Реактор для чего нужен: Исследовательские реакторы и способы их использования

Управляемые шунтирующие реакторы (УШР)

Главная / Инновации / Интеллектуальная сеть / Новые типы силового оборудования подстанций и воздушных линий электропередачи / Управляемые шунтирующие реакторы – (УШР)

Применение управляемых шунтирующих реакторов на объектах ЕНЭС позволяет управлять режимами работы сетей таким образом, чтобы снизить потери, повысить пропускную способность линий электропередачи. За счет этого повышается надежность работы системы, значительно экономится электроэнергия при ее передаче.

Управляемые шунтирующие реакторы (УШР) – электромагнитные реакторы, индуктивность которых может плавно регулироваться с помощью системы автоматического управления, что позволяет осуществлять стабилизацию напряжения на воздушных линиях с большой зарядовой мощностью. В комбинации с батареями конденсаторов, включаемых параллельно, УШР являются аналогами статических тиристорных компенсаторов (СТК), позволяя поддерживать напряжение на линиях как в режиме малых, так и больших нагрузок.

Применяются три вида УШР:

• УШР, управляемые подмагничиванием постоянным током с помощью специальной обмотки управления. Являются разработкой ОАО «ЭЛУР» (Россия). Электромагнитная часть выпускается ОАО «ЗТЗ» (Украина). Широко применяются в сетях ЕНЭС, начиная с 2002 года. Имеется ряд типоисполнений: 110 кВ, 25 Мвар; 220 кВ, 100 Мвар; 330 кВ, 180 Мвар; 500 кВ, 180 Мвар;
• УШР, управляемые подмагничиванием постоянным током через расщепленную нейтраль сетевой обмотки. Разработаны ОАО «ХК Электрозавод» по техническому заданию Федеральной сетевой компании. Пилотный образец УШР 500 кВ, 180 Мвар включен в работу на подстанции 500 кВ Нелым в Тюменской области. Он предназначен для компенсации избыточной зарядной мощности и стабилизации напряжения в сети. Потери в новом реакторе за счет инновационных решений более чем на 30% ниже, чем у УШР, которые до сих пор поставлялись на энергообъекты ПАО «ФСК ЕЭС».
• УШР трансформаторного типа, состоящие их двухобмоточного трансформатора, с напряжением короткого замыкания равным 100%, и тиристорной группы, включенной во вторичную обмотку. По существу это тиристорно-реакторная группа СТК, подключаема непосредственно к сети высокого напряжения без применения дополнительных согласующих трансформаторов. УШР трансформаторного типа мощностью 25 Мвар, разработанные НПЦ «Энерком-Сервис», внедрены на подстанциях 220 кВ Когалым и Прогресс в Западной Сибири. По принципу действия этот вид УШР является быстродействующим и наиболее подходит для объектов требующих быстрой реакции на сетевые возмущения.

На рисунках показаны схемы построения реакторов с подмагничиванием постоянным током. Принцип регулирования тока УШР поясняется следующим рисунком.

При изменении ампер-витков подмагничивания из-за нелинейной характеристики происходит изменение тока в сетевой обмотке. В трехфазной системе путем введения компенсационной обмотки, соединенной в «треугольник» осуществляется  компенсация гармоник, кратных 3, и форма тока приближается к синусоидальной.

Для того, чтобы обеспечить работу реактора с подмагничиванием по сетевой обмотке необходимо нейтраль реактора заземлять через нейтральный реактор или резистор, чтобы источник подмагничивания не оказался закороченным. При соединении фаз УШР в трехфазную группу источник подмагничивания оказывается включенным в расщепленную нейтраль сетевой обмотки УШР.

В России создадут “суперреактор” для атомной энергетики будущего

https://ria.ru/20211119/superreaktor-1759732484.html

В России создадут “суперреактор” для атомной энергетики будущего

В России создадут “суперреактор” для атомной энергетики будущего – РИА Новости, 27.12.2021

В России создадут “суперреактор” для атомной энергетики будущего

Российские специалисты в течение ближайших нескольких лет должны разработать технологии, которые со временем легли бы в основу проекта по созданию в РФ… РИА Новости, 27.12.2021

2021-11-19T03:30

2021-11-19T03:30

2021-12-27T17:24

в мире

государственная корпорация по атомной энергии “росатом”

росэнергоатом

курчатовский институт

кольская аэс

россия

ядерные технологии

/html/head/meta[@name=’og:title’]/@content

/html/head/meta[@name=’og:description’]/@content

https://cdnn21. img.ria.ru/images/152647/16/1526471621_0:161:3071:1888_1920x0_80_0_0_8aad2438ea1c80d23b3be02e11325395.jpg

МОСКВА, 19 ноя – РИА Новости. Российские специалисты в течение ближайших нескольких лет должны разработать технологии, которые со временем легли бы в основу проекта по созданию в РФ инновационного ядерного реактора высокой эффективности с так называемыми сверхкритическими параметрами теплоносителя, необходимого для развития атомной энергетики.Материалы об этом размещены в открытом доступе на официальном сайте закупок госкорпорации “Росатом”.Зачем нужен новый реакторОснову современной атомной энергетики России и зарубежных экспортных продуктов “Росатома” составляют так называемые легководные реакторы ВВЭР, где вода является одновременно и теплоносителем, и замедлителем нейтронов. По мнению специалистов, технологии реакторов ВВЭР в ближней и среднесрочной перспективе будут определяющими для формирования облика отечественной атомной энергетики.В 2018 году “Росатом” принял новую стратегию развития российской атомной энергетики, базовым положением которой обозначен переход к конкурентоспособной двухкомпонентной энергетической системе на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Речь о том, чтобы “сопрячь” эксплуатацию традиционных реакторов ВВЭР с реакторами на быстрых нейтронах.Благодаря ЗЯТЦ расширится воспроизводство ядерного “горючего” и существенно увеличится топливная база атомной энергетики, не требующая больших объемов добычи природного урана. Также появится возможность сокращать объемы радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) – самые опасные радионуклиды предложено “выжигать” в реакторах на быстрых нейтронах. Так можно будет решать две ключевые проблемы нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов природного урана и ростом объемов ОЯТ.В качестве основных кандидатов на роль перспективных технологий легководных реакторов для двухкомпонентной атомной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом рассматриваются усовершенствованные реакторы ВВЭР-С с регулированием нейтронного спектра (спектральным регулированием) и инновационные реакторные технологии ВВЭР-СКД с теплоносителем под сверхкритическим давлением. При таком давлении исчезает различие между жидкостью и паром, и вода находится в промежуточном состоянии. СКД-реакторы в мировом атомном сообществе отнесены к перспективным ядерным энергетическим установкам четвертого поколения.Что касается реакторов ВВЭР-С, то они окажутся востребованы на переходном этапе формирования двухкомпонентной атомной энергетики с ЗЯТЦ. В нынешнем году было объявлено о планах “Росатома” разработать и построить на Кольской АЭС два энергоблока мощностью по 600 МВт с такими реакторами.А долгосрочная перспектива развития технологии ВВЭР основывается на разработке направления реакторной технологии со сверхкритическими параметрами теплоносителя.По оценкам специалистов, переход на такие параметры позволит повысить КПД энергоблоков АЭС до 45%, обеспечить высокие параметры воспроизводства ядерного “горючего” в быстром спектре нейтронов и сократить удельные капитальные затраты на сооружение энергоблока, обладающего при этом и повышенными показателями безопасности.Концепция реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя позволяет также использовать преимущества реализации спектрального регулирования. Конкурентоспособность технологии ВВЭР-СКД должна быть продемонстрирована в сравнении с существующими реакторными технологиями по удельным показателям капитальных, топливных и эксплуатационных затрат, в том числе за счет снижения строительных объемов и материалоемкости турбинного зала. Дополнительные преимущества могут быть получены за счет использования хорошо проработанных решений, существующих для тепловых станций на органическом топливе, уже давно работающих на закритических параметрах.Основная цель разработки реакторной технологии ВВЭР-СКД состоит в создании нового поколения реакторных установок, отвечающих требованиям устойчивого развития атомной энергетики с высокими показателями воспроизводства ядерного топлива при работе в замкнутом ядерном топливном цикле, которые, как прогнозируется, будут востребованы во второй половине XXI века.При проектировании реактора ВВЭР-СКД учитывается возможность организации полной загрузки активной зоны смешанным уран-плутониевым оксидным топливом (МОКС-топливом, от английского mixed-oxide fuel). Концепция реакторной установки ВВЭР-СКД позволяет перейти к так называемому быстро-резонансному спектру нейтронов и к самообеспечению топливом в ЗЯТЦ.Предстоящие работыВ России реакторные технологии ВВЭР-СКД получили общее условное обозначение Супер-ВВЭР. Ранее специалисты Национального исследовательского центра “Курчатовский институт” и предприятий “Росатома” выполнили предварительные исследования по разным вариантам Супер-ВВЭР. В 2019-2020 годах были уточнены основные характеристики базового варианта ВВЭР-СКД, среди них: тепловая мощность 1250 МВт, быстрый спектр нейтронов в активной зоне, коэффициент воспроизводства (параметр, характеризующий возможность воспроизводства ядерного “горючего” в реакторе) – не менее 1.В рамках нынешней работы, рассчитанной до 2026 года, предстоит разработать технологии энергетического реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя. В частности, надо будет подготовить предложения по технологиям изготовления основного и вспомогательного оборудования реакторной установки ВВЭР-СКД, включая корпус реактора; предложения по технологиям изготовления ядерного топлива реактора ВВЭР-СКД; подготовить проектно-технологические решения для моделирования энергоблока АЭС с таким реактором и двухблочной атомной станции. Отдельным пунктом работ обозначено создание концепции многоцелевого тестового исследовательского ядерного СКД-реактора малой мощности. Эта установка на первой (собственно тестовой) стадии эксплуатации должна обеспечить отработку режимов, актуальных для энергетического реактора ВВЭР-СКД. На второй (исследовательской) стадии эксплуатации малый реактор должен стать источником нейтронов для облучения опытных тепловыделяющих элементов, предназначенных для большого ВВЭР-СКД, и образцов конструкционных материалов для него.Ранее для отработки режимов ВВЭР-СКД было предложено создать малый реактор мощностью 30 МВт, причем построить его на основе действующего с 1965 года в “Научно-исследовательском институте атомных реакторов” “Росатома” уникального реактора ВК-50, который сейчас готовят к выводу из эксплуатации.Исполнителем по всему комплексу работ стал Курчатовский институт (научный руководитель проектов реакторов ВВЭР), заказчиком – оператор всех АЭС в России концерн “Росэнергоатом”.

https://ria. ru/20211112/rosatom-1758666337.html

https://ria.ru/20210906/vladivostok-1748782700.html

https://ria.ru/20210916/buduschee-1750348037.html

https://ria.ru/20211110/yadernyy-1758439244.html

россия

РИА Новости

1

5

4.7

96

[email protected]

7 495 645-6601

ФГУП МИА «Россия сегодня»

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/

2021

РИА Новости

1

5

4.7

96

[email protected]

7 495 645-6601

ФГУП МИА «Россия сегодня»

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/

Новости

ru-RU

https://ria.ru/docs/about/copyright.html

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/

РИА Новости

1

5

4.7

96

[email protected]

7 495 645-6601

ФГУП МИА «Россия сегодня»

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/

1920

1080

true

1920

1440

true

https://cdnn21. img.ria.ru/images/152647/16/1526471621_171:0:2900:2047_1920x0_80_0_0_85a38fc4e35c10ec04f42a9be7cb081b.jpg

1920

1920

true

РИА Новости

1

5

4.7

96

[email protected]

7 495 645-6601

ФГУП МИА «Россия сегодня»

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/

РИА Новости

1

5

4.7

96

[email protected]

7 495 645-6601

ФГУП МИА «Россия сегодня»

https://xn--c1acbl2abdlkab1og.xn--p1ai/awards/

в мире, государственная корпорация по атомной энергии “росатом”, росэнергоатом, курчатовский институт, кольская аэс, россия

В мире, Государственная корпорация по атомной энергии “Росатом”, Росэнергоатом, Курчатовский институт, Кольская АЭС, Россия, Ядерные технологии

МОСКВА, 19 ноя – РИА Новости. Российские специалисты в течение ближайших нескольких лет должны разработать технологии, которые со временем легли бы в основу проекта по созданию в РФ инновационного ядерного реактора высокой эффективности с так называемыми сверхкритическими параметрами теплоносителя, необходимого для развития атомной энергетики.

Материалы об этом размещены в открытом доступе на официальном сайте закупок госкорпорации “Росатом”.

Зачем нужен новый реактор

Основу современной атомной энергетики России и зарубежных экспортных продуктов “Росатома” составляют так называемые легководные реакторы ВВЭР, где вода является одновременно и теплоносителем, и замедлителем нейтронов. По мнению специалистов, технологии реакторов ВВЭР в ближней и среднесрочной перспективе будут определяющими для формирования облика отечественной атомной энергетики.

В 2018 году “Росатом” принял новую стратегию развития российской атомной энергетики, базовым положением которой обозначен переход к конкурентоспособной двухкомпонентной энергетической системе на основе замкнутого ядерного топливного цикла (ЗЯТЦ). Речь о том, чтобы “сопрячь” эксплуатацию традиционных реакторов ВВЭР с реакторами на быстрых нейтронах.

Благодаря ЗЯТЦ расширится воспроизводство ядерного “горючего” и существенно увеличится топливная база атомной энергетики, не требующая больших объемов добычи природного урана. Также появится возможность сокращать объемы радиоактивных отходов, остающихся после переработки отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) – самые опасные радионуклиды предложено “выжигать” в реакторах на быстрых нейтронах. Так можно будет решать две ключевые проблемы нынешней атомной энергетики, связанные с ограниченностью запасов природного урана и ростом объемов ОЯТ.

12 ноября 2021, 08:00

США опоздали: Россия взяла под контроль часть мирового урана

В качестве основных кандидатов на роль перспективных технологий легководных реакторов для двухкомпонентной атомной энергетики с замкнутым ядерным топливным циклом рассматриваются усовершенствованные реакторы ВВЭР-С с регулированием нейтронного спектра (спектральным регулированием) и инновационные реакторные технологии ВВЭР-СКД с теплоносителем под сверхкритическим давлением.

При таком давлении исчезает различие между жидкостью и паром, и вода находится в промежуточном состоянии. СКД-реакторы в мировом атомном сообществе отнесены к перспективным ядерным энергетическим установкам четвертого поколения.

Что касается реакторов ВВЭР-С, то они окажутся востребованы на переходном этапе формирования двухкомпонентной атомной энергетики с ЗЯТЦ. В нынешнем году было объявлено о планах “Росатома” разработать и построить на Кольской АЭС два энергоблока мощностью по 600 МВт с такими реакторами.

А долгосрочная перспектива развития технологии ВВЭР основывается на разработке направления реакторной технологии со сверхкритическими параметрами теплоносителя.

По оценкам специалистов, переход на такие параметры позволит повысить КПД энергоблоков АЭС до 45%, обеспечить высокие параметры воспроизводства ядерного “горючего” в быстром спектре нейтронов и сократить удельные капитальные затраты на сооружение энергоблока, обладающего при этом и повышенными показателями безопасности.

6 сентября 2021, 08:00

Супердержава мирного атома решила: ей нужна Россия

Концепция реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя позволяет также использовать преимущества реализации спектрального регулирования. Конкурентоспособность технологии ВВЭР-СКД должна быть продемонстрирована в сравнении с существующими реакторными технологиями по удельным показателям капитальных, топливных и эксплуатационных затрат, в том числе за счет снижения строительных объемов и материалоемкости турбинного зала. Дополнительные преимущества могут быть получены за счет использования хорошо проработанных решений, существующих для тепловых станций на органическом топливе, уже давно работающих на закритических параметрах.

Основная цель разработки реакторной технологии ВВЭР-СКД состоит в создании нового поколения реакторных установок, отвечающих требованиям устойчивого развития атомной энергетики с высокими показателями воспроизводства ядерного топлива при работе в замкнутом ядерном топливном цикле, которые, как прогнозируется, будут востребованы во второй половине XXI века.

При проектировании реактора ВВЭР-СКД учитывается возможность организации полной загрузки активной зоны смешанным уран-плутониевым оксидным топливом (МОКС-топливом, от английского mixed-oxide fuel). Концепция реакторной установки ВВЭР-СКД позволяет перейти к так называемому быстро-резонансному спектру нейтронов и к самообеспечению топливом в ЗЯТЦ.

16 сентября 2021, 15:23

“Росатом” успешно завершил испытания ядерного “топлива будущего”

Предстоящие работы

В России реакторные технологии ВВЭР-СКД получили общее условное обозначение Супер-ВВЭР. Ранее специалисты Национального исследовательского центра “Курчатовский институт” и предприятий “Росатома” выполнили предварительные исследования по разным вариантам Супер-ВВЭР. В 2019-2020 годах были уточнены основные характеристики базового варианта ВВЭР-СКД, среди них: тепловая мощность 1250 МВт, быстрый спектр нейтронов в активной зоне, коэффициент воспроизводства (параметр, характеризующий возможность воспроизводства ядерного “горючего” в реакторе) – не менее 1.

В рамках нынешней работы, рассчитанной до 2026 года, предстоит разработать технологии энергетического реактора со сверхкритическими параметрами теплоносителя. В частности, надо будет подготовить предложения по технологиям изготовления основного и вспомогательного оборудования реакторной установки ВВЭР-СКД, включая корпус реактора; предложения по технологиям изготовления ядерного топлива реактора ВВЭР-СКД; подготовить проектно-технологические решения для моделирования энергоблока АЭС с таким реактором и двухблочной атомной станции.

Отдельным пунктом работ обозначено создание концепции многоцелевого тестового исследовательского ядерного СКД-реактора малой мощности. Эта установка на первой (собственно тестовой) стадии эксплуатации должна обеспечить отработку режимов, актуальных для энергетического реактора ВВЭР-СКД. На второй (исследовательской) стадии эксплуатации малый реактор должен стать источником нейтронов для облучения опытных тепловыделяющих элементов, предназначенных для большого ВВЭР-СКД, и образцов конструкционных материалов для него.

10 ноября 2021, 17:26

“Русские впереди”. Профессор из США захотел под “ядерный душ”

Ранее для отработки режимов ВВЭР-СКД было предложено создать малый реактор мощностью 30 МВт, причем построить его на основе действующего с 1965 года в “Научно-исследовательском институте атомных реакторов” “Росатома” уникального реактора ВК-50, который сейчас готовят к выводу из эксплуатации.

Исполнителем по всему комплексу работ стал Курчатовский институт (научный руководитель проектов реакторов ВВЭР), заказчиком – оператор всех АЭС в России концерн “Росэнергоатом”.

Nuclear Reactors – Nuclear Museum

Ядерный реактор — это устройство, которое инициирует, замедляет и контролирует выход цепной ядерной реакции. Обычно они состоят из ряда компонентов — источника топлива, регулирующих стержней, замедлителя, теплоносителя и кожуха. Ядерные реакторы используются для производства энергии, в медицине и для создания материалов для ядерного оружия. Первые ядерные реакторы были построены во время Манхэттенского проекта и использовались для производства урана и плутония, которые в конечном итоге пойдут на создание бомб «Толстяк» и «Малыш». После войны ученые разработали ядерные реакторы для гражданских энергетических нужд, и сегодня они обеспечивают почти 20% выработки электроэнергии в стране.

 

Как работают реакторы

Ядерные реакторы на самом базовом уровне работают за счет расщепления атомов. Образец делящегося материала (обычно урана или плутония) бомбардируют нейтронами. Это заставляет и без того нестабильное ядро ​​расщепляться, высвобождая кинетическую энергию, гамма-излучение и свободные нейтроны. Если существует критическая масса материала, то нейтроны, высвобождаемые при начальном делении, сами вызовут деление в других атомах, создавая цепную реакцию. Непрерывное высвобождение кинетической энергии в результате цепной реакции обеспечивает мощность, вырабатываемую атомными электростанциями.

Реакторы обычно работают на таблетках радиоактивного топлива, часто состоящих из оксида урана. В ранних реакторах, таких как реактор Hanford B, эти таблетки загружались в топливные трубы, разделенные прокладками, при этом 64 000 топливных элементов использовались, когда реактор работал на полную мощность. Отработавшие топливные таблетки помещались в водяную баню в задней части реактора.

В ядерных реакторах используется ряд мер безопасности для контроля и эффективного направления цепных реакций. Стержни управления представляют собой длинные стержни из элементов, поглощающих нейтроны, которые можно вставлять в реактор для замедления или остановки протекающей реакции. Ранние реакторы использовали в основном бор, но теперь также используются и другие металлы, такие как серебро, кадмий и никель. В самом первом реакторе, Chicago Pile 1, использовалась система SCRAM, SCRAM расшифровывается как «Человек с топором с одним управляющим стержнем». В случае аварийной ситуации оператор реактора перерезал веревку топором, сбросив управляющий стержень в реактор и отравив реакцию. С тех пор системы безопасности стали более совершенными.

Замедлитель — это вещество, используемое для замедления и контроля протекания процесса деления. К замедлителям относятся обычная («легкая») вода, тяжелая вода (где в больших количествах используется изотоп водорода дейтерий) и графит. Большинству реакторов также требуется какой-либо хладагент, обычно вода. Хладагенты используются для отвода избыточного тепла от активной зоны реактора, предотвращая расплавление.

Реакторы производят ряд побочных продуктов, некоторые из которых недолговечны, а некоторые имеют гораздо более длительный период полураспада. На реакторе Б твэлы оставляли остывать на 90 дней, чтобы изотопы типа йода-131 могли распасться. Даже после распада менее стабильных элементов более долгоживущие элементы, такие как плутоний, представляют серьезную проблему для безопасного и надежного захоронения радиоактивных отходов.

 

Chicago Pile 1

Первый самоподдерживающийся ядерный реактор был построен в Металлургической лаборатории Артура Комптона («Met Lab») Чикагского университета в 1942 году. Chicago Pile-1 («CP-1») был спроектирован главным инженером Комптона Томасом В. Муром и построен под западными трибунами несуществующего футбольного стадиона Чикагского университета Стэгг Филд. Сама куча была именно такой — куча урановых топливных элементов и графитовых блоков, которые должны были действовать как замедлители. Не было теплоносителя, радиационной и тепловой защиты. Пока Мур строил сваю, Энрико Ферми работал с меньшей моделью, чтобы понять динамику работы сваи.

2 декабря 1942 года котел стал критическим. Ферми вставил первую пулю и вместе с Лео Силардом, Юджином Вигнером, Леоной Вудс Маршалл, Кроуфордом Гринволтом из DuPont и другими наблюдал за первой в мире искусственной самоподдерживающейся ядерной реакцией. Однако реактор СР-1 был чисто научным и не производил никаких элементов для использования в военное время.

 

X-10

Графитовый реактор X-10, построенный в Ок-Ридже, был первым ядерным реактором, предназначенным для непрерывной работы. X-10 сама по себе была экспериментальной установкой, отчасти предназначенной для проверки концепции более крупных ядерных реакторов. Компания DuPont построила его, заложив фундамент в Ок-Ридже 19 февраля.43. Реактор был спроектирован для производства плутония оружейного качества из заготовок природного урана, которые были заключены в алюминиевые банки от «Алюминиевой компании Америки» во избежание повреждения водой или перегрева. Этот алюминий был отгружен на Х-10 17 июня 1943 г., а загрузка реактора началась 31 октября 1943 г. , он произвел свой первый плутоний. Оно было настолько успешным, что к самому концу 1943, реактор Х-10 доставил первые образцы плутония в Чикагский университет. В феврале 1944 года лаборатория Лос-Аламоса получила первую партию плутония.

 

Реактор B

Реактор B в Хэнфорде был основан на работе, которую ученые Манхэттенского проекта уже выполнили на реакторах CP-1 и X-10. Он также был оснащен графитом, имел водяное охлаждение, мог содержать более 60 000 элементов в своих 2004 технологических трубах и мог производить до 250 мегаватт. В нем использовались три резервных механизма отключения – 9горизонтальные управляющие стержни, 29 резервных вертикальных управляющих стержней и борный механизм последнего средства, который начинался как кислота на основе бора, но затем был заменен сотнями маленьких борных шариков, брошенных в машину с бункером. Каждую минуту реактор охлаждали примерно 30 000 галлонов воды.

В полночь 27 сентября он стал критическим, но всего через три часа внезапно начал отключаться. В ходе расследования было обнаружено, что цепная ядерная реакция была «отравлена» ксеноном-135, продуктом деления, который поглотил большое количество нейтронов. К счастью, инженеры DuPont настояли на использовании 2000 трубок, а не 1500, как предполагалось изначально. Эта умная избыточность означала, что можно было добавить достаточное количество ядерных элементов, чтобы преодолеть отравление.

 

Атом во имя мира

После войны Америка стремилась стать первой страной, разработавшей гражданскую ядерную энергетику, предвидя будущее, в котором электроэнергия будет «слишком дешевой, чтобы ее измерять». В 1950 году Комиссия по атомной энергии создала Аргоннскую национальную лабораторию и взяла на себя ответственность за Национальную испытательную станцию ​​реакторов в Айдахо-Фолс, штат Айдахо.

 

EBR-1

В 1951 году был построен экспериментальный реактор-размножитель (EBR-1), первый в мире реактор-размножитель. Реактор-размножитель — это своего рода реактор, который во время работы превращает уран в плутоний, создавая больше топлива, чем расходует. EBR-1 был первым ядерным реактором, который вырабатывал полезное количество электроэнергии, зажигая четыре лампочки. Он использовал тепло, выделяемое при ядерном делении, для создания пара, приводящего в действие турбину, которая приводила в действие генератор, вырабатывая электричество.

Успех EBR-1 привел к созданию EBR-2, который был в 20 раз больше EBR-1 и стал прототипом коммерческих энергетических реакторов. Там же был усовершенствован процесс утилизации топлива – он работал в течение пяти лет на переработанном топливе, оставляя после себя лишь небольшой объем отходов.

 

MTR/BORAX-1/SPERT

Чувствуя потребность в более точной экспериментальной информации о том, как работают реакторы, группа в Айдахо-Фолс построила несколько реакторов исключительно для экспериментальных целей. Реактор для испытаний материалов (MTR) имел гораздо более высокий «поток нейтронов» (количество ударов нейтронов в определенной области в секунду), чем большинство других реакторов, что позволяло проводить ускоренные испытания. MTR использовался в более чем 12 000 экспериментов, в том числе для проверки долговечности топливных стержней, эффективности защитных материалов и того, как будет работать обогащенное урановое топливо.

BORAX-1 (эксперимент с реактором с кипящей водой) был проверкой безопасности при размещении ядерного энергетического реактора вблизи города; его преемник, BORAX-3, в конечном итоге осветил весь близлежащий город Арко, штат Айдахо. SPERT (Special Power Excursion Reactor Test) был реактором, предназначенным для «исследования пределов поведения реактора» — он проверял, что может пойти не так в ядерном реакторе, и что можно сделать для решения проблем.

 

Реакторы сегодня

Сегодня в США 99 ядерных реакторов в 30 штатах, эксплуатируемых 80 различными компаниями. В 2016 году они в совокупности произвели 805,3 миллиарда киловатт-часов, что составляет более 19,7% выработки электроэнергии. Соединенные Штаты являются крупнейшим в мире производителем ядерной энергии, на их долю приходится около 30% всего производства ядерной энергии. Со времен Манхэттенского проекта американское использование ядерной энергии и, следовательно, ядерных реакторов только продолжало расти.

 

ОПАЛ | Многоцелевой реактор Opal

Австралийский открытый бассейн Lightwater (OPAL) представляет собой современный многоцелевой реактор мощностью 20 мегаватт, в котором используется низкообогащенный уран (НОУ) в качестве топлива для осуществления ряда мероприятий, приносящих пользу человеку. здоровья, позволяют проводить исследования для поддержки более устойчивой окружающей среды и предлагать инновационные решения для промышленности.

Impact 

Открытый премьер-министром в 2007 году, OPAL является одним из немногих реакторов, способных производить коммерческие количества радиоизотопов. Эта мощность в сочетании с конструкцией открытого бассейна, использованием низкообогащенного уранового топлива и широким спектром применения ставит OPAL в один ряд с лучшими исследовательскими реакторами в мире.

В то время как OPAL является центральным элементом исследовательского оборудования ANSTO, комплект нейтронно-лучевых приборов, размещенных рядом со зданием реактора и управляемых Центром рассеяния нейтронов ANSTO, представляет собой значительное дополнение к исследовательским возможностям ANSTO.

Роль исследовательских реакторов

OPAL является одним из ряда подобных производственных объектов по всему миру, включая реактор Safari-1 в Южной Африке и реактор HFR в Петтене в Нидерландах.

Эти реакторы играют жизненно важную роль в жизни общества, функционируя как «нейтронные фабрики», производя радиоизотопы для обнаружения и лечения рака, а также нейтронные пучки для фундаментальных исследований материалов.

 Оперативный персонал OPAL сотрудничает со своими международными коллегами в обмене информацией и знаниями как напрямую в рамках официальных соглашений о сотрудничестве, так и через различные международные организации и форумы.

Группы пользователей OPAL

OPAL используется представителями научных, медицинских, экологических и промышленных сообществ, а также австралийскими университетами.

Несмотря на то, что OPAL чрезвычайно универсален, а области нейтронной науки практически безграничны, основными областями применения OPAL являются:

• Облучение материалов-мишеней для производства радиоизотопов для медицинских и промышленных применений
• Исследования в области материаловедения с использованием нейтронных пучков и соответствующих приборов
• Анализ минералов и образцов с использованием методов нейтронной активации и методов активации с запаздывающими нейтронами
• Облучение кремниевых слитков (называемое нейтронно-трансмутационным легированием или NTD) для использования в производстве электронных полупроводниковых устройств.

Рабочий цикл

OPAL обычно работает циклами по 30-35 дней, за которыми следует короткий перерыв на дозаправку для удаления трех отработавших тепловыделяющих сборок и замены их новыми тепловыделяющими сборками.

Во время таких отключений команда OPAL также выполняет техническое обслуживание и проводит ряд проверок и проверок.

Кроме того, предусмотрены более длительные периоды планового технического обслуживания, позволяющие проводить более обширные проверки и ремонт реактора.

ANSTO планирует эксплуатировать реактор в течение 300 дней каждый календарный год.

Внутри ОПАЛ

Сердцем реактора является компактная активная зона из 16 тепловыделяющих сборок, расположенных по схеме 4×4, с пятью регулирующими стержнями, регулирующими мощность реактора и облегчающими остановку. OPAL использует низкообогащенное урановое топливо, содержащее чуть менее 20 процентов урана-235.

С точки зрения безопасности и ядерных гарантий это явное преимущество по сравнению с более ранними исследовательскими реакторами, некоторые из которых требовали уровней обогащения до 95 процентов урана-235.

Топливные сборки (активная зона) OPAL охлаждаются очищенной водой и окружены «отражателем» из циркониевого сплава, который содержит особый тип воды, называемый тяжелой водой.

Судно-отражатель расположено на дне 13-метрового бассейна с легкой водой. Конструкция открытого бассейна позволяет легко видеть предметы внутри реакторного бассейна и манипулировать ими.

Глубина воды действует как очень эффективный радиационный щит. Тяжелая вода поддерживает ядерную реакцию в ядре, «отражая» нейтроны обратно к ядру.

Как это работает

При делении выделяется энергия, часть которой уносится нейтронами, вылетающими из атома. Именно эти нейтроны ученые и инженеры используют для исследования пучков нейтронов и облучения материалов.

Два или три нейтрона высокой энергии образуются при делении атома урана-235. Чтобы деление поддерживало цепную реакцию, нейтроны необходимо замедлить (замедлить) и отразить обратно в топливо.

Начало

История OPAL началась в 1997 году, когда правительство Австралии объявило о финансировании строительства исследовательского реактора, который заменит первый реактор страны.

Было принято решение построить замещающий реактор на той же площадке ANSTO, воспользовавшись хорошей геологией и инфраструктурой площадки.

13 июля 2000 года ANSTO подписала контракт с аргентинской компанией INVAP S.E. и ее австралийскими партнерами по альянсу John Holland Construction and Engineering Pty Ltd и Evans Deakin Industries Limited на проектирование, строительство и ввод в эксплуатацию OPAL. ANSTO руководила общим процессом проектирования и строительства.

INVAP был генеральным подрядчиком, осуществившим проектирование, закупку, установку и надзор за вводом в эксплуатацию и демонстрацией производительности OPAL 5 апреля 2002 г. Лицензия на эксплуатацию была выдана 14 июля 2006 г., и OPAL впервые вышла из строя в 23:25 12 августа. 2006.

OPAL продемонстрировала свою способность соответствовать самым строгим стандартам охраны труда, техники безопасности, охраны окружающей среды и обеспечения качества еще до получения лицензии на эксплуатацию.