor.html
euronuclear.org/info/encyclopedia/n/naturaluranium.htmNuclear Reactor – обзор
1 Reactor Principles
В течение многих лет ядерные реакторы обеспечивали большое количество радионуклидов для ядерной медицины. Из-за их давней и постоянной важности для этого приложения представлено краткое описание их основных принципов.
«Активная зона» ядерного реактора содержит некоторое количество делящегося материала, обычно природного урана ( 235 U и 238 U), обогащенного 235 U.
Уран-235 подвергается самопроизвольному ядерному делению ( T 1/2 ~ 7 × 10 8 лет), разделяясь на два более легких ядерных фрагмента и испуская при этом два или три нейтрона деления (см. главу 3). , раздел I). Спонтанное деление 235 U само по себе не является значительным источником нейтронов или энергии; однако испускаемые нейтроны деления стимулируют дополнительные акты деления, когда они бомбардируют ядра 235 U и 238 U.Наиболее важной реакцией является
(5-1)U235+n→U*236
Ядро 236 U * очень нестабильно и быстро подвергается ядерному делению, высвобождая дополнительные нейтроны деления. В ядерном реакторе цель состоит в том, чтобы нейтроны деления, испускаемые при каждом акте спонтанного или вынужденного деления, стимулировали в среднем одно дополнительное событие деления. Это устанавливает управляемую, самоподдерживающуюся цепную ядерную реакцию .
Рис. 5-1 представляет собой схематическое изображение активной зоны ядерного реактора.«Топливные элементы», содержащие делящийся материал (например, уран), окружены материалом замедлителя . Замедлитель предназначен для замедления довольно энергичных нейтронов деления. Медленные нейтроны (также называемые тепловыми нейтронами ) являются более эффективными инициаторами дополнительных актов деления. Обычно используемыми замедлителями являются «тяжелая вода» [содержащая дейтерий (D 2 O)] и графит. Стержни управления расположены таким образом, чтобы открывать или экранировать топливные элементы друг от друга.Стержни управления содержат материалы, которые являются сильными поглотителями нейтронов, но сами не подвергаются ядерному делению (например, кадмий или бор). Топливные элементы и управляющие стержни расположены так, чтобы создать критические условия для управляемой цепной реакции. Если бы управляющие стержни были удалены (или расположены неправильно), существовали бы условия, при которых каждое событие деления стимулировало бы более одного дополнительного ядерного деления.
Это могло привести к неконтролируемой реакции и возможному «расплавлению» активной зоны реактора.(Эта последовательность происходит в очень быстром масштабе времени в ядерных взрывчатых веществах. К счастью, критические условия ядерного взрыва не могут быть достигнуты в ядерном реакторе.) Введение дополнительных управляющих стержней приводит к избыточному поглощению нейтронов и прекращению цепной реакции. Эта процедура используется для остановки реактора.
Каждое ядерное деление приводит к высвобождению значительного количества энергии (200-300 МэВ на каждый фрагмент деления), большая часть которой в конечном итоге рассеивается в виде тепловой энергии.Эта энергия может быть использована в качестве источника тепловой энергии в реакторах. Некоторые радионуклиды образуются непосредственно в процессе деления и впоследствии могут быть извлечены путем химического выделения из осколков деления.
Второй метод производства радионуклидов использует большой поток нейтронов в реакторе для активации образцов, расположенных вокруг активной зоны реактора.
Пневматические линии используются для введения и удаления образцов. Выбор метода во многом зависит от выхода желаемого радионуклида, наличия подходящих материалов образцов для нейтронной активации, желаемой удельной активности и соображений стоимости.
Ядерный реактор – обзор
18.3 Описание концепции безопасности
Все ядерные энергетические реакторы должны соответствовать трем основным требованиям безопасности:
- •
Цепная реакция должна контролироваться;
- •
Необходимо обеспечить достаточное охлаждение для отвода тепла из активной зоны реактора;
- •
Радиоактивные материалы должны находиться внутри установки.
Основной проектный подход к обеспечению безопасности в IMSR заключается в обеспечении присущей ядерной станции безопасности при выходе из нее.Для обеспечения основных функций безопасности не требуется никаких действий оператора, электричества или механических компонентов с внешним питанием:
- •
Управление : отказ систем управления или события ввода реактивности приводят только к стабилизации реактора при несколько более высокой температуре .
- •
Охлаждение : изначально предусмотрены встроенные радиаторы для поглощения переходного и остаточного тепла, при этом потери тепла обеспечивают долговременное охлаждение как активной зоны, так и защитной оболочки.
- •
Содержат : соли фтора химически стабильны, связывают радиоактивные продукты деления с солью и имеют чрезвычайно высокие температуры кипения. Несколько инженерных барьеров обеспечиваются в качестве резерва для этой внутренней изоляции. Частичное заглубление реактора в сочетании с толстой бетонной и стальной защитой обеспечивает устойчивость к внешним событиям, таким как землетрясения, взрывы и авиакатастрофы.
Важной частью философии безопасности IMSR является удаление драйверов, которые выбрасывают радиоактивные материалы в окружающую среду.В частности, реактор всегда работает при низком давлении из-за инертной, малолетучей смеси топлива и теплоносителя и отсутствия воды или пара в реакторе.
Поскольку материалы, используемые в реакторной системе и даже в системах сопряжения, все химически совместимы друг с другом, нет возможности неблагоприятных химических реакций, таких как образование водорода в оболочке твэла или реакции натрия с воздухом или водой. Этот подход полностью устраняет накопленную энергию, как физическую, так и химическую, из системы реактора.IMSR еще больше увеличивает этот высокий уровень внутренней безопасности, основанной на физике, благодаря интегрированной отказоустойчивой системной архитектуре без трубопроводов. В результате получается простая и надежная система с присущей ей безопасностью.
В легководных реакторах (LWR) концепция безопасности зависит от постоянного обеспечения достаточного потока теплоносителя к твердотопливным сборкам. Это должно происходить при высоком давлении. Во время аварий с потерей теплоносителя (LOCA), таких как течи или разрывы труб, требуется надежный сброс давления с последующим впрыском охлаждающей жидкости под низким давлением.
Для надежной работы этих систем требуются различные механические, электрические системы/системы управления, контрольно-измерительные приборы/датчики, приборный воздух и другие вспомогательные системы.
IMSR не зависит от сброса давления в реакторе или подачи теплоносителя в реактор. Все необходимые функции управления и теплоотвода уже присутствуют там, где они необходимы — внутри и непосредственно вокруг базового блока IMSR. Таким образом, IMSR полностью исключает любую зависимость от вспомогательных систем, клапанов, насосов и действий оператора.Это имеет место как в краткосрочной, так и в долгосрочной перспективе. Чтобы сделать это возможным, разработчики IMSR объединили технологию MSR со встроенной конструкцией реактора и уникальной системой охлаждения.
Контроль критичности реактора обеспечивается за счет отрицательной температурной обратной связи, возможной благодаря расплавленному солевому топливу. Эта отрицательная температурная обратная связь обеспечивает безопасность реактора при перегреве даже при отключении всех систем управления.
Расплавленное солевое топливо не разлагается под воздействием тепла или излучения, поэтому для топлива практически не существует ограничений по мощности реактора.
Уникальная система охлаждения основана на теплоемкости и теплоотдаче, которые неизменны. Теплоемкость обусловлена тепловой массой топливной соли, металла корпуса и графита. Потери тепла происходят из-за того, что корпус реактора не изолирован. Кратковременное охлаждение обеспечивается основным блоком с низкой удельной мощностью и возможностью внутренней естественной циркуляции фторидной топливной соли, что приводит к большой способности поглощать переходное и остаточное тепловыделение. Долговременное охлаждение обеспечивается за счет теплопотерь из неизолированного корпуса реактора, который в свою очередь окружен защитным корпусом.Этот защитный сосуд представляет собой закрытый сосуд, который окружает основной блок, обеспечивая локализацию и охлаждение через стенку сосуда. Перегрев основного блока приведет к его нагреву и увеличению потерь тепла от основного блока, что, в свою очередь, приведет к увеличению теплопередачи через тепловое излучение в защитный сосуд.
Охранное судно, в свою очередь, окружено прочной рубашкой воздушного охлаждения. Эта охлаждающая рубашка обеспечит длительное охлаждение. Рубашка охлаждения работает при атмосферном давлении, поэтому в случае утечки или повреждения рубашки она будет продолжать охлаждаться.
Оболочка сторожевого корабля служит дополнительным герметичным барьером на крайне маловероятный случай серьезного отказа основного блока. Без источников давления в основном блоке или в самой защитной оболочке защитная оболочка никогда не подвергается воздействию давления. Перегрев защитной оболочки исключается за счет баланса теплопотерь и тепловыделения даже в случае выхода из строя основного блока. Сама защитная оболочка сверху покрыта толстыми горизонтальными стальными радиационными экранами.Эти пластины также обеспечивают защиту от экстремальных внешних событий, таких как авиакатастрофа или волны давления взрыва, и обеспечивают дополнительный теплоотвод при любом сценарии перегрева.
На рис. 18.5 показана система отвода тепла активной зоны.
Рисунок 18.5. Основной блок отдает тепло окружающему защитному корпусу, который, в свою очередь, отдает тепло пассивной рубашке воздушного охлаждения. Это обеспечивает резервное охлаждение в том маловероятном случае, если все резервные обычные теплообменники будут недоступны по какой-либо причине.
IMSR имеет очень привлекательный сейсмический профиль благодаря своей компактной интегральной (беструбной) первичной системе. Кроме того, бункер, расположенный ниже уровня земли, в котором находится основной блок, и низкопрофильные здания обеспечивают очень низкий центр тяжести. Помимо реакторной системы и самих зданий, землетрясения часто могут угрожать таким вспомогательным системам, как основное питание, резервное питание, питание от батарей, контрольно-измерительные системы, линии аварийного ввода теплоносителя, а также пневматические и гидравлические системы.Поскольку IMSR не полагается ни на одну из этих систем поддержки или даже на охлаждающую рубашку для обеспечения максимальной безопасности, безопасность IMSR по своей природе нечувствительна к землетрясениям.
Система IMSR представляет собой высокотемпературную реакторную систему, ключевые системы безопасности которой рассчитаны на экстремальные нормальные и аварийные температурные профили. Для безопасного останова не требуются вспомогательные системы. В результате этих особенностей конструкция по своей природе нечувствительна к пожарам.
Как объяснялось выше, максимальная безопасность обеспечивается встроенными и отказоустойчивыми функциями.Тем не менее, с целью дальнейшего повышения надежности конструкции, повышения надежности и защиты инвестиций в системы встроена значительная часть глубокоэшелонированной защиты. Для функции управления в основной блок IMSR также встроены резервные отключающие стержни. Эти стержни останова остановят реактор при потере принудительной циркуляции, а также вставят при потере мощности. Еще один резерв предусмотрен в виде плавких банок, наполненных жидким поглощающим нейтроны материалом, который остановит реактор при перегреве.Полная потеря потока, однако, сама по себе маловероятна, так как для циркуляции топливной соли используются резервные первичные насосы, так что система может продолжать работать на полной мощности при выходе из строя или срабатывании любого одного насоса, а работа с любыми двумя насосами может иметь незначительное снижение номинальных характеристик.
насосы вышли из строя или отключились. Точно так же для привода насосов при отключении основного питания доступна обычная резервная мощность, приводимая в действие двигателем. Что касается сдерживания, в дополнение к присущим ему стабильным свойствам соли, которые действуют как физическая и химическая сдерживание, интегрированная архитектура реактора обеспечивает максимальную целостность основной реакторной системы, основного блока.Это делает утечки очень маловероятными. В случае возникновения утечек также предусмотрена обычная герметичная защитная оболочка. Выход из строя из-за избыточного давления маловероятен из-за очень высоких температур кипения солей и отсутствия источников повышения давления внутри основного блока и даже в сопряженных системах. Выход из строя основного блока из-за перегрева предотвращается за счет использования высококачественных материалов, способных выдерживать высокие температуры, в сочетании с присущими ему потерями тепла в окружающую рубашку пассивного охлаждения.
Ядерные реакторы и ядерные бомбы: в чем разница?
В чем разница между ядерным материалом в бомбе и реактором?
Ядерный реактор работает за счет энергии, которая выделяется при расщеплении ядра тяжелого атома. Этот процесс называется делением.
В реакторах деление происходит при столкновении атомов урана с медленными нейтронами. Поглощение этих избыточных нейтронов иногда приводит к распаду атомов.Когда ядро расщепляется, оно высвобождает энергию в виде тепла. В реакторе с кипящей водой это тепло превращается в пар, который приводит в действие турбины для выработки электроэнергии, которая используется для всего: от зарядки смартфонов до отопления домов.
Уран бывает двух основных форм или изотопов: уран-235 и уран-238. Уран-238 является наиболее распространенным изотопом урана и более стабильным. Когда он поглощает нейтрон, он обычно не распадается. Уран-235 с большей вероятностью подвергнется делению при попадании достаточно медленно движущегося нейтрона.
При ударе ядро поглощает нейтрон, становится нестабильным и распадается, распадается на два более легких атома и выбрасывает два-три новых нейтрона.
Эти дополнительные нейтроны врезаются в другие атомы урана-235, заставляя их распадаться на части и высвобождая дополнительные нейтроны, и так далее и тому подобное. Вот так и получается цепная ядерная реакция деления. И каждый раз, когда атом распадается, он извергает новый поток тепла.
Но уран-235 составляет всего 0,7% природного урана. Чтобы получить самоподдерживающуюся цепную реакцию на атомной электростанции, необходимо увеличить долю урана-235 с .от 7 процентов до примерно 4 процентов. Это делается с помощью процесса, называемого обогащением.
«Цель реактора — сделать так, чтобы вы поглощали точно такое же количество нейтронов, созданных в следующем поколении, как и в предыдущем поколении. Таким образом, у вас постоянно происходит одно и то же количество делений», — сказал Питер Каракаппа, профессор и специалист по радиационной безопасности Политехнического института Ренсселера.
«Если вы поглощаете слишком много, мощность упадет. Если вы поглощаете недостаточно, мощность увеличивается.
Итак, вы хотите, чтобы эти колонии атомов урана-235 распадались с такой скоростью, которая генерирует достаточное количество, но не слишком много дополнительных нейтронов. Скорость цепных реакций контролируется стержнями из материала, которые поглощают нейтроны и замедляют цепочку реакций деления. (Когда машина выключена и простаивает, она продолжает выделять некоторое количество избыточного тепла за счет радиоактивного распада, что было источником проблем на японской АЭС Фукусима.)
С другой стороны, для создания бомбы требуется почти чистый делящийся материал, говорит Арджун Махиджани, инженер-ядерщик и президент Института исследований в области энергетики и окружающей среды.То есть материал, способный поддерживать такие цепные ядерные реакции. Большинство ядерных бомб состоят из изотопов урана-235 или плутония-239.
«Коммерческие реакторы содержат всего несколько процентов делящегося материала, а бомбы — более 90 процентов», — сказал Махиджани.
Эти цепные реакции не замедляются ураном-238 или регулирующими стержнями. По крайней мере, один нейтрон от каждой реакции деления может вызвать другое деление. Это означает, что цепные реакции развиваются бурно, быстро и неконтролируемо, что приводит к огромным взрывам.
«Если вы посмотрите на макеты ядерных вооружений, вы увидите, что они делают дополнительные вещи, чтобы попытаться произвести еще больше нейтронов, чтобы эта реакция протекала как можно быстрее», — сказал Каракаппа.
Если у вас есть вопрос о науке или технологии для Just Ask, отправьте электронное письмо по адресу [email protected] с «научным вопросом» в строке темы или оставьте его в разделе комментариев ниже.
Принцип работы атомной электростанции
Привет, друзья, в этой статье я обсуждаю принцип работы атомной электростанции и надеюсь, что она будет для вас информативной.
Распад ядер тяжелых атомов (U 235 или Th 232 ) на две почти равные части с выделением огромного количества энергии известен как ядерное деление.
Выделение огромного количества энергии при делении происходит из-за дефекта массы, т.е. масса конечного продукта оказывается меньше исходного продукта.
Этот дефект массы преобразуется в тепловую энергию согласно соотношению Эйнштейна , E = mc 2 .
Деление ядер происходит путем бомбардировки ядер урана медленными нейтронами. Он расщепляет ядра урана с выделением огромного количества энергии и испусканием нейтронов (называемых нейтронами деления).
Эти нейтроны деления вызывают дальнейшее деление. Если этот процесс продолжится, то за очень короткое время высвободится огромное количество энергии, что может вызвать взрыв. Это известно как взрывная цепная реакция.
Но в реакторе допускается управляемая цепная реакция.Это делается путем систематического удаления нейтронов деления из реактора. Чем больше количество удаленных нейтронов деления, тем меньше интенсивность (то есть скорость деления) выделяемой энергии.
Атомные электростанции состоят из ядерного реактора вместо печи, в которой тепло вырабатывается за счет расщепления атомов радиоактивного материала в контролируемых условиях.
Полученная таким образом тепловая энергия используется для производства пара при высокой температуре и давлении. Этот пар приводит в действие паровую турбину, которая преобразует энергию пара в механическую энергию.
Турбина вращает генератор переменного тока, который преобразует механическую энергию в электрическую. Это основной «принцип работы атомной электростанции».
Самая удивительная особенность атомной электростанции заключается в том, что из небольшого количества ядерного топлива можно получить огромное количество электроэнергии.
Элементы атомной электростанции
- Ядерный реактор,
- Охлаждающая жидкость и насос охлаждающей жидкости,
- Теплообменник,
- Паровая турбина, конденсатор, генератор.
Ядерный реактор : Это аппарат, в котором осуществляется управляемая цепная реакция ядерного деления для практического использования высвобождаемой энергии.
Он выполнен в виде цилиндра или сферы толщиной от 10 до 15 см из стального листа и содержит тепловыделяющие элементы, устройства нейтронного контроля и теплоноситель.
Один из типов ядерного реактора показан на рисунке. Он состоит из большого количества урановых стержней, размещенных в расчетной геометрической решетке между слоями блоков чистого графита (замедлителя).Стержни покрыты плотно прилегающими алюминиевыми цилиндрами для предотвращения окисления урана.
Стержни управления вставлены в решетку таким образом, что при необходимости их можно поднимать или опускать между урановыми стержнями. Бетонный экран окружает весь реактор. Современный реактор состоит из следующих основных частей:
Топливо : Делящийся материал, известный как топливо, играет жизненно важную роль в работе реактора. В качестве топлива используется уран, обогащенный изотопом U 235 Pu 239 .
Замедлители : Это вещества, которые при введении в массу радиоактивного топлива способны замедлять нейтроны.
Медленные нейтроны более эффективно вызывают деление природного урана, чем быстрые нейтроны. В качестве замедлителя обычно используют тяжелую воду, легкую воду, бериллий и графит.
Стержни управления : Стержни управления изготовлены из кадмия и вставляются в реактор. Кадмий является сильным поглотителем нейтронов и, таким образом, регулирует поступление нейтронов для деления.Интенсивность цепной реакции и, следовательно, выделение тепла можно контролировать с помощью регулирующих стержней.
Хладагент : Среда, через которую тепло, вырабатываемое в реакторе, передается в теплообменник для производства пара.
- Газовые хладагенты — воздух, гелий и CO 2 ,
- Жидкие хладагенты — легкая и тяжелая вода,
- Металлические хладагенты — расплавленный натрий и литий.
Щит : Реактор испускает различные типы интенсивных лучей, которые могут быть вредны для людей, работающих рядом с реактором.
Вокруг реактора возводятся толстые бетонные стены, чтобы защитить их от этого излучения.
Предохранительные устройства : В случае аварии или любой другой чрезвычайной ситуации специальный набор регулирующих стержней, известных как «запорные стержни», автоматически входит в реактор. Они немедленно поглощают нейтроны, так что цепная реакция полностью прекращается.
1 . Фактическая работа реактора начинается с вытягивания управляющих стержней, чтобы они не поглощали много электронов.Затем блуждающие электроны, всегда присутствующие в реакторе, начинают расщеплять ядра U 235 . При каждом делении образуются два или три быстрых электрона. Затем эти нейтроны также начинают делиться ядрами U 235 .
Так начинается цепная реакция деления. Увеличение количества нейтронов контролируется введением кадмиевых стержней в реактор. Эти стержни поглощают часть нейтронов. Таким образом, производимая энергия находится под контролем, чтобы избежать взрыва.
2 . Хладагент, скажем, газ CO 2 , прокачивается через реактор для отвода тепла, выделяемого при делении ядер урана. Горячий CO 2 проходит через теплообменник и превращает холодную воду в пар.
Теплоноситель непрерывно циркулирует по замкнутому контуру, соединенному с реактором и теплообменником, с помощью циркуляционного насоса. Этот циркулирующий теплоноситель переносит тепло, вырабатываемое в реакторе, к теплообменнику.
3 .В теплообменнике циркулирующий теплоноситель отдает свое тепло воде, циркулирующей в другом замкнутом контуре, и преобразует ее в пар. Теперь этот пар подается на паровую турбину, где он приводит в действие генератор переменного тока и вырабатывает электроэнергию.
4 . Отработанный пар из паровой турбины конденсируется и превращается в воду, а затем снова подается в теплообменник. Этот цикл повторяется снова и снова, пока установка не заработает.
Преимущества АЭС
- Снижает спрос на истощающиеся ресурсы энергии (уголь, нефть и газ).
- Также снижается проблема транспортировки топлива.
- Они занимают меньше места по сравнению с любым другим типом электростанции той же мощности.
- Очень экономичный вариант для массового производства электроэнергии.
- Они могут располагаться рядом с центрами нагрузки.
- Ядерное топливо имеется в изобилии во всем мире, обеспечивая работу таких установок на тысячи лет.
Недостатки атомной электростанции
- Капитальные затраты высоки.
- Требуется высококвалифицированный персонал.
- Утилизация радиоактивных отходов представляет большую проблему.
- Требуется высокий уровень безопасности.
- Высокая стоимость топлива.
- Стоимость производства электроэнергии высока.
Спасибо, что прочитали о «принципе работы атомной электростанции». Для получения дополнительной информации посетите Википедию.
.