Устройство ядерного реактора схема: ядерный реактор — устройство, схема и принцип работы

ядерный реактор — устройство, схема и принцип работы

Сегодня мы совершим небольшое путешествие в мир ядерной физики. Темой нашей экскурсии будет ядерный реактор. Вы узнаете, как он устроен, какие физические принципы лежат в основе его работы и где применяют это устройство.

Зарождение атомной энергетики

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

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

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

Анатомия атомного реактора

Эта ядерная установка представляет собой толстостенный стальной бак с цилиндрической ёмкостью от нескольких кубических сантиметров до многих кубометров.

Внутри этого цилиндра размещается святая святых — активная зона реактора. Именно здесь происходит цепная реакция деления ядерного топлива.

Рассмотрим, как происходит этот процесс.

Ядра тяжелых элементов, в частности Уран-235 (U-235), под действием небольшого энергетического толчка способны разваливаться на 2 осколка приблизительно равной массы. Возбудителем этого процесса является нейтрон.

Осколки чаще всего представляют собой ядра бария и криптона. Каждый из них несет положительный заряд, поэтому силы кулоновского отталкивания вынуждают их разлетаться в разные стороны со скоростью около 1/30 световой скорости. Эти осколки являются носителями колоссальной кинетической энергии.

Для практического использования энергии, необходимо, чтобы её выделение носило самоподдерживающийся характер. Цепная реакция, о которой идёт речь, тем интересна, что каждый акт деления сопровождается испусканием новых нейтронов. На один начальный нейтрон в среднем возникает 2-3 новых нейтрона. Количество делящихся ядер урана лавинообразно нарастает,

вызывая выделение огромной энергии. Если этот процесс не контролировать — произойдет ядерный взрыв. Он имеет место в атомных бомбах.

Чтобы регулировать число нейтронов в систему вводятся материалы, которые поглощают нейтроны, обеспечивая плавное выделение энергии. В качестве поглотителей нейтронов используют кадмий или бор.

Как же обуздать и использовать громадную кинетическую энергию осколков? Для этих целей служит теплоноситель, т.е. специальная среда, двигаясь в которой осколки тормозятся и нагревают её до чрезвычайно высоких температур. Такой средой может являться обычная или тяжелая вода, жидкие металлы (натрий), а также некоторый газы. Чтобы не вызвать переход теплоносителя в парообразное состояние,

в активной зоне поддерживается высокое давление (до 160 атм). По этой причине стенки реактора изготавливают из десятисантиметровой стали специальных сортов.

Если нейтроны вылетят за пределы ядерного топлива, то цепная реакция может прерваться. Поэтому существует критическая масса делящегося вещества, т.е. его минимальная масса, при которой, будет поддерживаться цепная реакция. Она зависит от различных параметров, в том числе и от наличия отражателя, окружающего активную зону реактора. Он служит для предотвращения утечки нейтронов в окружающую среду. Наиболее распространенным материалом для этого конструктивного элемента является графит.

Процессы, происходящие в реакторе, сопровождаются выделением самого опасного вида радиации – гамма излучения. Чтобы минимизировать эту опасность, в нём предусмотрена противорадиационная защита.

Как работает атомный реактор

В активной зоне реактора размещают ядерное горючее, именуемое ТВЭЛами. Они представляют собой таблетки, сформированные из расщепляемого материала и уложенные в тонкие трубки длиной около 3,5 м и диаметром в 10 мм.

Сотни однотипных топливных сборок размещают в активную зону, они и становятся источниками тепловой энергии, выделяемой в процессе цепной реакции. Теплоноситель, омывающий ТВЭЛы, образует первый контур реактора.

Нагретый до высоких параметров, он перекачивается насосом в парогенератор, где передает свою энергию воде второго контура, превращая её в пар. Полученный пар вращает турбогенератор. Вырабатываемая этим агрегатом электроэнергия передается потребителю. А отработанный пар, охлажденный водой из пруда–охладителя, в виде конденсата, возвращается в парогенератор. Цикл замыкается.

Такая двухконтурная схема работа ядерной установки исключает проникновение радиации, сопровождающей процессы, происходящие в активной зоне, за его пределы.

Итак, в реакторе происходит цепочка превращений энергии: ядерная энергия расщепляемого материала → в кинетическую энергию осколков → тепловую энергию теплоносителя → кинетическую энергию турбины → и в электрическую энергию в генераторе.

Неизбежные потери энергии приводят к тому, что КПД атомных электростанций сравнительно не велик 33-34%.

Кроме выработки электрической энергии на АЭС ядерные реакторы используют для получения различных радиоактивных изотопов, для исследований во многих областях промышленности, для изучения допустимых параметров промышленных реакторов. Всё более широкое распространение получают транспортные реакторы, обеспечивающие энергией двигатели транспортных средств.

Типы ядерных реакторов

Как правило, ядерные реакторы работают на уране U-235. Однако его содержание в природном материале чрезвычайно мало, всего 0,7%. Основную же массу природного урана составляет изотоп U-238. Цепную реакцию в U-235 могут вызвать лишь медленные нейтроны, а изотоп U-238 расщепляется только быстрыми нейтронами. В результате же расщепления ядра рождаются как медленные, так и быстрые нейтроны. Быстрые нейтроны, испытывая торможение в теплоносителе (воде), становятся медленным. Но количество изотопа U-235 в природном уране столь мало, что приходится прибегать к его обогащению, доводя его концентрацию до 3-5%. Процесс этот весьма дорогой и экономически невыгоден. Кроме того время исчерпания природных ресурсов этого изотопа оценивается лишь 100-120 годами.

Поэтому в атомной промышленности происходит постепенный переход на реакторы, работающие на быстрых нейтронах.

Основное их отличие — в качестве теплоносителя используют жидкие металлы, которые не замедляют нейтроны, а в роли ядерного горючего используют U-238. Ядра этого изотопа через цепочку ядерных превращений переходят в Плутоний-239, который подвержен цепной реакции так же как и U-235. Т.е имеет место воспроизведение ядерного горючего, причём в количестве, превышающем его расход.

По оценке специалистов запасов изотопа Урана-238 должно хватить на 3000 лет. Этого времени вполне достаточно, чтобы у человечества хватило времени для разработки иных технологий.

Проблемы использования ядерной энергетики

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

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

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

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

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

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

Автор: Драчёва Светлана Семёновна

---

Если это сообщение тебе пригодилось, буда рада видеть тебя в группе ВКонтакте. А ещё — спасибо, если ты нажмёшь на одну из кнопочек «лайков»:

---

Вы можете оставить комментарий к докладу.

Реактор ядерный — Схема – Энциклопедия по машиностроению XXL

Реактор ядерный — Схема 1 кн. 313 Режим бегущей волны 1 кн. 195 Реверберационный метод — Аппаратура  [c. 322]

Тепловыделяющие элементы ). Из рассмотрения кривых на рис. 15.8 видно, что для получения высоких характеристик рабочего тела требуется нагрев газа в активной зоне реактора до высоких температур. Так как газ нагревается расщепляющимся горючим, то очевидно, что тепловыделяющие материалы должны работать при температурах выше максимальной температуры газа в системе. Для эффективного использования твердых тепловыделяющих элементов в ядерном реакторе теплообменного типа, схема которого приведена на рис. 15.10, рабочая температура должна поддерживаться близкой к точке плавления лучших температуростойких материалов.  [c.514]

На рис. 131 приведена схема измерений при помощи метода дифракции медленных нейтронов от кристалла Р— Рис. 131. ядерный реактор, из которого  [c.342]

Схема опыта изображена на рис. 168. Тепловые нейтроны Пкт , выходящие из канала ядерного реактора, попадали на небольшой образец О, изготовленный из  [c. 394]

Схема ядерной энергетической установки. Процесс преобразования энергии в ядерной энергетической установке (рис. 18.34) состоит в следующем в ядерном реакторе 1 в результате деления ядер расщепляющихся элементов (атомного горючего) выделяется количество теплоты Q при некоторой температуре 1р. Из реактора эта теплота отводится потоком теплоносителя в парогенератор 2 и передается там рабочему телу термодинамического цикла. Этот цикл аналогичен циклу обычной паросиловой установки (то обстоятельство, что пар образуется в парогенераторе, а не в паровом котле с огневым нагревом, не является существенным). Теоретический цикл паросиловой ядерной энергетической установки изображен на рис. 18.35, а линия аЬ представляет собой линию охлаждения первичного теплоносителя при передаче теплоты  [c.591]

Основой атомной энергетической установки (АЭУ) является ядерный реактор, в тепловыделяющих элементах которого происходит управляемая и регулируемая реакция деления ядер атомного топлива. Образующаяся в реакторе теплота отводится циркулирующим теплоносителем. АЭУ бывают одноконтурными, двухконтурны-ми или трехконтурными. При одноконтурной схеме теплота ядерной реакции передается непосредственно рабочему телу, которое направляется в обычную паросиловую или газотурбинную установку. Таким образом, при одноконтурной схеме ядерный реактор выполняет функцию камеры сгорания и парогенератора. При двухконтурной схеме промежуточный теплоноситель воспринимает теплоту в ядерном реакторе и отдает ее рабочему телу в парогенераторе. Трехконтурная схема предполагает наличие еще одного внутреннего контура между контуром первичного теплоносителя и контуром, в котором циркулирует рабочее тело.  [c.216]

Принципиальная схема двухконтурной атомной энергетической установки с паровой турбиной (рис. 8.12) состоит из ядерного реактора /, где выделяется теплота, отводимая промежуточным теплоносителем, которым в зависимости от типа реактора может быть газ (гелий, двуокись углерода), органический теплоноситель, вода или жидкий металл (натрий). Циркуляция промежуточного теплоносителя в контуре реактора осуществляется насосом 3. В парогенераторе 2 промежуточный теплоноситель отдает теплоту рабочему телу — водяному пару, которое совершает цикл обычной паротурбинной установки. Водяной пар расширяется в паровой турбине 4, затем конденсируется в конденсаторе 5, а конденсат направляется насосом 6 обратно в парогенератор.  [c.216]

Одноконтурная схема атомной электростанции показана на рис. 7.14, а. Вода, проходя через ядерный реактор ЯР, нагревается н испаряется. Образовавшийся пар поступает в паровую турбину ПТ, а затем в конденсатор К, где конденсируется за счет отвода  [c.127]

Газотурбинная установка (ГТУ) открытого цикла, одна из схем которой показана на рис. 4.1, в общем случае состоит из компрессора (или компрессоров) I, сжимающего рабочее тело — воздух или газ — и потребляющего мощность нагревателя — камеры (или камер) сгорания 6, в которую насосом 3 подается органическое топливо, либо воздушного котла (в ГТУ замкнутого цикла на органическом топливе), либо ядерного реактора (в атомных замкнутых ГТУ) газовой турбины (или турбин) 4, в которой расширяется газ, производя работу  [c. 178]

Схема установки с ядерным реактором для комбинированной выработки тепловой и электрической энер ии  [c.389]

Принципиальная схема нефтеперерабатывающего комплекса с ядерным реактором  [c.402]

Принципиальная схема теплоаккумулирующей части такой системы (рис. 13.9) включает паровую каталитическую конверсию метана, осуществляемую за счет подвода теплоты высокотемпературного ядерного реактора с гелиевым теплоносителем производство технологического пара, необходимого для осуществления процесса конверсии предварительный подогрев газовой и парогазовой смеси, поступающих на конверсию охлаждение полученного газа и конденсацию избытка водяного пара.  [c.404]

На рис. 36-1 показана принципиальная схема ядерного реактора работающего на медленных нейтронах. Стержни 1 из расщепляющегося вещества (ядерного топлива) окружены для уменьшения скорости движения нейтронов замедлителем 2. В качестве замедлителя применяют природную или тяжелую воду для этой цели могут быть использованы легкие металлы (бериллий), графит, углеводороды.  [c.465]

Рис. 36-1. Принципиальная схема ядерного реактора, работающего на медленных нейтронах

Схема одноконтурной АГТУ подобна изображенной на рис. 6.11, только нагреватель, работающий на органическом топливе, заменен ядерным реактором. На рис. 6.13 дана упрощенная схема двухконтурной замкнутой АГТУ, в которой рабочее тело получает теплоту не в самом реакторе, а в теплообменнике от промежуточного теплоносителя.  [c.204]
В ходе ее проектирования и строительства возникало множество трудностей. Известные в то время ядерные реакторы действовали при низких температурах теплоносителя (50—100°С) и были непригодны для энергетических целей. Для осуществления приемлемого термодинамического цикла необходимо было повысить нагрев тепловыделяющих элементов (твэлов) и теплоносителя до 250—300° С. Это вызвало в свою очередь коренные изменения в реакторной технологии, необходимость конструирования специальных энергетических реакторов, разработку технически целесообразных и экономически перспективных схем использования тепла, получаемого в активной зоне реакторных установок, выбор и испытание новых конструкционных материалов. Помимо этого многообразного комплекса впервые ставившихся и решавшихся проблем серьезное внимание ученых и проектировщиков привлекла проблема обеспечения радиационной безопасности  [c.173]

КОМПЛЕКСНЫЕ СХЕМЫ ЭНЕРГОСНАБЖЕНИЯ НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ С ДАЛЬНИМ ТРАНСПОРТОМ ТЕПЛОТЫ  [c.128]

ЦёСсУ на базе ядерных реакторов, процессы и схемы на базе МГД генераторов, совмещенные химико-металлургические процессы и т. п.).  [c.196]

Первой в мире АЭС с ядерны> перегревом острого иара являетсг Белоярская атомная станция, на которой применены два типа схем ке полностью двухконтурная и одноконтурная [Л. 83]. В не полностью двухконтурной схеме этой АЭС (рис. 9-7) насыщенный пар производится в парогенераторе за счет тепла первого контура. После парогенератора насыщенный пар под давлением =110 KZ j Afi направляется в пароперегревательный канал, который расположен в паровой части реактора. Ядерный перегрев позволяет получить перегретый пар, который направляется в обычную турбину К-100-90 с начальными параметрами / о = 90 KZ j M и / = 500 С, т. е. турбину без выносного сепаратора и промежуточного перегрева пара. При этом влажность в конце процесса расширения пара в ЦНД не превышает 9%. В результате эксплуатации АЭС с ядерным аере-  [c.202]

В ФРГ под руководством профессора Фёрстера в Центре ядерных исследований в Юлихе в 1970 г. была выполнена работа по определению перспектив развития реакторов-размножителей БГР. Были рассмотрены варианты с окисным и карбидным топливом, со стержневыми твэлами с удержанием продуктов деления и вентилируемыми, микротвэлами и определены параметры гелиевого теплоносителя в случае двухконтурной и одноконтурной схем [23] (табл. 1.8).  [c.33]

В свою очередь каждую из приведенных групп будем различать по важнейшей характеристике дисперсных потоков — концентрации твердого компонента а) теплообменники типа газовзвесь , б) теплообменники типа флюидный поток , падающий слой , в) теплообменники типа движущийся плотный слой . Естественно, что характеристики теплообменников также зависят от взаимонаправления потоков (прямоточные, противоточные, перекрестные, многоходовые схемы), от особенностей твердого компонента (двухкомпонентные, многофазные и многокомпонентные среды мо-нодисперсные и полидисперсные частицы и т. п.), от назначения теплообменника (низкотемпературные и высокотемпературные воздухоподогреватели, регенераторы ГТУ, пароперегреватели, системы теплоотвода в ядерных реакторах и т. п.), от конструктивных особенностей (с тормозящими элементами, с вибрацией, в циклонных аппаратах) и пр.  [c.359]

Проработка подобных схем, проведенная в ОТИЛ, указывает на достижимость компактности установки и возможность генерации пара сверхвысоких параметров, обеспечивающих простую компоновку с современными паротурбогенераторами (типа СКК-300). Обзор разработки ядерных реакторов с диспергированным горючим различных типов содержится в отчете Аргонской Национальной лаборатории [Л. 388].  [c.395]

На рис. 20-6 изображен цикл бельгийской АЭС с огневым иаро-перегревом, за счет которого получена дополнительная пл. 12371. Но применение огневого нароиерегрева не решает центральной задачи — использования самого ядерного горючего. Кроме того, применение двух видов источников теплоты на АЭС вызывает известные неудобства в эксплуатации. Более перспективным является перегрев пара в самом реакторе. Тепловая схема такой установки с водяным теплоносителем разработана для Белоярской АЭС. Водяной пар при давлении 90 бар перегревается в самом реакторе до 500° С, что дает возможность получить высокий к. и. д. (до г  [c.322]

Схему образования продуктов деления в ядерном реакторе лучше всего показать на примере захвата тепловых нейтронов яяоом и расщепления последнего  [c.171]

Предположим, что имеется задание на разработку защиты реактора водо-водяного типа с корпусом под давлением тепловой мощностью 50 Мет. Схема расположения оборудования показана на рис. 1.1—1.3. Схема ядерной  [c.295]

В принципе можно было пытаться решить эту задачу двумя путями искать 94Pu2 в природе или выделять его в качестве продукта, образующегося по схемам (47. 1) и (48.2) в ядерных реакторах.  [c.416]

Взаимодействие антинейтрино из ядерного реактора, вблизи которого была расположена установка, с одним из протонов ядер мншени по схеме (83.5) приводит к образованию нейтрона и позитрона. Позитрон вскоре после образования аннигилирует, образуя два Y-кванта (с энергией аннигиляции), которые регистрируются детекторами Д и Д2, включенными в схему совпадений. Нейтрон в результате последовательных столкновений с протонами замедляется, диффундирует и захватывается кадмием, давая несколько Y-квантов (с общей энергией до 10 Мэе), которые также регистрируются детекторами Д1 и Дг-  [c.642]

Теоретическая оценка давала для этой реакции сечение о еор 6-10 см (для антинейтрино, вылетающих из реактора), что примерно на 20 порядков ниже сечений, обычно измеряемых в ядерной физике. Эти 20 порядков были выиграны за счет следующих факторов. Во-первых, в качестве источника был использован мощный реактор, дававший поток антинейтрино, равный примерно lOi ча-стиц/см -с. Во-вторых, для регистрации был использован-жидкий сцинтиллятор с колоссальным объемом 5000 литров. В-третьих, вся установка была помещена глубоко под землей и отделена мощной защитой от реактора. В результате фон от космических лучей и от других (не антинейтринных) излучений из реактора был столь низким, что можно было регистрировать очень редкие события. В опыте был использован жидкий сцинтиллятор с высоким содержанием водорода и обогащенный кадмием. На ядрах водорода шла реакция (9.22). Возникающий в этой реакции позитрон аннигилировал с электроном вещества на два Кванта (см. гл. VII, 6), дававших первую вспышку. Нейтрон за несколько микросекунд замедлялся до надтепловых скоростей, после чего захватывался кадмием (см. гл. XI, 3, п. 4). Получившееся ядро, возбужденное при захвате на 9,1 МэВ, испускало каскад 7-квантов, которые давали вторую вспышку. Эти пары вспышек регистрировались схемой запаздывающих совпадений (см. ниже 6, п. 3), что позволяло уверенно отделять нужные события от фоновых излучений. Регистрировались примерно 3 события в час, и проведение всего опыта заняло около полугода. В результате для экспериментального сечения было получено значение сТэксп = = (11 4)- 1(И см , хорошо согласующееся с теоретическим. Это — самое маленькое сечение, измеренное человеком.  [c.502]

В качестве примера, демонстрирующего особенности использования программного комплекса, остановимся на задаче моделирования динамики системы автоматического регулирования ядер-ной паропроизводящей установки (ЯППУ) малой мощности с реактором интегрального типа. В процессе проектирования системы автоматического регулирования исследовались проблемы расчетного обоснования ядерной безопасности ЯППУ в переходных режимах и в проектных аварийных ситуациях (обесточивание, стоп-вода , стоп-пар , отключение главного циркуляционного насоса и секций парогенератора и др. ). Структурная схема моделируемой системы (см. рис. 11 на вклейке) скомпонована с помощью элементов каталога Реакторные блоки , а субмодели Кинетика нейтронов , Система управления , Теплофизические параметры АЗ и т.д., представляющие собой сложные многоуровневые структуры, набраны из каталогов общетехнической библиотеки типовых блоков. Общее число элементов в схеме – более 370, функциональных переменньгх – около 3000. На этом же рисунке размещены окна визуализации поведения физических параметров системы автоматического регулирования в процесее моделирования.  [c.77]

Атомная энергетика исчисляет свою историю с июня 1954 г., когда в СССР в г. Обнинске была введена в строй первая в мире АЭС мощностью 5 МВт. Основным элементом АЭС является ядерный реактор — источник энергии. Теплоноситель реактора (насыщенный, перегретый пар или гелий) достаточно высоких параметров можно иепользо-вать непосредственно в качестве рабочего тела паро- или газотурбинной установки (одноконтурная схема АЭС). В реакторе е водой под давлением, гелием с умеренной температурой или натрием теплота теплоносителя передается рабочему телу паротурбинной установки в специальных теплообменных аппаратах, что приводит к двухконтурным или трехконтурным схемам АЭС.  [c.340]

Схема установки высокотемпературной теплофикации с ядерным реактором I и МГД-генератором 2 показана на рис. 12.10. Для повышения эффективности установки в схеме предусмотрен теплообменник, обеепечивающий регенерацию теплоты газов, уходящих из котла.  [c.389]

Для экономии теплоты требуется ео-вершенствование экеплуатации потребителей теплоты, предполагающее улучшение теплоизоляции, ликвидацию неплотностей, приводящих к потерям пара и воды, внедрение схем, обеспечивающих максимальный возврат конденсата. Кроме того, значительный эффек-т достигается путем повыщения степени регенерации теплоты в технологических процессах, применения комбинированных процессов, разработки технологических процессов с использованием теплоты от ядерных реакторов, разработки систем для использования вторичных энергоресурсов.  [c.390]

Схема установки высокотемпературной теплофикации с ядерным реактором и МГД-генерятором  [c.390]

Схемы ядерпо-технологических комплексов. На базе ядерного реактора могут быть созданы энерготехнологические комплексы по производству, например, водорода, аммиака, синтез-газа, метанола, а также энергоснабжения предприятий.  [c.400]

Энергия высокотемпературного ядерного реактора может быть эффективно использована в нефтехимической промышленности для проведения таких энергоемких процессов, как крекинг, пиролиз, гидроочистка, конверсия. Так, в нефтеперерабатывающем комплексе с ядерным реактором (рис. 13.6) под действием высокопотенциальной теплоты в реакторе 8 паровой конверсии при 1073 К происходит паровая конверсия тяжелых нефтяных остатков. В технологическом аппарате 2 в интервале температур до 825 К осуществляются процессы цервичной и вторичной переработки нефти с образованием сырья для нефтехимической промышленности, моторных топлив и тяжелых нефтяных остатков. Эта схема позволяет эффективно реализовать ряд технологических процессов с одновременным получением электроэнергии, топлива, водорода и других ценных продуктов.  [c.402]

Теплота атомного реактора может быть использована для проведения эндотермического процесса диссоциации карбонатов при температуре 1173 К (в соответствии с реакцией СаСОз = СаО -н -I- СО2 — 173,5 кДж/моль) при получении строительных материалов. На рис. 13.8 приведена принципиальная схема низкотемпературной диссоциации карбонатов в аппарате 2 в специальных средах (Н2, Н2О) с использованием теплоты высокотемпературного ядерно-го реактора 7 с гелиевым охлаждением. Теплота реактора может применяться также для создания атомных источников теплоснабжения.  [c.403]

В отличие от ранее построенных атомных электростанций на ней впервые в мировой реакторной практике был осуществлен цикл с ядерным перегревом пара. Две группы технологических каналов ее графито-водяного кипящего реактора по конструктивному исполнению блиэки к технологическим каналам реактора Обнинской АЭС, но количество их увеличено и каждый снабжен шестью тепловыделяющими элементами из уранового сплава, обогащенного до 1,3% ураном-235. По трубкам этих элементов в каналах испаряющей группы под давлением 150 атм циркулирует вода первичного контура двухконтурной коммуникационной схемы, нагреваемая до температуры кипения. Образующаяся паро-водяная смесь поступает в сепаратор, в котором происходит разделение пара и воды. Затем пар направляется в змеевики парогенератора и, отдавая тепло воде вторичного контура, конденсируется. На выходе из змеевиков конденсат смешивается с водой, отводимой из сепаратора, проходит через водоподогреватель вторичного контура и, наконец, вновь подается циркуляционными насосами в испаряющие каналы реактора. Пар, получаемый в парогенераторе, проходит через реактор по каналам пароперегревательной группы, нагреваясь до температуры 500° С, и затем поступает в турбину.  [c.177]

В начале 60-х годов Институтом атомной энергии имени И. В. Курчатова совместно с другими научно-исследовательскими институтами была разработана первая энергетическая установка с ядерным реактором и прямым получением электроэнергии. В этой установке, получившей название Ромашка (рис. 55), впервые осуществлена оригинальная и простая конструктив-наьс схема, предусматривающая обт-единение в одном агрегате высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах и термоэлектрического генератора электрической мощностью 0,5 кет. В активной зоне реактора, окруженной бериллиевым отражателем, помещены тепловыделяющие элементы (пластины из дикарбида уранаиСг с 90%-ным обогащением по урану-235) общим  [c.185]

---

ЧАЭС: Тип и устройство реактора

Рейтинг:   / 166

Подробности

Родительская категория: ЧАЭС

Категория: ЧАЭС сегодня

Использование ядерной энергии для получения электроэнергии осуществляется при помощи специальных аппаратов, которые называют ядерными реакторами. В реакторе процесс высвобождения энергии идет постепенно, поскольку в цепной реакции деления нейтроны освобождаются не одновременно. Большая часть нейтронов образуется менее чем через 0,001 секунды – это так называемые мгновенные нейтроны. Другая часть (около 0,7%) образуется через 13 секунд – это запоздалые нейтроны. Именно они дают возможность регулировать скорость прохождения цепной реакции при помощи специальных стержней, которые поглощают избыток нейтронов. Стержни вводятся в активную зону реактора и стабилизируют процесс размножение нейтронов на безопасном уровне.

 

Что собой представляет ядерный реактор?

Существует две основные категории реакторов – реакторы на тепловых (медленных) нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. В дальнейшем речь будет идти о реакторах на тепловых нейтронах

Основным элементом ядерного реактора является активная зона, в которую загружают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). В этих элементах и происходит цепная реакция. ТВЭЛ реактора РБМК – это циркониевая трубка диаметром 10 мм и длинной 3,5 м. В трубке помещены таблетки двуокиси урана (UO₂). ТВЭЛы размещены в замедлителе. В реакторах РБМК Чернобыльской АЭС в качестве замедлителя используют графит. К слову, именно это существенно усугубило ситуацию в апреле 1986 года. В конструкциях других атомных реакторов в качестве замедлителя используют воду.

Тепло, которое выделяется в ТВЭЛах в результате деления урана, отводится при помощи теплоносителя (например, водой). Теплоноситель непрерывно циркулирует сквозь активную зону. Через реактор РБМК-1000 ежечасно проходить 37500 м³ воды. Управление работой реактора осуществляется при помощи системы управления и защиты (СУЗ). СУЗ обеспечивает запуск, остановку реактора а также осуществляет регулирование его мощности. К ней относятся стержни, которые наполнены веществом сильно поглощающем нейтроны (кадмий, бор и т.д.). Введение в активную зону стержней приводит к остановке реактора, а извлекая их из реактора осуществляется регулировка мощности. Для реакторов на тепловых нейтронах характерным является наличие замедлителя в активной зоне (вода и графит).

Существует большое количество других типов реакторов, которые отличаются конструкцией, типом теплоносителя, энергией используемых нейтронов и т.д.

Принципиальная схема устройства ядерного реактора (активной зоны) представлена на рисунке.

Тип ядерного реактора на ЧАЭС

На Чернобыльской АЭС было установлено четыре реактора РБКМ-1000. Аббревиатура РБМК – реактор большой мощности канальный. Цифра 1000 указывает мощность энергетической установки, которая способна генерировать 1000 мегаватт электроэнергии в час. Необходимо отметить, что ядерный реактор, кроме энергетической мощности имеет тепловую мощность выделения тепла в реакторе. Тепловая энергия составляет 3000 мегаватт. Используя эти два значения (значения тепловой и энергетической мощности) можно легко рассчитать коэффициент полезного действия ядерного реактора РБКМ–1000 – 31%.

Важной особенностью устройства РБМК является наличие каналов в активной зоне, по которым движется теплоноситель (вода). То есть, наличие каналов в толще замедлителя дает возможность двигаться теплоносителю, который нагреваясь превращается в пар, который в свою очередь вырабатывает электроэнергию. Такая схема генерации энергии позволила сконструировать мощные реакторы. Так, активная зона РБМК имеет вид вертикального цилиндра высотой 7 метров, а диаметр 11,8 метров. Весь внутренний объем реактора заполнен графитовыми блоками размерами 25x25x60 см³. Общий вес графита в реакторе составляет 1850 тонн.

Графитовые блоки имеют в центре цилиндрическое отверстие, через которое проходит канал с водой, которая является теплоносителем. Графитовые блоки, которые находятся на периферии реактора отверстий и каналов не имеют. Эти блоки играют роль отражателя. Толщина этого слоя один метр.

Графитовая кладка окружена цилиндрическим металлическим баком с водой. Он играет роль биологической защиты. Графит опирается на плиту, которая состоит из металлоконструкций, а сверху графит также накрыт подобной плитой. Верхняя плита, для защиты от излучений, накрыта дополнительным настилом.

ЧАЭС: Устройство реактора РБМК

 

Общее устройство реактора РБМК:

1 – опорная металлоконструкция;

2 – индивидуальные водяные трубопроводы;

3 – нижняя металлоконструкция;

4 – боковая биологическая защита;

5 – графитовая кладка;

6 – барабан-сепаратор;

7 – индивидуальные пароводяные трубопроводы;

8 – верхняя металлоконструкция;

9 – разгрузочно-загрузочная машина;

10 – верхнее центральное перекрытие;

11 – верхнее боковое перекрытие;

12 – система контроля герметичности оболочек твэлов;

13 – главный циркуляционный насос.

 В реакторах типа РБМК находится 1661 канал в которых размещены кассеты с ядерным топливом. Ядерное топливо – двуокись урана, который запечен в виде таблеток. Такие таблетки имеют диаметр около одного сантиметра и высотой полтора сантиметра. Таблетки собирают в колону в количестве двухсот штук и загружают в ТВЭЛ. ТВЭЛ – пустотелый циркониевый цилиндр с примесью (1%) ниобия, длинной 3,5 метра и диаметров 13,5 мм. 36 ТВЭЛов собирают в кассету, которая вставляется в канал реактора. Общий вес урана, который при этом загружается в реактор – 190 тонн. В других 211 каналах реактора двигаются стержни-поглотители.

Литературные источники:

• Бар’яхтар В.Г. та ін. Радіація. Що ми про неї знаємо? / В.Г.Бар’яхтар, В.І. Стрижак, В.О.Поярков. К.: Наук.думка, 1991. – 32 с.
• Мухин К.Н. Экспериментальная ядерная физика: В 2-х т. Т.1. Физика атомного ядра. – М.: Атомиздат, 1974 – 584 с.
• Пристер Б.С., Лощилов Н.А., Немец О.Ф., Поярков В.А. Основы сельскохозяйственной радиологии. – Киев: Урожай, 1988. – 256 с.

Ядерный реактор – Класс!ная физика

Ядерный реактор

Подробности

Просмотров: 534

«Физика – 11 класс»

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется управляемая реакция деления ядер.

Ядра урана, особенно ядра изотопа , наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны.

Процессы в ядерном реакторе схематически изображены на рисунке:

Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых.
Поэтому в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициента размножения нейтронов.

Основные элементы ядерного реактора

На рисунке приведена схема энергетической установки с ядерным реактором.

Основными элементами ядерного реактора являются: ядерное горючее (, и др.), замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др.), теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.), и устройство для регулирования скорости реакции (вводимые в рабочее пространство реактора стержни, содержащие кадмий или бор — вещества, которые хорошо поглощают нейтроны).
Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей γ- лучение и нейтроны.
Оболочку делают из бетона с железным заполнителем.

Лучшим замедлителем является тяжелая вода.
Обычная вода сама захватывает нейтроны и превращается в тяжелую воду.
Хорошим замедлителем считается также графит, ядра которого не поглощают нейтроны.

Критическая масса

Коэффициент размножения k может стать равным единице лишь при условии, что размеры реактора и соответственно масса урана превышают некоторые критические значения.

Критической массой называют наименьшую массу делящегося вещества, при которой еще может протекать цепная ядерная реакция.

При малых размерах слишком велика утечка нейтронов через поверхность активной зоны реактора (объем, в котором располагаются стержни с ураном).

С увеличением размеров системы число ядер, участвующих в делении, растет пропорционально объему, а число нейтронов, теряемых вследствие утечки, увеличивается пропорционально площади поверхности.
Поэтому, увеличивая размеры системы, можно достичь значения коэффициента размножения k ≈ 1.
Система будет иметь критические размеры, если число нейтронов, потерянных вследствие захвата и утечки, равно числу нейтронов, полученных в процессе деления.
Критические размеры и соответственно критическая масса определяются типом ядерного горючего, замедлителем и конструктивными особенностями реактора.

Для чистого (без замедлителя) урана , имеющего форму шара, критическая масса примерно равна 50 кг.
При этом радиус шара равен примерно 9 см (уран очень тяжелое вещество).
Применяя замедлители нейтронов и отражающую нейтроны оболочку из бериллия, удалось снизить критическую массу до 250 г.

Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор.
При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k > 1, а при полностью вдвинутых стержнях k < 1.
Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции.
Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.

Реакторы на быстрых нейтронах

Построены реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах.
Так как вероятность деления, вызванного быстрыми нейтронами, мала, то такие реакторы не могут работать на естественном уране.

Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа .
Преимущество реакторов на быстрых нейтронах в том, что при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива.

Эти реакторы называются реакторами-размножителями, так как они воспроизводят делящийся материал.
Строятся реакторы с коэффициентом воспроизводства до 1,5.
Это значит, что в реакторе при делении 1 кг изотопа получается до 1,5 кг плутония.
В обычных реакторах коэффициент воспроизводства 0,6—0,7.

Первые ядерные реакторы

Впервые цепная ядерная реакция деления урана была осуществлена в США коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942 г.

В нашей стране первый ядерный реактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял наш замечательный ученый Игорь Васильевич Курчатов.
В настоящее время созданы различные типы реакторов, отличающихся друг от друга как по мощности, так и по своему назначению.

В ядерных реакторах, кроме ядерного горючего, имеются замедлитель нейтронов и управляющие стержни.
Выделяемая энергия отводится теплоносителем.

Источник: «Физика – 11 класс», учебник Мякишев, Буховцев, Чаругин

Физика атомного ядра. Физика, учебник для 11 класса – Класс!ная физика

Методы наблюдения и регистрации элементарных частиц — Открытие радиоактивности. Альфа-, бета- и гамма-излучения — Радиоактивные превращения — Закон радиоактивного распада. Период полураспада — Открытие нейтрона — Строение атомного ядра. Ядерные силы. Изотопы — Энергия связи атомных ядер — Ядерные реакции — Деление ядер урана — Цепные ядерные реакции — Ядерный реактор — Термоядерные реакции. Применение ядерной энергии — Получение радиоактивных изотопов и их применение — Биологическое действие радиоактивных излучений — Краткие итоги главы — Три этапа в развитии физики элементарных частиц — Открытие позитрона. Античастицы

историю Северодвинска расскажет мультимедиагид · Новости Архангельска и Архангельской области. Сетевое издание DVINANEWS

Благодаря участию Архангельской области в реализации национального проекта «Культура» Северодвинский городской краеведческий музей оснащен современным мультимедиагидом, который знакомит с самыми интересными экспонатами.

Теперь посетителям Северодвинского краеведческого музея доступен новый цифровой ресурс: в экспозиции музея «История Северодвинска 1946–1991» гостей будет сопровождать гид с дополненной реальностью на платформе «Артефакт».

Достаточно установить на свой смартфон приложение Artefact, навести камеру на один из 40 ведущих экспонатов музейной экспозиции, кликнуть по мультимедийным «точкам интереса» – и гостю музея откроются увлекательные факты, в удобном, индивидуально подобранном порядке и ритме. В историю города корабелов погрузит приятный голос аудиогида.

Стоит добавить, что оснащение медиагидами в рамках нацпроекта «Культура» осуществляется на конкурсной основе. Работа над проектной заявкой потребовала много усилий и времени.

К каждому из экспонатов сотрудники музея написали тексты, отвечающие строгим стандартам, подобрали интересную информацию для «точек интереса», сделали профессиональные фотографии в нескольких ракурсах.

При этом, как рассказала Любовь Карпова, заведующая сектором маркетинга Северодвинского городского краеведческого музея, часть экспонатов пришлось описывать, передавая сугубо научную информацию, например принцип работы ядерного реактора, доступным языком.  

— Теперь мы стали ближе к столичным музеям по уровню цифровой оснащенности, и в новое десятилетие XXI века музей входит с современными технологиями! – говорит специалист.

В 2020 году в Архангельской области благодаря участию региона в реализации нацпроекта «Культура» мультимедиагид появился и в государственном музейном объединении «Художественная культура Русского Севера». Им оснащена экспозиция «Арктика глазами художников». Еще три медиагида были созданы в северных музеях в 2019 году.

Министерство культуры Архангельской области

Атомная электростанция (АЭС) – Что такое Атомная электростанция (АЭС)?

Атомная электростанция (АЭС) – ядерная установка, использующая для производства электрической (и в некоторых случаях тепловой) энергии ядерный реактор (реакторы) и содержащая комплекс необходимых сооружений и оборудования.

Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передается теплоносителю 1^го контура.

Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура.

Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы.

На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Компенсатор давления представляет собой довольно сложную и громоздкую конструкцию, которая служит для выравнивания колебаний давления в контуре во время работы реактора, возникающих за счет теплового расширения теплоносителя. 

Давление в 1^м контуре может доходить до 160 атмосфер (ВВЭР-1000).

Помимо воды в различных реакторах в качестве теплоносителя и охладителя могут применяться также расплавы металлов: натрий, свинец, эвтектический сплав свинца с висмутом и др. 

Использование жидкометаллических теплоносителей позволяет упростить конструкцию оболочки активной зоны реактора (в отличие от водяного контура, давление в жидкометаллическом контуре не превышает атмосферного), избавиться от компенсатора давления.

Общее количество контуров может меняться для различных реакторов.

Реакторы типа РБМК (Реактор большой мощности канального типа) использует один водяной контур, реакторы на быстрых нейтронах – 2 натриевых и 1 водяной контуры, перспективные проекты реакторных установок СВБР-100 и БРЕСТ предполагают двухконтурную схему, с тяжелым теплоносителем в 1^м контуре и водой во 2^м.

В случае невозможности использования большого количества воды для конденсации пара вместо использования водохранилища вода может охлаждаться в специальных охладительных башнях (градирнях), которые благодаря своим размерам обычно являются самой заметной частью атомной электростанции.

Атомные электростанции использует 31 страна.

Подавляющее большинство АЭС находится в странах Европы, Северной Америки, Дальневосточной Азии и на территории бывшего СССР, в то время как в Африке их почти нет, а в Австралии и Океании их нет вообще.

В мире действует 411 энергетических ядерных реакторов общей мощностью 353,4 ГВт. 

Еще 41 реактор не производил электричества от 1,5 до 20 лет, причем 40 из них находятся в Японии.

Согласно докладу о состоянии индустрии ядерной энергетики, на 2016 г. в отрасли наблюдается спад. 

Пик производства ядерной энергии был зафиксирован в 2006 г. (2660 ТВт⋅ч). 

Доля ядерной энергетики в глобальном производстве электричества снизилась с 17,6 % в 1996 г. до 10,7 % в 2015 г.

158 реакторов были окончательно остановлены. 

Средний возраст закрытого реактора составляет 25 лет. 

Кроме того, строительство 6 реакторов формально продолжается более 15 лет.

За последние 10 лет в мире в эксплуатацию было введено 47 энергоблоков, почти все из них находятся либо в Азии (26 – в Китае), либо в Восточной Европе.

²/₃ строящихся на данный момент реакторов приходятся на Китай, Индию и Россию.

КНР осуществляет самую масштабную программу строительства новых АЭС, еще около 1,5 десятка стран мира строят АЭС или развивают проекты их строительства.

Прослеживается тенденция к старению ядерных реакторов. 

Средний возраст действующих реакторов составляет 29 лет. 

Самый старый действующий реактор находится в Швейцарии, он работает в течение 47 лет.

В настоящее время разрабатываются международные проекты ядерных реакторов нового поколения, например ГТ-МГР, которые обещают повысить безопасность и увеличить КПД АЭС.

В 2007 г. Россия приступила к строительству 1^й в мире плавучей АЭС, позволяющей решить проблему нехватки энергии в отдаленных прибрежных районах страны. 

Строительство столкнулось с задержками. 

По разным оценкам, 1^я плавающая АЭС заработает в 2018-2019 гг.

Как устроен фукусимский реактор – Наука – Коммерсантъ

Первый блок АЭС “Фукусима-1” был запущен в 1970 году Токийской энергетической компанией (ТЕРСО), в промышленную эксплуатацию введен в 1971 году, к февралю 2011 года станция имела 6 энергоблоков суммарной мощностью 4,7 ГВт и являлась одной из 25 крупнейших в мире. Все реакторы были спроектированы американской корпорацией General Electric, три из шести работающих были ею же и построены. Два реактора были сооружены компанией Toshiba (3-й и 5-й), один – Hitachi (4-й).

За полвека развития ядерной энергетики в мире разработано множество типов реакторов. В зависимости от методики классификации различают 5-7 основных типов, с учетом конкретных особенностей конструкции – гораздо больше. Все энергоблоки “Фукусимы-1” являются одноконтурными легководными кипящими реакторами.

Легководный реактор — ядерный реактор, в котором для замедления нейтронов и в качестве теплоносителя используется обычная вода h3O. Его следует отличать от тяжеловодного реактора, в котором используется тяжелая вода D2O. В тяжелой воде оба атома водорода заменены на атом тяжелого водорода – дейтерия.

В одноконтурном кипящем реакторе теплоноситель (вода) закипает в активной зоне, образуя пароводяную смесь. Далее этот пар непосредственно вращает турбину электрогенератора (схема двухконтурных реакторов сложнее). На реакторах “Фукусимы-1” давление внутри контура достигает 70 атмосфер, кипение воды и парообразование при этом давлении происходит при температуре 280°C.

Ядерное топливо используется в виде таблеток размером в несколько сантиметров, которые располагается в герметично закрытых капсулах – тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Для удобства использования ТВЭЛы объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые также могут называться топливными или урановыми стержнями.

Отработавшее топливо после выгрузки из активной зоны помещают бассейн выдержки, обычно расположенный рядом с реактором. Поскольку в использованных ТВС содержится большое количество продуктов деления ядерного топлива, сразу после выгрузки каждый ТВЭЛ в среднем выделяет энергию около 100 КВт и имеет свойство разогреваться до высоких температур. Поэтому его хранят 3-4 года в бассейнах под слоем воды, естественного замедлителя нейтронов. По мере выдержки уменьшается радиоактивность топлива, и когда его саморазогрев падает до 50-60°C, оно извлекается из бассейна и отправляется для захоронения или переработки.

В основе работы теплового ядерного реактора лежит распад радиоактивного вещества с выделением элементарных частиц — нейтронов. Рождающиеся нейтроны после нахождения в свободном состоянии либо теряются, либо, сталкиваясь с другими ядрами, вызывают новые распады и появление новых нейтронов. Полученные быстрые нейтроны с высокой кинетической энергией далее замедляются до тепловых энергий. Замедление происходит в результате многократных столкновений с атомными ядрами вещества-замедлителя. К числу замедлителей, используемых в ядерной энергетике для превращения быстрых нейтронов в тепловые, относятся вода, тяжелая вода, бериллий, графит.

Критичность состояния реактора определяется коэффициентом размножения нейтронов. Упрощенно: для стабильной работы этот коэффициент должен равняться единице. Если он меньше единицы, то состояние делящегося вещества называется подкритическим, и цепная реакция затухает. Если выше единицы, то состояние надкритическое, и цепная реакция нарастает.

Скорость течения цепной реакции регулируется перемещением в активной зоне, то есть в зоне действия топливных элементов, стержней, содержащих поглотитель нейтронов – обычно это бор, кадмий, гафний. При выдвижении такого стержня из реактора коэффициент размножения нейтронов увеличивается, что приводит к нарастанию скорости ядерной реакции. Обратное движение ведет к затуханию реактора, что и используется для аварийной остановки энергетического блока.

Ядерным топливом – теоретически – может быть любое радиоактивное вещество, в котором самопроизвольно происходит распад с выделением нейтронов, если интенсивность этого распада возможно эффективно регулировать. Практически топливом для АЭС являются различные изотопы урана и плутония или их смеси. Чистый плутоний используется в ядерном оружии и на атомных станциях не применяется. Однако его использование в смеси с ураном (мокс-топливо – Mixed-oxide fuel – смесь оксидов урана и плутония) позволяет утилизовать излишки оружейного плутония, которые в противном случае будут ядерными отходами. Именно такой вид топлива использовался на “Фукусиме”.

Nuclear Reactors – Chemistry LibreTexts

Ядерный реактор представляет собой устройство, в котором генерируются ядерные реакции, а цепная реакция контролируется для выделения большого количества стабильного тепла, тем самым производя энергию. 2\), небольшое количество недостающей массы преобразуется в большое количество энергии.

Рисунок 1: http://www.atomicarchive.com/Fission/Fission1.shtml

Цепная реакция, показанная на рисунке выше, происходит, когда нейтроны, выделяющиеся при делении, сталкиваются по крайней мере с одним другим ядром, вызывая деление других ядер. . Затем процесс повторяется. В современных ядерных реакторах обычно используется уран-235. При каждом делении U235/92 выделяется в среднем 2,5 нейтрона. Обратите внимание здесь; Уран-235 используется потому, что он имеет довольно большое ядро, что облегчает процесс деления.Взрыв может произойти только в том случае, если реакция станет неконтролируемой. Когда одна масса U-235 превышает массу U-235, которая достаточно велика, чтобы сдержать цепную реакцию, также известную как критическая масса , происходит взрыв. Прекрасным примером этого явления может быть ядерная бомба. В неконтролируемых реакциях нейтроны улетают слишком быстро, чтобы поддерживать цепную реакцию. Это быстрое высвобождение ядерной энергии вызывает взрыв. Однако в ядерном реакторе энергия вырабатывается с контролируемой постоянной скоростью; ядерный взрыв вряд ли произойдет.

Рисунок 3

В отличие от ядерного взрыва, ядерные реакторы представляют собой контролируемое высвобождение энергии деления. Они служат для преобразования «ядерной энергии» в тепло. Для производства энергии ядерный реактор содержит несколько основных компонентов: тепловыделяющие элементы (или стержни), регулирующие стержни и теплоноситель/замедлитель, помимо самого корпуса, содержащего все. Топливные элементы содержат делящийся материал, обычно уран или плутоний, который используется в качестве топлива для деления и получения ядерной энергии.Делящийся материал заключен в твердую оболочку, сделанную из циркаллоя (сплав циркония, обладающий низкой способностью поглощать нейтроны), чтобы удерживать как топливо, так и образующиеся продукты деления и не допускать их попадания в замедлитель, теплоноситель или куда-либо снаружи. облицовка. Замедлитель и теплоноситель текут между твэлами (или стержнями), замедляя нейтроны и унося тепло. Область внутри ядерного реактора, где тепловыделяющие элементы подвергаются делению с выделением тепла, называется активной зоной ядерного реактора.Стержни управления, обычно сделанные из металлического кадмия, поглощают нейтроны, чтобы контролировать скорость деления. При подъеме или опускании регулирующих стержней в реакторе концентрация нейтронов, называемая потоком нейтронов, в активной зоне соответственно увеличивается или уменьшается. Второй компонент – охлаждающая жидкость. Поскольку в процессе деления выделяется большое количество тепла, теплоноситель используется для отвода тепла. Уносимое тепло заставляет поступающую более холодную воду превращаться в пар. Этот пар вращает турбину, которая затем приводит в действие электрический генератор.Однако, как правило, используется вода; В качестве заменителей можно использовать газообразный гелий и жидкий натрий. Реактор с водой под давлением (PWR) является обычной конструкцией ядерного реактора. В PWR вода выполняет функции теплоносителя и замедлителя. Замедлитель замедляет нейтроны, потому что более медленные нейтроны лучше вызывают деление. Замедлителем обычно является вода; однако также можно использовать графит и тяжелую воду. Реактор с кипящей водой (BWR) – еще одна распространенная конструкция современных ядерных реакторных установок, используемых в коммерческих целях.В BWR вода также действует как охлаждающая жидкость и замедлитель. В другом типе реактора, использовавшемся на гражданских электростанциях в бывшем Советском Союзе, называемом реактором РБМК, в качестве замедлителя использовался графит (углерод), но он считается недостаточно безопасным.

Большая часть энергии ядерных реакторов деления поступает непосредственно от деления, которое можно быстро остановить, остановив реактор. Однако около 7% приходится на теплоту распада высокорадиоактивных продуктов деления, которую нельзя остановить остановкой реактора, и ее необходимо продолжать отводить из реактора для предотвращения перегрева и повреждения активной зоны реактора. Следовательно, циркуляционные насосы должны продолжать работать в течение многих часов после остановки реактора для отвода остаточного тепла, которое в течение нескольких часов в конечном итоге уменьшается. Если насосы охлаждающей жидкости не работают, необходимо использовать методы аварийного охлаждения для отвода остаточного тепла, чтобы предотвратить повреждение активной зоны, возможное расплавление или выброс высокорадиоактивных продуктов деления туда, где их быть не должно.

Ядерный синтез

Ядерный синтез — это процесс, при котором два элемента сталкиваются, образуя новый элемент, высвобождая огромное количество энергии, намного превышающее энергию реакции деления.Подобно ядерному делению, масса образовавшегося элемента не совсем соответствует объединенной массе двух меньших элементов, а преобразуется в энергию. Звезды по всей Вселенной, включая наше Солнце, выделяют энергию путем слияния двух атомов водорода в один атом гелия (рис. 3). В то время как электростатические силы отталкивания обычно отталкивают положительно заряженные области двух ядер водорода друг от друга и предотвращают такую ​​реакцию, экстремальная высокая температура (15 000 000 ° C на Солнце) и плотность звезды преодолевают эти силы и позволяют синтезу. происходить.С таким большим потенциалом в качестве источника энергии перспектива термоядерного реактора на Земле стала очень востребованной в технологическом прогрессе, даже несмотря на то, что проблемы создания такого реактора огромны.

Рисунок 3: http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Dt-fusion.png

Наиболее перспективной реакцией, которую сегодня предпринимают ученые для получения термоядерной энергии, является столкновение двух изотопов водорода, дейтерия ( ² H ) и тритий ( ³ H), чтобы произвести атом ⁴ He, нейтрон и большое количество энергии.Однако, как и в звезде, ядра изотопов водорода отталкиваются друг от друга и должны сблизиться для синтеза при чрезвычайно высоких тепловых энергиях, достигающих 150 000 000 °C (в десять раз больше, чем требуется на Солнце). При таких высоких температурах газы-реагенты превращаются в плазму — горячий, полностью ионизированный газ, состоящий из атомных ядер и электронов. Проблема центральной важности для еще теоретического термоядерного реактора состоит в том, чтобы удержать эту плазму, чтобы она не теряла тепловую энергию при соприкосновении с окружающими материалами. Совместные усилия, финансируемые несколькими странами, известные как Международный термоядерный экспериментальный реактор (ИТЭР), направлены на решение этой проблемы путем удержания плазмы в магнитном поле, создаваемом мощными сверхпроводящими магнитами. Такая конструкция известна как токамак-реактор (см. рис. 4).

Рисунок 4: http://commons.wikimedia.org/wiki/File:Tcv_int.jpg

Хотя возможность управляемой термоядерной реакции, протекающей на Земле, еще предстоит должным образом проверить, потенциальные преимущества синтеза по сравнению с делением могут быть очевидны. огромный.Дейтерий может быть извлечен из воды, а литий, источник трития для реакции синтеза, по оценкам, существует на Земле в количествах, которых хватит на один миллион лет. Кроме того, гораздо меньше ядерных отходов, которые разлагаются намного быстрее, чем те, которые образуются в результате деления.

Ядерная безопасность

Произошло три крупных аварии на полномасштабных гражданских атомных электростанциях.

• Первый случай произошел в 1979 году на блоке 2 Три-Майл-Айленд в Пенсильвании.Из-за механической неисправности перестали работать главные водяные насосы, что привело к частичному расплавлению топливных стержней. Чрезмерный нагрев вызвал трещину в одном из реакторов, выпустив небольшое количество радиоактивного пара в атмосферу. К счастью, никто не погиб и даже не пострадал. Этот инцидент также привел к усилению регулирования и мер безопасности ядерных реакторов в Соединенных Штатах.
• 26 апреля 1986 года в Чернобыле, Украина, произошла самая страшная авария в истории атомной энергетики.Во время обычного испытания неконтролируемый скачок напряжения сжег управляющие стержни, и было выпущено огромное количество радиоактивного дыма. 237 человек пострадали от острой лучевой болезни, 31 человек умер в течение первых трех месяцев после аварии. Другие эффекты радиации включали увеличение синдрома Дауна, хромосомных аберраций, дефектов нервной трубки и рака щитовидной железы. Возможно, самый важный эффект был психологическим, поскольку авария вызвала сильную тревогу у выживших и общее недоверие к правительству.

• Из-за сильного землетрясения и цунами в Японии 11 марта 2011 г. несколько ядерных реакторов BWR (кипящая вода) на электростанции Фукусима потеряли электроэнергию для охлаждения, подверглись взрывам и получили повреждения активной зоны реактора в результате распада после останова тепла, выделяемого высокорадиоактивными продуктами деления. Рабочие в конце концов закачивали в реакторы морскую воду, чтобы охладить их и ограничить дальнейшее повреждение.

Проблемы

1. Какова функция регулирующих стержней в ядерном реакторе?
2. Правда или ложь? Авария на острове Три-Майл привела к радиационному отравлению, возможно, сотен тысяч человек.
3. Как ядерное деление приводит к цепной реакции?
4. Какие две функции может выполнять вода в ядерном реакторе?
5. Что такое критическая масса? Что произойдет, если масса реакции превысит критическую массу?

Ответы

1. В ядерном реакторе регулирующие стержни поглощают нейтроны для контроля скорости реакции. Опускание стержней в реактор снижает скорость деления, а их удаление увеличивает скорость.
2. Ложь.Авария на Три-Майл-Айленде была незначительной, никто не погиб и не пострадал.
3. Когда нейтрон ударяется о делящийся материал, разбивая его на более мелкие фрагменты, высвобождается больше нейтронов (в среднем 2,5). Затем эти нейтроны сталкиваются с другими делящимися атомами, производя еще больше нейтронов, которые продолжают цепную реакцию либо стабильным образом (реактор), либо бурно (атомная бомба).
4. В ядерном реакторе вода служит замедлителем (замедляет высокоэнергетические нейтроны до соответствующей тепловой энергии для реакции) и производит пар, вступая в контакт с горячей водой вблизи реактора и передавая тепло.Затем этот пар может приводить в действие турбины для выработки электроэнергии.
5. Критическая масса ядерного реактора — это масса делящегося материала, необходимая для поддержания цепной реакции. Если масса реакции превышает критическую массу, результатом является неконтролируемая цепная реакция, которая завершается большим взрывом (так работает атомная бомба).

Внешние ссылки

Для получения дополнительной информации о ядерном реакторе могут быть полезны следующие ссылки:

Ссылки

1. Петруччи, Ральф Х., и другие. «Ядерные реакторы». Общая химия: принципы и современные приложения. Нью-Джерси: Pearson Education, Inc., 2007. 1057–1058.
2. Блумфилд, Луи А. Как все устроено: физика повседневной жизни, второе издание. Нью-Йорк: John Wiley&Sons Inc., 2001. 445.
.
3. Программное обеспечение и мультимедиа AJ. Ядерное деление: основы. 1998-2008 гг. . Комиссия по ядерному регулированию США. Предыстория аварии на Три-Майл-Айленде.11 августа 2009 г. 29 ноября 2009 г. .
4. Всемирная ядерная ассоциация. Чернобыльская авария. Ноябрь 2009 г. 2009 г. Ноябрь 2009 г. .
5. Международный термоядерный экспериментальный реактор (ИТЭР). «Что такое фьюжн?» 22 ноября 2010 г. Интернет. 26 мая 2011 г.
6. Образование в области ядерной энергетики. «Все, что вы хотите знать о ядерной энергетике». 3 сентября 2010 г. Интернет. 26 мая 2011 г.

Авторы и авторство

Как работает ядерная энергия

---

Что такое ядерная энергия?

Атомная энергия обеспечивает эффективное и надежное электроснабжение по всему миру. Сегодня более 400 коммерческих реакторов работают более чем в 30 странах.

Общее определение ядерной энергии — это энергия, высвобождаемая в результате цепной реакции, особенно при делении или синтезе. С практической точки зрения, ядерная энергетика использует топливо, изготовленное из добытого и переработанного урана, для получения пара и выработки электроэнергии.

Атомная генерация является единственным источником электроэнергии, который может производить постоянный источник электроэнергии, известный как мощность базовой нагрузки, надежно и без выбросов парниковых газов.

Ядерная энергетика оказывает одно из самых низких воздействий на землю и природные ресурсы среди всех источников электроэнергии.

Ядерная энергия в ОАЭ

В ОАЭ на атомной электростанции Барака, расположенной в регионе Аль-Дафра эмирата Абу-Даби, находятся четыре реактора.Каждый реактор рассчитан на производство 1400 мегаватт (МВт) электроэнергии с почти нулевым выбросом углерода.

Созданные для работы в течение 60 и более лет, эти реакторы обеспечат эффективную и надежную низкоуглеродную электроэнергию для будущих поколений. После выхода на полную мощность завод предотвратит выброс более 21 миллиона тонн парниковых газов в год. Это равносильно удалению с дорог ОАЭ 3,2 млн автомобилей-седанов.

В 2016 году ENEC учредила компанию Nawah Energy Company, которая отвечает за эксплуатацию и техническое обслуживание четырех реакторов в Бараке.По мере того, как команды ENEC и Nawah готовятся к переходу станции от строительного проекта к действующему объекту, они работают над тем, чтобы она соответствовала самым высоким национальным и международным стандартам качества и извлекала выгоду из мирового опыта эксплуатации.

Как это работает?

Ядерный реактор производит электричество почти так же, как и другие электростанции. Цепная реакция производит энергию, которая превращает воду в пар. Давление пара приводит в действие генератор, который вырабатывает электричество.

Разница в том, как создается тепло. Электростанции, работающие на ископаемом топливе, сжигают уголь, нефть или природный газ для выработки тепла. На атомной электростанции тепло вырабатывается при расщеплении атомов — процесс, называемый ядерным делением.

• Ядерный реактор вырабатывает тепло, которое используется для производства пара
• Пар вращает турбину, соединенную с электромагнитом, называемую генератором
• Генератор производит электричество

В реакторе с водой под давлением (PWR) — тип реактора, строящегося в ОАЭ — высокое давление предотвращает кипение воды в корпусе реактора.Перегретая вода подается в парогенератор, состоящий из множества маленьких трубок. Тепло в этих трубах используется для превращения второй, изолированной подачи воды в пар, который, в свою очередь, используется для привода турбины. Вода из реактора перекачивается обратно в корпус реактора и повторно нагревается. Пар от турбины охлаждается в конденсаторе, а полученная вода направляется обратно в парогенератор.

Уран

Обогащенный уран – топливо для ядерных реакторов.Уран — широко распространенный естественно радиоактивный элемент, содержащийся в большинстве горных пород. Когда уран разлагается или распадается, он выделяет тепло внутри земной коры. Подобный процесс генерирует тепло внутри ядерного реактора.

Ядерное деление

Деление — это процесс разделения ядра на две части.

Внутри каждой урановой топливной таблетки находятся миллионы ядер урана. Когда эти ядра расщепляются, высвобождается огромное количество энергии. Часть этой энергии исходит от излучения, но самым большим источником является кинетическая энергия. Это энергия, которая производит тепло внутри реактора, которое, в свою очередь, используется для производства пара и, в конечном итоге, вырабатывает электричество.

Мировые факты

Уже более 60 лет ядерная энергетика надежно обеспечивает мир электроэнергией. Сегодня более 400 реакторов работают более чем в 30 странах мира.

Эти электростанции производят около 10 процентов электроэнергии в мире, не выделяя при этом парниковых газов.

Все больше стран изучают возможности использования ядерной энергии, особенно по мере роста спроса на электроэнергию и роста опасений по поводу изменения климата.

 

Для получения дополнительной информации посетите следующие интернет-ресурсы:

Международное агентство по атомной энергии

Всемирная ядерная ассоциация (WNA)

Всемирная ассоциация операторов атомных станций

Институт ядерной энергии (NEI)

Гонка за строительство коммерческого термоядерного реактора набирает обороты

org/DateTime” datetime=”2021-06-24T00:00:00Z”> 24 июня 2021

СТАРАЯ ШУТКА о ядерном синтезе — что он будет через 30 лет и всегда будет — это настолько известен, что Научный редактор The Economist запрещает корреспондентам его повторять.Никто не сомневается, что устойчивый синтез возможен в принципе. Он питает каждую звезду во Вселенной. Однако заставить его работать на Земле оказалось сложнее. Инженеры пытались с 1950-х годов, но пока безуспешно. Последняя и самая крупная попытка — ИТЭР , многонациональный испытательный реактор на юге Франции — строится уже 11 лет и стоит десятки миллиардов долларов сверх первоначального бюджета в 6 миллиардов долларов.

Послушайте эту историю

Ваш браузер не поддерживает элемент

Наслаждайтесь большим количеством аудио и подкастов на iOS или Android.

Но этот рекорд не смущает растущую группу энтузиастов «альтернативного синтеза». Благодаря сочетанию новых технологий и предпринимательской смелости они надеются превзойти ITER . 17 июня одна из них, канадская фирма General Fusion, вложила деньги своих инвесторов в свои уста. Компания заявила, что построит демонстрационный реактор размером 70% от полномасштабного коммерческого реактора в Калхэме, на территории Калхэмского центра термоядерной энергии, британской национальной исследовательской лаборатории термоядерного синтеза.Как и ИТЭР , он надеется, что его реактор будет запущен и запущен к 2025 году. Существующие атомные электростанции основаны на делении — расщеплении тяжелых атомов, обычно урана, на более легкие. Высвобожденная таким образом энергия используется для кипячения воды в пар, который затем вращает турбины, вырабатывающие электричество. Термоядерные установки пытаются сделать обратное, вырабатывая тепло, объединяя легкие атомы для получения более тяжелых.

В отличие от угля или природного газа, термоядерный синтез не будет производить двуокись углерода, нагревающую планету.В отличие от солнечных батарей и ветряных турбин, термоядерные установки могут работать в любую погоду. В отличие от ядерных установок, они не представляют опасности распространения технологий ядерного оружия и должны производить гораздо меньше радиоактивных отходов. Они также обеспечивают безопасность. «Мне нравится говорить, что деление легко начать и трудно остановить», — говорит Кристофер Моури, руководитель General Fusion. «Фьюжн — это наоборот».

Fusion трудно запустить, потому что он требует экстремальных условий. Большинство земных термоядерных реакторов нацелены на объединение дейтерия с тритием.(Оба являются изотопами водорода, в которых к единственному протону в ядре этого элемента присоединяются один или два нейтрона.) Протоны имеют положительный электрический заряд, и подобные заряды отталкиваются. Таким образом, убедить два атома соединить силы означает преодолеть это отталкивание. А для этого требуется очень много энергии.

General Fusion Идея состоит в том, чтобы проложить средний путь между двумя существующими подходами, синтезом с магнитным удержанием ( MCF ) и синтезом с инерционным удержанием ( ICF ), с меньшей потребностью в героической инженерии, чем любой из них. ITER представляет собой реактор MCF в форме пончика, называемый токамак. Он предназначен для использования тщательно контролируемых магнитных полей высокой интенсивности для нагрева водородной плазмы до сотен миллионов градусов по Цельсию, а затем для поддержания стабильности этой плазмы, пока ее атомы объединяются. Хитрость заключается в том, чтобы контролировать поля достаточно точно, чтобы удерживать сверхгорячую плазму вместе в течение достаточно долгого времени, чтобы произошло значительное количество синтеза. Нынешний рекорд, установленный экспериментальным реактором во Франции, составляет шесть с половиной минут.Целью ИТЭР является реакция, которая длится до десяти минут.

ICF отказывается от привередливых магнитных полей в пользу сверхмощных лазеров. В таких экспериментах, как National Ignition Facility в Калифорнии, используются тщательно синхронизированные импульсы, чтобы разбить топливные таблетки со всех сторон, нагревая их до температур, аналогичных температурам в установках MCF , но также сжимая их за счет приложения давления в миллиарды атмосфер. Благодаря этому сокрушительному давлению сплавление происходит гораздо быстрее.Есть надежда, что однажды полезное количество энергии можно будет произвести и собрать за крошечную долю секунды до того, как разорвавшаяся пуля разорвется на части. Однако снова правильное управление лазерами и обеспечение равномерного сжатия гранулы оказалось сложной задачей.

Компания General Fusion называет свой подход «синтезом намагниченных мишеней». Основная концепция восходит к 1960-м годам. Реактор фирмы, говорит г-н Моури, избавляется от магнитного удержания, используя мощные электрические импульсы для создания самостабилизирующихся сгустков плазмы, которые вводятся в активную зону реактора.Он сравнивает это с выдуванием кольца дыма, при котором воздушные потоки внутри кольца позволяют ему сохранять свою форму в течение нескольких секунд, прежде чем оно рассеется.

Всплески плазмы на самом деле длятся около 20 миллисекунд. Этого времени было бы недостаточно для извлечения большого количества энергии, если бы они были введены в реактор MCF . Но этого достаточно для того, чтобы их можно было сжать, как в машине ICF , и при помощи чего-то гораздо менее экзотического, чем блоки передовых лазеров. Ядро британского реактора General Fusion будет облицовано расплавленным литием и свинцом.Как только поток плазмы будет введен, ряды газовых поршней сожмут ядро, превратив его из цилиндра в сферу и резко повысив скорость синтеза (см. Диаграмму).

Но в то время как лазерное сжатие происходит всего за миллиардные доли секунды, у General Fusion это занимает тысячные доли, что сравнимо с временными масштабами, в которых работают двигатели внутреннего сгорания, и находится в пределах возможностей цифровой электроники для точной настройки. В результате, как надеется фирма, будет получен реактор, который будет дешевле и проще в изготовлении и эксплуатации, чем машина MCF или ICF .

Критическая масса

Помимо сжатия плазмы, жидкометаллическая оболочка служит для улавливания энергии реакции. Нагретый металл будет подаваться в теплообменник и использоваться для поднятия пара. Тем временем нейтроны от реакции синтеза преобразуют часть лития в большее количество тритиевого топлива, которое в противном случае было бы редким и дорогим. Или, по крайней мере, это будет однажды. Демонстрационный реактор General Fusion для простоты будет сплавлять дейтерий только с дейтерием.

Тем не менее, фирма надеется, что полноценный коммерческий реактор, который может быть построен в начале 2030-х годов, сможет конкурировать с другими формами электричества.Она нацелена на стоимость 50 долларов за мегаватт-час, что, по словам г-на Моури, должно сделать ее конкурентоспособной с углем. Возобновляемая энергия может оказаться дешевле, признает он, но этому мешает прерывистость. И завод будет иметь еще одно преимущество перед существующими атомными заводами, производство электроэнергии которых нельзя быстро повысить или понизить. Реактор General Fusion может увеличивать или уменьшать выходную мощность в десять раз, изменяя скорость, с которой работает активная зона. Это должно позволить ему «следовать за нагрузкой», наращивая производство, когда цены на электроэнергию высоки, и сокращая, когда они низки.

И General Fusion не единственная фирма, занимающаяся коммерческим синтезом. 8 апреля TAE Technologies, конкурирующая компания из Калифорнии, основанная в 1998 году, заявила, что привлекла 280 млн долларов для собственного демонстрационного реактора, в результате чего общая сумма инвестиций в фирму достигла 1,1 млрд долларов (см. диаграмму). Как и General Fusion, TAE использует потоки самостабилизирующейся плазмы. В отличие от General Fusion, он направлен на производство электроэнергии путем объединения водорода с бором, процесс, который требует температуры в миллиарды градусов, но который должен требовать меньше радиационной защиты.

Другими конкурентами General Fusion являются две британские фирмы, First Light Fusion и Tokamak Energy, расположенные недалеко от Калхэма, и пара американских, Commonwealth Fusion Systems и Zap Energy. Правительства также не кладут все яйца в корзину ИТЭР . Институт физики плазмы им. Макса Планка, немецкое правительственное учреждение, пытается построить электростанцию ​​на основе устройства, называемого «стелларатором» — это вариант подхода MCF . Его прибор Wendelstein-7 X начал работать в 2015 году.А реактор STEP Центра термоядерной энергетики Калхэма, открытие которого запланировано на 2040 год, призван продемонстрировать коммерческую практичность термоядерного синтеза. Одна из причин, по которой General Fusion выбрала Culham, говорит Стивен Дин, управляющий Fusion Power Associates, исследовательским и образовательным фондом, работающим в этой области, заключается в том, что эта лаборатория нацелена на быстрый выход на рынок.

Со своей стороны, д-р Дин не видит фундаментальной причины, по которой одному или нескольким из нынешних претендентов не удастся построить реактор, производящий полезное количество энергии. Но последнее слово будет за экономикой, а не за физикой. Высокотехнологичным термоядерным реакторам, если они когда-либо будут построены, придется конкурировать в мире, в котором цены на солнечную и ветровую энергию неуклонно падают. Тем временем компании, занимающиеся добычей ископаемого топлива, пытаются понять, как улавливать и захоранивать углекислый газ, выбрасываемый их электростанциями. Усовершенствованные ядерные реакторы привлекают частный интерес: 2 июня TerraPower, фирма, поддерживаемая Биллом Гейтсом, основателем Microsoft, объявила о планах строительства высокотехнологичной атомной электростанции в Вайоминге.Вся эта конкуренция — хорошая новость в мире потепления. Но это обещает неприятный момент для инвесторов. ■

Версия этой статьи была опубликована в Интернете 23 июня 2021 г.

Эта статья появилась в разделе «Наука и технологии» печатного издания под заголовком «Семь десятых желтого солнца».

Безопасность атомной электростанции Системы

Каждая атомная электростанция в Канаде имеет несколько надежных систем безопасности, предназначенных для предотвращения аварий и снижения их последствий в случае их возникновения. Все эти системы регулярно обслуживаются и проверяются, а при необходимости модернизируются, чтобы обеспечить соблюдение или превышение заводами строгих стандартов безопасности, установленных Канадской комиссией по ядерной безопасности. Системы выполняют три основные функции безопасности: управление реактором, охлаждение топлива и сдерживание радиации.

Как работает атомная электростанция

Реактор

Все атомные электростанции в Канаде используют конструкцию CANDU — безопасную и надежную технологию реакторов.

Реакторы

CANDU производят электричество посредством процесса, известного как деление. Деление — это процесс расщепления атомов природного урана внутри реактора с выделением радиации и тепла.

Затем расщепленные атомы продолжают «цепную реакцию»: все больше атомов продолжают расщепляться, что приводит к большему излучению и теплу.

Тепло – энергия – используется для производства пара для питания турбин и генераторов, которые, в свою очередь, производят электричество.

Бассейн с отработавшим ядерным топливом

После того, как уран или ядерное топливо было использовано в реакторе, его удаляют и надежно хранят в бассейне в течение периода от 6 до 10 лет.

Вода в бассейне продолжает охлаждать топливо и обеспечивает защиту от радиации.

Все топливные бассейны Канады построены в земле, в отдельных зданиях на атомной электростанции, и спроектированы таким образом, чтобы выдерживать землетрясения .

Топливный бассейн на атомной электростанции Брюс, Кинкардин, Онтарио

К началу страницы

Управление реактором

Нормальная работа

Управление реактором включает в себя увеличение, уменьшение или остановку цепной реакции, происходящей внутри реактора.

При работе реактора цепная реакция (или уровень мощности) управляется перемещением регулировочных стержней и изменением уровня воды в вертикальных цилиндрах.

Чувствительные детекторы постоянно контролируют различные аспекты, такие как температура, давление и уровень мощности реактора.

При необходимости реакторы CANDU могут безопасно и автоматически отключаться в течение нескольких секунд.

Системы отключения

Все ядерные энергетические реакторы в Канаде имеют две независимые быстродействующие и одинаково эффективные системы останова.

Первая система отключения состоит из стержней, которые автоматически падают и останавливают цепную реакцию, если обнаруживается что-то ненормальное.

Вторая система впрыскивает жидкость или яд внутрь реактора, чтобы немедленно остановить цепную реакцию.

Обе системы работают без питания и вмешательства оператора. Однако их также можно активировать вручную.

Эти системы регулярно и безопасно тестируются.

Перезапуск реактора

После остановки реактора CANDU он останется в таком состоянии до тех пор, пока операторы в диспетчерской не перезапустят его.

Нет возможности случайного перезапуска реактора после остановки. Реактор должен быть перезапущен вручную. Это еще одна важная функция безопасности.

К началу страницы

Охлаждение топлива

Распад тепла

После остановки количество энергии, вырабатываемой реактором, быстро уменьшается.

Однако ядерное топливо будет продолжать выделять некоторое количество тепла и должно быть охлаждено.

Это тепло, называемое остаточным теплом, представляет собой небольшую долю тепла, выделяемого при нормальной работе.

Топливный жгут CANDU

Основные системы охлаждения

Охлаждение топлива включает три основные системы:

• система теплопередачи
• паровая система
• система охлаждения конденсатора

Система теплопередачи подает тепло, вырабатываемое реактором, к парогенераторам.

Эта система состоит из очень прочных труб, заполненных тяжелой водой – редким типом воды, встречающимся в природе.Трубы и другие компоненты регулярно обслуживаются и проверяются и при необходимости заменяются.

Проверки включают измерение износа труб и выявление любых микроскопических трещин или изменений задолго до того, как они станут проблемой.

Краткий факт

В среднем одна из 7000 капель воды является тяжелой водой. Она на 10% тяжелее обычной воды, потому что содержит тяжелую форму водорода, называемую дейтерием.

Система теплопередачи

Вторая система, паровая система , использует обычную воду.Тепло от реактора превращает эту воду в пар для запуска турбин и генераторов.

Паровая система

Затем этот пар охлаждается и конденсируется с помощью третьей системы, которая закачивает холодную воду из водоема, такого как озеро или водохранилище. Это называется системой охлаждения конденсатора .

Как и другие компоненты, системы охлаждения пара и конденсатора регулярно проверяются.

Эти инспекции проводятся в течение всего срока эксплуатации ядерных установок для подтверждения того, что стареющее оборудование функционирует в соответствии с первоначальным проектом.

Система охлаждения конденсатора

Отключение системы охлаждения

Более простая система охлаждения используется при остановке реактора на длительный период, например, во время планового останова.

Для работы требуется небольшая мощность, и он подключается непосредственно к системе теплопередачи. Это позволяет частично слить воду из системы теплоносителя первого контура для выполнения работ по проверке и техническому обслуживанию (например, проверка труб парогенератора или замена компонентов насоса).

Несколько источников питания

Для работы систем охлаждения требуется электричество. При нормальной работе они получают электроэнергию из той же энергосистемы, что и все мы.

Атомные электростанции в Канаде также оснащены несколькими источниками резервного питания на случай отключения их от сети.

К источникам резервного питания относится местное электроснабжение, то есть электроэнергия, вырабатываемая самой станцией.

Дополнительно доступны:

Аварийные электрогенераторы

• два или три резервных электрогенератора
• два или три аварийных электрогенератора
• аварийные батареи

Некоторые заводы содержат еще больше оборудования.

Вы можете узнать больше, наблюдая за тем, что произойдет в очень маловероятном случае полного отключения электроэнергии на станции — ситуации, которая привела к аварии на Фукусиме после сильного цунами, уничтожившего все доступные источники энергии на месте.

Естественная циркуляция

Одной из неотъемлемых и проверенных характеристик безопасности реакторов CANDU является их способность охлаждать реактор за счет естественной циркуляции.

В реакторах CANDU естественная циркуляция вступает в действие, когда перестают работать насосы, обычно проталкивающие теплоноситель по системе теплопередачи.

Чтобы естественная циркуляция продолжалась с течением времени, парогенераторы должны быть заполнены холодной водой.

Как это работает?

Эта функция охлаждения реакторов CANDU работает из-за разницы в температуре и высоте между парогенераторами (холоднее и физически выше, чем активная зона реактора) и активной зоной реактора (горячее и ниже, чем парогенераторы)

Системы аварийного впрыска

Резервуары с азотом под давлением для аварийных ситуаций

В маловероятном случае утечки тяжелой воды, которая может быть вызвана, например, разрывом трубы, система аварийного впрыска обеспечит продолжение циркуляции воды над контейнерами с топливом для его охлаждения.

Они будут делать это, работая с баллонами под давлением азота или насосами.

Резервуар для сбора, расположенный в подвале здания реактора, собирал воду и перекачивал ее обратно в реактор, пока не был сделан ремонт.

Аварийное оборудование

Инспектор CNSC проверяет переносной аварийный электрогенератор

В качестве одного из действий, санкционированных CNSC после аварии на Фукусиме, операторы атомных электростанций в Канаде приобретают оборудование для ликвидации аварийных ситуаций, такое как переносные электрогенераторы и насосы, которые можно использовать для перевода реакторов в состояние безопасного останова во время аварии. тяжелая авария.

Оборудование, расположенное на объекте и за его пределами, легко транспортируется и может использоваться несколькими способами.

Например, его можно использовать для стабилизации реакторов, подачи питания в диспетчерскую и добавления воды в бассейны с отработавшим ядерным топливом, чтобы они могли продолжать охлаждать отработавшее ядерное топливо.

К началу страницы

Содержащие радиацию

Защитные слои

Ядерные реакторы имеют несколько барьеров для безопасного сдерживания радиации.

В основе всех реакторов CANDU лежат закаленные керамические таблетки из природного урана.

Эти гранулы содержат радиацию. Они образуют первый слой сдерживания.

Гранулы заключены в стержни, образующие второй уровень сдерживания. Топливные стержни CANDU изготовлены из циркалоя, металлического сплава, чрезвычайно стойкого к нагреву и коррозии.

Затем стержни загружаются в напорные трубы, являющиеся частью системы теплопередачи. Это третий уровень сдерживания.

Напорные трубы находятся внутри металлического резервуара, называемого каландрией, который сам находится внутри толстого свода из железобетона.

Четвертый уровень защитной оболочки — это здание, в котором размещается и защищается реактор.

Стены здания реактора выполнены из не менее одного метра железобетона.

Здание реактора окружено запретной (охранной) зоной.

Минимизация выбросов радиации

При нормальной работе атомные электростанции выбрасывают в воздух и воду очень небольшое количество радиации.

Эти выбросы происходят из реактора и его системы, а также в результате деятельности по обращению с отходами.

В целях снижения выбросов в атмосферу в составе систем вентиляции устанавливаются высокоэффективные фильтры и радиационные мониторы.

Фильтры

удаляют из воздуха более 99 % радиации, прежде чем она попадет в окружающую среду.

Подобные системы также устанавливаются для удаления радиоактивности из водных выбросов.

Инспектор CNSC проверяет уровни радиации

Эти выбросы обычно происходят из промывочной воды, используемой для мытья поверхностей, полов и стирки, а также из воды, стекающей из душевых и раковин.

Все выбросы радиации от ядерных объектов в Канаде очень малы. Они контролируются и контролируются оператором станции, и о них сообщается в CNSC.

Уровни выброса значительно ниже нормативных пределов и не представляют опасности для здоровья и безопасности людей или окружающей среды.

Системы фильтрации регулярно проверяются, и по закону операторы электростанций должны сообщать обо всех радиоактивных выбросах в окружающую среду.

Защита защитной оболочки в случае аварии

Предусмотрены системы безопасности, которые в случае аварии могут защитить защитную оболочку от внутреннего давления из-за выбросов пара внутри здания реактора.

В одноблочной станции внутреннее давление будет снижено за счет распыления воды из бака для облива.

Вид в разрезе здания одноблочного реактора CANDU

На многоблочной станции давление будет снижаться за счет выпуска пара и горячих газов из здания реактора в вакуумное здание.

Вакуумное здание представляет собой конструкцию, специально предназначенную для быстрого и безопасного снижения давления внутри здания реактора. В этом здании также есть система облива для контроля давления.

Вакуумные и обдувочные системы работают без электричества и периодически проверяются под наблюдением инспекторов CNSC.

Вид в разрезе многоблочной атомной электростанции CANDU Текстовая версия многоблочной атомной электростанции.

Завод состоит из трех основных частей: вакуумного цеха, здание реактора и машинный зал. На изображении указаны ключевые компоненты и их расположение на предприятии. В вакуумном здании мы находим сливной бак и клапаны сброса давления.В здании реактора мы видим парогенераторы, реактор и сборный бассейн, который находится в подвале здания. Машинный зал соединен со зданием реактора. На изображении показаны турбины, генератор, а также конденсатор для охлаждения воды из озера или моря. Также идентифицированы некоторые части за пределами завода, а именно система воздушного фильтра рядом с вакуумным зданием, аварийные и резервные электрогенераторы и опора ЛЭП.Версия с большим изображением

Управление водородом

Инспектор CNSC воочию осматривает недавно установленный пассивный автокаталитический рекомбинатор.

Во время серьезной аварии может образоваться газообразный водород. Легковоспламеняющийся газообразный водород может вызвать взрыв и повредить защитную оболочку, а также персонал и другие части станции.

Чтобы справиться с потенциальной опасностью газообразного водорода, большинство установок CANDU оснащены воспламенителями или горелками водорода.

В последнее время операторы атомных электростанций начали устанавливать пассивные автокаталитические рекомбинаторы.

Это устройства, которые пассивно (без необходимости внешнего источника питания) удаляют водород из защитной оболочки и эффективно снижают риск взрыва или пожара.

Узнать больше

атомная энергия | Национальное географическое общество

Ядерная энергия — это энергия ядра или сердцевины атома. Атомы — это крошечные единицы, из которых состоит вся материя во Вселенной, а энергия — это то, что удерживает ядро ​​вместе.В плотном ядре атома содержится огромное количество энергии. На самом деле сила, удерживающая ядро ​​вместе, официально называется «сильным взаимодействием».

Ядерная энергия может быть использована для создания электричества, но сначала она должна быть высвобождена из атома. В процессе ядерного деления атомы расщепляются, чтобы высвободить эту энергию.

Ядерный реактор или электростанция представляет собой серию машин, которые могут управлять ядерным делением для производства электроэнергии. Топливо, которое используют ядерные реакторы для производства ядерного деления, представляет собой гранулы элемента урана.В ядерном реакторе атомы урана вынуждены распадаться. При расщеплении атомы выделяют мельчайшие частицы, называемые продуктами деления. Продукты деления вызывают расщепление других атомов урана, запуская цепную реакцию. Энергия, высвобождаемая в результате этой цепной реакции, создает тепло.

Тепло, создаваемое ядерным делением, нагревает хладагент реактора. В качестве хладагента обычно используется вода, но в некоторых ядерных реакторах используется жидкий металл или расплавленная соль. Хладагент, нагретый ядерным делением, производит пар. Пар вращает турбины или колеса, вращаемые текущим потоком. Турбины приводят в действие генераторы или двигатели, вырабатывающие электричество.

Стержни из материала, называемого ядерным ядом, могут регулировать количество производимого электричества. Ядерные яды — это материалы, такие как разновидность ксенона, которые поглощают некоторые продукты деления, образующиеся при ядерном делении. Чем больше стержней ядерного яда присутствует при цепной реакции, тем медленнее и управляемее будет реакция. Удаление стержней позволит усилить цепную реакцию и создать больше электричества.

По состоянию на 2011 год около 15 процентов электроэнергии в мире вырабатывается атомными электростанциями. В Соединенных Штатах более 100 реакторов, хотя большую часть электроэнергии они производят из ископаемого топлива и гидроэлектроэнергии. Такие страны, как Литва, Франция и Словакия, производят почти всю свою электроэнергию на атомных электростанциях.

Ядерная пища: Уран

Уран является топливом, наиболее широко используемым для производства ядерной энергии. Это потому, что атомы урана относительно легко распадаются.Уран также является очень распространенным элементом, который встречается в горных породах по всему миру. Однако особый тип урана, используемый для производства ядерной энергии, называемый U-235, встречается редко. U-235 составляет менее одного процента урана в мире.

Хотя часть урана, используемого Соединенными Штатами, добывается в этой стране, большая часть импортируется. США получают уран из Австралии, Канады, Казахстана, России и Узбекистана. После добычи урана его необходимо извлечь из других полезных ископаемых. Он также должен быть обработан, прежде чем его можно будет использовать.

Поскольку ядерное топливо может использоваться для создания ядерного оружия, а также ядерных реакторов, только страны, которые являются частью Договора о нераспространении ядерного оружия (ДНЯО), могут импортировать уран или плутоний, другое ядерное топливо. Договор способствует мирному использованию ядерного топлива, а также ограничению распространения ядерного оружия.

В типичном ядерном реакторе ежегодно используется около 200 тонн урана. Сложные процессы позволяют повторно обогащать или перерабатывать некоторое количество урана и плутония.Это уменьшает объем добычи, извлечения и обработки, которые необходимо выполнить.

Атомная энергия и люди

Атомная энергия производит электричество, которое можно использовать для питания домов, школ, предприятий и больниц. Первый ядерный реактор для производства электроэнергии был расположен недалеко от Арко, штат Айдахо. Экспериментальный реактор-размножитель начал работать в 1951 году. Первая атомная электростанция, предназначенная для обеспечения энергией населения, была построена в Обнинске, Россия, в 1954 году.

Строительство ядерных реакторов требует высокого уровня технологий, и только страны, подписавшие Договор о нераспространении ядерного оружия, могут получить необходимый уран или плутоний. По этим причинам большинство атомных электростанций расположены в развитых странах мира.

Атомные электростанции производят возобновляемую, чистую энергию. Они не загрязняют воздух и не выделяют парниковых газов. Они могут быть построены в городской или сельской местности и не меняют радикально окружающую среду вокруг себя.

Пар, приводящий в действие турбины и генераторы, в конечном итоге перерабатывается. Он охлаждается в отдельной конструкции, называемой градирней. Пар снова превращается в воду и может снова использоваться для производства электроэнергии. Избыточный пар просто перерабатывается в атмосферу, где он мало вредит, как чистый водяной пар.

Однако побочным продуктом ядерной энергетики является радиоактивный материал. Радиоактивный материал представляет собой набор нестабильных атомных ядер. Эти ядра теряют свою энергию и могут воздействовать на многие материалы вокруг них, включая организмы и окружающую среду.Радиоактивный материал может быть чрезвычайно токсичным, вызывая ожоги и повышая риск развития рака, заболеваний крови и разрушения костей.

Радиоактивные отходы – это то, что осталось от работы ядерного реактора. Радиоактивные отходы — это в основном защитная одежда, которую носят рабочие, инструменты и любые другие материалы, которые контактировали с радиоактивной пылью. Радиоактивные отходы долговечны. Такие материалы, как одежда и инструменты, могут оставаться радиоактивными в течение тысяч лет. Правительство регулирует, как эти материалы утилизируются, чтобы они не загрязняли что-либо еще.

Использованное топливо и стержни ядерного яда чрезвычайно радиоактивны. Использованные урановые таблетки должны храниться в специальных контейнерах, напоминающих большие плавательные бассейны. Вода охлаждает топливо и изолирует внешнюю часть от контакта с радиоактивностью. Некоторые атомные электростанции хранят отработавшее топливо в сухих резервуарах над землей.

Места хранения радиоактивных отходов вызвали большие споры в Соединенных Штатах. Например, в течение многих лет правительство планировало построить огромное хранилище ядерных отходов недалеко от Юкка-Маунтин, штат Невада. Экологические группы и местные жители протестовали против этого плана. Они были обеспокоены утечкой радиоактивных отходов в систему водоснабжения и окружающую среду горы Юкка, примерно в 130 километрах (80 миль) от большого городского района Лас-Вегаса, штат Невада. Хотя правительство начало исследовать это место в 1978 году, в 2009 году оно прекратило планирование хранилища ядерных отходов в Юкка-Маунтин. .Затем радиоактивный материал может загрязнить почву и грунтовые воды вблизи объекта. Это может привести к серьезным проблемам со здоровьем людей и организмов в этом районе. Все населенные пункты должны быть эвакуированы.

Вот что произошло в Чернобыле, Украина, в 1986 году. Паровой взрыв на одной из электростанций четырех ядерных реакторов вызвал пожар, называемый шлейфом. Этот шлейф был очень радиоактивным, создавая облако радиоактивных частиц, которые падали на землю, называемые радиоактивными осадками. Осадки распространились на Чернобыльскую АЭС, а также на прилегающую территорию. Осадки переносились ветром, и частицы попали в круговорот воды в виде дождя. Радиоактивность, связанная с Чернобылем, выпала в виде дождя над Шотландией и Ирландией. Большая часть радиоактивных осадков выпала на Беларусь.

Последствия чернобыльской катастрофы для окружающей среды были незамедлительными. На километры вокруг объекта сосновый лес высох и погиб. Красный цвет мертвых сосен принес этой местности прозвище Рыжий лес. Рыба из близлежащей реки Припять была настолько радиоактивна, что люди больше не могли ее есть.Крупный рогатый скот и лошади в этом районе погибли.

Более 100 000 человек были переселены после катастрофы, но количество человеческих жертв Чернобыля определить сложно. Последствия радиационного отравления проявляются только через много лет. Рак и другие заболевания бывает очень трудно проследить до единственного источника.

Будущее ядерной энергетики

Ядерные реакторы используют деление или расщепление атомов для производства энергии. Ядерная энергия также может быть получена путем синтеза или соединения (слияния) атомов вместе.Солнце, например, постоянно подвергается ядерному синтезу, когда атомы водорода сливаются, образуя гелий. Поскольку вся жизнь на нашей планете зависит от солнца, можно сказать, что ядерный синтез делает возможной жизнь на Земле.

Атомные электростанции не могут безопасно и надежно производить энергию путем ядерного синтеза. Неясно, будет ли этот процесс когда-либо использоваться для производства электроэнергии. Однако инженеры-ядерщики исследуют ядерный синтез, потому что этот процесс, вероятно, будет безопасным и рентабельным.

Интернет-лаборатория реакторов – программа ядерных реакторов

Лаборатория Интернет-реактора

Internet Reactor Laboratories доступны для внешних академических учреждений, которые хотят использовать PULSTAR для демонстрации работы и кинетики ядерных реакторов для своих студентов. Эта возможность обогащает академические программы в университетах, не имеющих собственных исследовательских реакторов, и может быть использована для расширения образовательных возможностей для студентов-ядерщиков в Соединенных Штатах и ​​за рубежом. Модернизированная инфраструктура Интернет-реакторной лаборатории (IRL) была установлена ​​и в настоящее время доступна для использования на реакторе PULSTAR в рамках Программы ядерных реакторов (NRP) в Университете штата Северная Каролина (NCSU).

В 2016 году Соединенные Штаты и Республика Вьетнам заключили административную договоренность в соответствии со статьей 123 Закона об атомной энергии с целью улучшения подготовки и обучения вьетнамских студентов-инженеров в области ядерной энергетики. Министерство энергетики выделило средства на модернизацию инфраструктуры PULSTAR IRL до современных возможностей удаленного сбора данных и видеоконференций «второго поколения», поддерживающих совместное использование контента на нескольких удаленных пользовательских платформах.Цель состояла в том, чтобы предоставить удаленным студентам реалистичный лабораторный опыт, позволяя им взаимодействовать с операторами реактора PULSTAR, а также просматривать, записывать и обрабатывать данные реактора в режиме реального времени. При разработке модернизированных систем были поставлены следующие функциональные задачи: 1) обеспечить надежные, простые в использовании графические пользовательские интерфейсы, позволяющие учащимся осуществлять потоковую передачу, наблюдение и запись выходных данных канала реактора в режиме реального времени; 2) предоставить настраиваемые графические интерфейсы для каждого лабораторного модуля с упором на соответствующие каналы и ссылки на вспомогательную документацию и схемы; и 3) предоставлять возможности видеотелеконференций, поддерживающие совместное использование контента на нескольких удаленных пользовательских платформах, включая планшеты и смартфоны.Установка модернизированных программно-аппаратных платформ ИРЛ завершена и введена в эксплуатацию в 2018 году.

Удаленный вид с камеры в диспетчерской PULSTAR

Текущая система IRL состоит из модуля видеоконференцсвязи Cisco Telepresence и системы сбора данных реактора на базе LabView. Система LabView позволяет до 100 удаленным студенческим клиентам безопасно подключаться к локальному серверу сбора данных и предоставляет 130 каналов выходной телеметрии реактора в режиме реального времени, отображаемых в графических интерфейсах, настроенных для каждого лабораторного занятия. Функции управления Reactor не подключены к системе, а зашифрованные одноразовые учетные данные для входа выдаются для каждого сеанса лаборатории, что обеспечивает надежную защиту от киберугроз. Во время сеансов IRL удаленные студенты могут взаимодействовать с персоналом диспетчерской через систему дистанционного присутствия, используя свое мобильное устройство или ПК, и просматривать телеметрию реактора в реальном времени через удаленное клиентское приложение LabView, записывая данные для последующего просмотра и анализа.

Оборудование системы IRL

Система телеприсутствия Cisco может подключаться к удаленным узлам с использованием нескольких платформ.Эта функционально разнообразная платформа полезна тем, что предоставляет множество вариантов подключения к удаленным сайтам, которые могут иметь ограниченную инфраструктуру телеконференций. Две камеры высокого разрешения с поворотно-наклонным зумом (PTZ), установленные в диспетчерской, вместе со звуковым оборудованием обеспечивают живое взаимодействие между удаленной площадкой и персоналом реактора PULSTAR. Камеры, локальные 65-дюймовые и 75-дюймовые дисплеи с сенсорным экраном и графический ПК подключены к сенсорному планшету, который позволяет докладчику управлять и отображать видео и графический контент лаборатории локально и удаленно.

Аппаратные интерфейсы системы сбора данных

National Instruments (NI) с программным обеспечением LabView обеспечивают цифровой пользовательский интерфейс. Модули сбора данных NI принимают оптически изолированные цифровые, аналоговые и термопарные входы от систем управления реактором, мониторинга и экспериментальных систем. 78 цифровых входов контролируют дискретные состояния ВКЛ/ВЫКЛ контрольно-измерительных приборов реактора, таких как насосы охлаждающей жидкости, концевые выключатели управляющих стержней, канальные сигнализаторы и аварийные сигналы, а также сигналы SCRAM. 42 аналоговых входа контролируют непрерывные выходные сигналы каналов, таких как уровень мощности реактора, высота регулирующего стержня, расход теплоносителя, температура системы теплоносителя и выход миниатюрной камеры деления в активной зоне. Десять входов термопар подключены к датчикам температуры типа К, которые могут быть вставлены в каналы охлаждающей жидкости для измерения распределенных профилей температуры в активной зоне.

Системное программное обеспечение IRL – графический интерфейс пользователя

Основная консоль PULSTAR Графический интерфейс LabView, отображающий телеметрию реактора в режиме реального времени, включая уровни мощности, положения управляющих стержней, температуру и расход теплоносителя, а также индикацию состояния оборудования.

Платы ввода аппаратного интерфейса NI, описанные выше, подключены к пользовательской системе сбора данных LabView, работающей на локальном сервере на базе ПК с ОС Windows.Удаленный учащийся загружает исполняемый файл сбора данных LabView из облачного хранилища и устанавливает его на свой компьютер. Для каждого сеанса IRL удаленным учащимся предоставляются уникальные учетные данные, обеспечивающие безопасное зашифрованное соединение с сервером. После входа в систему приложение учащегося подключается к локальному серверу сбора данных и передает данные телеметрии реактора в режиме реального времени на рабочий стол. Графический интерфейс приложения LabView был разработан для отображения телеметрии реактора в режиме реального времени, представленной реалистичными изображениями приборов, установленных в консоли реактора (см. рисунок выше).Студенты могут просматривать, записывать и обрабатывать данные в режиме реального времени на своем удаленном компьютере, как если бы они участвовали в лабораторных занятиях на месте.

Дополнительные графические интерфейсы пользователя были настроены с помощью графики для поддержки определенных лабораторных занятий, а также интегрирован вспомогательный контент, такой как схемы и рисунки, которые иллюстрируют соответствующие технические детали и концепции. Примеры интегрированного вспомогательного контента включают трехмерную модель установки, схему тепловыделяющих сборок (см. рисунок ниже), схему регулирующих стержней, схему системы охлаждения с телеметрией температуры в реальном времени и вид сбоку реакторной установки. После завершения каждого сеанса IRL удаленный студент имеет возможность обрабатывать и анализировать записанные им данные телеметрии реактора.

Занятия в лаборатории Internet Reactor

Предлагается набор из девяти различных лабораторных занятий по дистанционному интернет-реактору, идентичных по своему характеру тем, которые проводятся для студентов-ядерщиков в Университете штата Северная Каролина. Предлагаемые сеансы IRL включают:

1. Введение в системы реакторов : С помощью графического интерфейса основной консоли и вспомогательного контента учащиеся знакомятся с системами реакторной установки.Обсуждаются компоненты и конфигурация активной зоны реактора, каналы безопасности реактора с консольной аппаратурой, логика SCRAM и предохранительные блокировки, системы теплоносителя реактора, системы радиологической безопасности и экспериментальные системы. Презентации системных схем помогает персонал реактора, прогуливающийся по системам реакторной установки, одновременно транслируя потоковое видео и аудио с портативного устройства в систему телеприсутствия.

Рисунок 5: Схема топливной сборки PULSTAR

2. 1/M Подход к критичности:   С помощью графического интерфейса пользователя с подробным описанием положений приборов и регулирующих стержней пускового диапазона учащиеся переводят реактор от останова до критичности, используя консервативную методологию пуска 1/M.Используя скорость счета от Source Range Monitor, учащиеся делают консервативные прогнозы высоты критического управляющего стержня, повторяя до тех пор, пока не будет достигнута критичность.
3. Нормальный запуск реактора и операции в диапазоне мощности:   Начиная с реактора в остановленном состоянии, учащиеся вычисляют предполагаемое критическое положение стержня, выполняя баланс реактивности. Затем реактор доводится до критичности на малой мощности посредством выполнения операционных процедур и наблюдения за характеристиками подкритического умножения на каналах контроля мощности, представленных в графическом интерфейсе главной консоли. Затем реактор поднимают до более высоких уровней мощности, а студенты наблюдают за реакцией приборов и характеристиками обратной связи по температуре.
4. Калибровка стержня управления:   Стержень управления реактором калибруется с использованием метода постоянного периода. Реактор доводят до критического состояния на малой мощности с вставленным калибруемым стержнем. Затем стержень извлекается поэтапно, и учащиеся измеряют время удвоения мощности, наблюдая за реакцией канала линейной мощности с помощью индивидуального лабораторного графического интерфейса.Затем учащиеся рассчитывают период реактора для каждого шага и строят дифференциальную и интегральную кривые ценности стержня в зависимости от высоты регулирующего стержня.
5. Измерение осевого потока:   Миниатюрный внутриреакторный (MIC) детектор нейтронов в камере деления вставлен в сухой отсек, расположенный внутри канала охлаждающей жидкости топливной сборки PULSTAR. Реактор работает на малой мощности, в то время как детектор медленно выдвигается вдоль оси охлаждающего канала, измеряя профиль потока нейтронов в зависимости от высоты активной зоны (см. кривую на рис. 6 справа).Это измерение повторяется для пяти тепловыделяющих сборок подряд по всей активной зоне, чтобы позволить учащимся рассчитать радиальное и осевое распределение нейтронного потока в активной зоне.

Графический интерфейс лаборатории измерения осевого потока; обратите внимание на положение сухого колодца, выделенного зеленым цветом в тепловыделяющей сборке D4, и кривую тока детектора справа.

6. Измерение коэффициента мощности:  Коэффициент мощности реактора измеряется динамически путем введения известного количества положительной реактивности в реактор из критичности при малой мощности.Результирующий переходный процесс мощности наблюдается и записывается с использованием графического интерфейса основной консоли. Зависящие от времени данные о мощности и температуре замедлителя затем могут быть использованы учащимися для расчета коэффициента реактивности мощности.
7. Измерение коэффициента пустотности:  Реактор приводится в критическое состояние при малой мощности, и пустой сухой колодец известного объема помещается в канал теплоносителя ТВС PULSTAR для вытеснения замедлителя. Результирующее изменение реактивности измеряется путем наблюдения за высотой стержня управления реактором на графическом интерфейсе главной консоли и регулировки стержней управления для поддержания критичности.Это измерение повторяется для пяти тепловыделяющих сборок подряд по всей активной зоне, чтобы позволить учащимся определить пространственную зависимость.
8. Тепловой баланс Калибровка мощности: Тепловой баланс выполняется путем приведения реактора в критическое состояние на нескольких уровнях мощности в диапазоне от 10% до 100% полной мощности. Учащиеся наблюдают за температурой теплоносителя первого контура и данными телеметрии канала потока, представленными в графическом интерфейсе главной консоли (см. рис. 5, регистратор температуры справа). Изменения температуры в активной зоне и первичном теплообменнике измеряются на каждом уровне мощности и используются для расчета теплового баланса.
9. Естественная циркуляция/реверсирование потока:   Сухие камеры, содержащие по две термопары в каждой (расположенные сверху и снизу топлива), вставляются в пять каналов охлаждающей жидкости ТВС, расположенных по углам и в центре активной зоны PULSTAR. Реактор работает на малой мощности в условиях принудительного нисходящего охлаждения первичного потока и позволяет прийти к тепловому равновесию. Затем отключается насос теплоносителя первого контура, и поток охлаждения активной зоны останавливается по инерции, а затем реверсируется по мере установления потока естественной конвекции.С помощью графического пользовательского интерфейса лаборатории естественной циркуляции (см. рис. 7) студенты наблюдают и измеряют температуру канала теплоносителя в установившемся режиме и в переходном режиме реверсирования потока.

Графический интерфейс лаборатории естественной циркуляции; обратите внимание на положение термопары в активной зоне с показаниями мгновенной температуры, кривыми уровня мощности в центре слева и кривыми переходной температуры в канале охлаждающей жидкости справа.

История IRL в штате Северная Каролина

С момента своего первоначального запуска в 1972 году реактор PULSTAR использовался для обучения инженеров-ядерщиков и операторов реакторов из научных кругов и промышленности. Студенты бакалавриата кафедры ядерной инженерии используют объект для академических лабораторий кинетики реакторов и теплогидравлики, а также часто в качестве центра для старших проектных проектов. Учебный курс NE235 по эксплуатации ядерных реакторов предоставляет студентам, заинтересованным в том, чтобы стать операторами реакторов, практический опыт эксплуатации, при этом несколько студентов ежегодно получают лицензии операторов реакторов NRC. Операторы станций из местных атомных электростанций использовали объект до конца 1990-х годов для проведения необходимой эволюции обучения эксплуатации в поддержку своих программ переквалификации, утвержденных NRC.

В рамках программы Министерства энергетики США по инновациям в ядерной инфраструктуре и образовании (INIE) в 2002 г. Университет штата Северная Каролина получил награду за проект по установке средств дистанционного обучения на реакторе PULSTAR с целью обогатить образовательный опыт студентов-ядерщиков в академических учреждениях без проведения исследований. собственный реактор. Идея заключалась в том, чтобы позволить удаленным студентам испытать и принять участие в лабораторных занятиях реактора, как если бы они находились в диспетчерской, наблюдая и получая данные из первых рук.Система сбора данных RTP Micro 2000 использовалась для удаленного распределения 110 каналов активной телеметрии реактора. Удаленные пользователи устанавливали на свои ПК исполняемый файл, который устанавливал сетевое соединение в режиме реального времени с сервером RTP и обеспечивал отображение телеметрии реального реактора через графический интерфейс консоли. В диспетчерской PULSTAR был установлен блок телеконференций Polycom с PTZ-камерой и комнатным микрофоном. Эта система позволяла удаленным пользователям взаимодействовать через прямую трансляцию с обслуживающим персоналом объекта и удаленно направлять камеру для просмотра приборов консоли и другого интересующего контента.

Исходный графический интерфейс консоли NetSuite PULSTAR первого поколения

Начиная с 2004 года система использовалась для предоставления IRL для программ ядерной инженерии в Университете Теннесси в Ноксвилле, Технологическом институте Джорджии, Иорданском университете науки и технологии, а также на семинарах, проводимых коммунальными предприятиями, государственными учреждениями и международными организациями. организации. В период с 2004 по 2013 год для сотен студентов-ядерщиков в этих университетах было проведено 45 отдельных сессий IRL.

Лабораторное занятие по удаленному реактору на территории кампуса Иорданского университета науки и технологий.

Ядерная энергетика в системе чистой энергии – Анализ

Сегодня атомная энергетика вносит значительный вклад в производство электроэнергии, обеспечивая 10 % мирового электроснабжения в 2018 году.  В странах с развитой экономикой1 на ядерную энергетику приходится 18 % выработки электроэнергии, и она является крупнейшим низкоуглеродным источником электроэнергии. Однако в последние годы его доля в мировом поставках электроэнергии снижается.Этому способствовали страны с развитой экономикой, в которых атомные парки стареют, количество новых мощностей сократилось до минимума, а некоторые электростанции, построенные в 1970-х и 1980-х годах, были выведены из эксплуатации. Это замедлило переход к чистой системе электроснабжения. Несмотря на впечатляющий рост солнечной и ветровой энергетики, общая доля экологически чистых источников энергии в общем объеме электроснабжения в 2018 году, составляющая 36%, осталась такой же, как и 20 лет назад из-за спада атомной энергетики. Остановить этот спад будет жизненно важно для ускорения темпов декарбонизации электроснабжения.

Ряд технологий, включая ядерную энергетику, потребуется для перехода к экологически чистой энергии во всем мире.  Глобальная энергетика все больше основывается на электричестве. Это означает, что ключом к обеспечению чистоты энергетических систем является превращение электроэнергетического сектора из крупнейшего производителя выбросов CO ₂ в низкоуглеродный источник, сокращающий выбросы ископаемого топлива в таких областях, как транспорт, отопление и промышленность. Хотя ожидается, что возобновляемые источники энергии будут по-прежнему лидировать, ядерная энергетика может также играть важную роль наряду с ископаемым топливом, используя улавливание, утилизацию и хранение углерода. Страны, рассматривающие будущую роль атомной энергетики, отвечают за основную часть мирового спроса на энергию и выбросы CO ₂ . Но для достижения траектории, соответствующей целям устойчивого развития, в том числе международным целям в области климата, распространение чистой электроэнергии должно происходить в три раза быстрее, чем в настоящее время. К 2040 году 85% мировой электроэнергии будет производиться из чистых источников, по сравнению с 36% сегодня. Наряду с масштабными инвестициями в эффективность и возобновляемые источники энергии, для реализации этой траектории потребуется к 2040 году увеличить мировое производство ядерной энергии на 80%.

Атомные электростанции вносят свой вклад в обеспечение безопасности электроэнергии несколькими способами.  Атомные электростанции помогают поддерживать стабильность энергосистем. В определенной степени они могут корректировать свою деятельность, чтобы следовать изменениям спроса и предложения. По мере роста доли переменных возобновляемых источников энергии, таких как ветровая и солнечная фотоэлектрическая энергия (PV), потребность в таких услугах будет расти.