Ядерные реакторы и материалы: Специальность Ядерные реакторы и материалы — Учёба.ру

Содержание

Специальность Ядерные реакторы и материалы — Учёба.ру

специалитет, код 141401

На специальности предусмотрен увеличенный срок обучения — 5,5 лет на дневном отделении. Студенты изучают математику, гидродинамику и теплообмен, инженерную и машинную графику. Проходят техническую термодинамику и сопротивление материалов. Штудируют электротехнику и электронику. Практикуются в инженерных расчетах и проектировании. Среди специальных дисциплин — ядерная физика, ядерные технологии, материаловедение (материалы ядерных установок).

Споры вокруг атома не утихают уже не одно десятилетие. В мире регулярно проходят акции и митинги, призывающие отказаться от использования ядерной энергии. Тем не менее сопоставимых по всем параметрам аналогов пока нет. Цель физика-ядерщика — продумать максимально безопасное производство ядерной энергии и обеспечить ее максимально эффективное использование. В рамках этой задачи разрабатываются новые способы переработки энергии, конструируются ядерные реакторы, проходят замеры уровня радиации и т. д.

Профили обучения: ядерные материалы: учет, контроль и безопасное обращение, ядерные реакторы

Формы обучения: очная, очно-заочная, заочная

Вузов

По этой специальности

В среднем по другим

Проходной балл

На эту специальность

В среднем на другие

Бюджетных мест

На эту специальность

В среднем на другие

С какими ЕГЭ можно поступить

иностранный языкПоказать все варианты ЕГЭ

Вузы по специальности

24

бюджетных мест

от 90

проходной балл

от 322000 р.

за год

«Мекка» физиков-ядерщиков, готовит специалистов для атомной сферы и других высокотехнологичных секторов экономики России. Также МИФИ занимает лидирующие позиции по подготовке программистов и специалистов по информационной безопасности. Университет располагает рядом высокотехничных установок, в том числе, исследовательским ядерным реактором. Многие старшекурсники проходят обучение и стажировку в лучших ядерных центрах Германии, США.

Вуз в рейтингах

5 в России

5 в России

9 в России

3 в России

50

бюджетных мест

от 79

проходной балл

от 350300 р.

за год

Университет Баумана готовит инженеров для самых передовых и высокотехнологичных отраслей науки и техники России, всего здесь открыто более 100 программ. Вуз занимает лидирующее место в Ассоциации технических университетов России. Студенты привлекаются к реальной исследовательской работе, многие из них выбирают научно-исследовательское будущее и продолжают обучение в аспирантуре. Бауманский университет — учредитель фонда «Сколково».

Вуз в рейтингах

6 в России

5 в России

5 в России

27

бюджетных мест

от 71

проходной балл

от 187950 р.

за год

НГТУ готовит специалистов для промышленности России и Нижегородского региона по направлениям и специальностям, имеющим приоритетное значение для укрепления национальной безопасности и обороноспособности страны. В университете проводятся фундаментальные и прикладные научные инновационные исследования, направленные на создание наукоемких разработок в области техники и технологий.

20

бюджетных мест

от 68

проходной балл

от 194100 р.

за год

Университет создан в 2009 путем объединения Уральского государственного технического университета — УПИ и Уральского государственного университета. Сегодня УрФУ соединяет весь спектр технического, естественнонаучного и гуманитарного образования, является центром научной  образовательной жизни Екатеринбурга и всего региона.

Вуз в рейтингах

5 в России

12 в России

9 в России

11 в России

15

бюджетных мест

от 58

проходной балл

от 127100 р.

за год

Обнинский институт атомной энергетики — филиал федерального государственного автономного образовательного учреждения высшего образования «Национальный исследовательский ядерный университет «МИФИ».

Показать все вузы

Поступление по олимпиаде

01 января – 01 января

отборочный очный этап

«Всеросс»

уровень

20 января – 21 февраля

отборочный онлайн этап

14 марта – 14 марта

заключительный очный этап

Профессии

Физик – это ученый, работающий над решением задач теоретической или прикладной физики. Есть разные направления, такие как биофизика, геофизика, астрофизика, радиофизика и др., каждое из которых требует особой подготовки и знаний.

В обязанности такого специалиста входит составление проектной и эксплуатационной документации на электрические сети, контроль за пуско-наладочными мероприятиями, приемка в эксплуатацию инженерных систем и оборудования. Он же договаривается с электроснабжающими сетевыми компаниями, составляет сметы, заказывает материалы, координирует подрядчиков и монтеров, готовит отчетную документацию. Работа ответственная, требующая дисциплинированности и хороших менеджерских качеств.

Похожие специальности

80-93

проходной балл

69

бюджетных мест

Бакалавры в области плазменной техники и технологии занимаются обслуживанием различных энергетических установок: ядерных и термоядерных реакторов, источников энергии на борту летательных аппаратов, преобразователей солнечной энергии в электрическую и т.д.

Экзамены в 2 вузах:

49-91

проходной балл

386

бюджетных мест

Выпускники специальности занимаются проектированием, созданием и эксплуатацией атомных станций и других ядерных установок.

Экзамены в 13 вузах:

 Все варианты

44-90

проходной балл

336

бюджетных мест

На программе готовят физиков-ядерщиков, которые занимаются исследованиями, разработкам и создают системы в области физики ядра, частиц, плазмы, конденсированного состояния вещества. Они могут работать в сферах радиационного материаловедении, радиационной медицинской физики, радиационной безопасности.

Экзамены в 10 вузах:

 Все варианты

Показать все специальности

Кафедра «Ядерные реакторы и энергетические установки» (ЯРиЭУ)

Основной профилирующей кафедрой физико-технического факультета была кафедра «Ядерные энергетические установки». Первое ее название «кафедра №3». Возглавлял ее один из основателей факультета, герой Социалистического Труда, лауреат Ленинской и Государственной премии д.т.н., профессор И.И. Африкантов – главный конструктор судовых ЯЭУ.

Второй профилирующей кафедрой была кафедра «Физика реакторов» (первое название «Кафедра №2»). Заведующим этой кафедры был кандидат наук Ф.М. Митенков, впоследствии академик АН СССР (РАН), доктор наук, профессор, директор ОКБМ, генеральный конструктор.

Интенсивная организационная работа при поддержке директивных органов, тесных контактов с разработчиками ядерной техники и привлечением опыта МИФИ позволило в сжатые сроки разработать учебные планы и программы, создать необходимую материальную базу и наладить полноценную производственную практику. На кафедрах уже в 1969 году была вторая по счету в городе ЭВЦМ, учебные стенды и наглядные пособия были смонтированы на базе образцов новой техники. По заказам промышленности были развернуты научно-исследовательские работы.

В 1980 году в целях улучшения учебного процесса кафедры №2 и №3 были объединены в одну кафедру, которая получила название «Ядерные реакторы и энергетические установки» (ЯР и ЭУ). Заведующим кафедрой был избран д.т.н., профессор Г.Б. Усынин, который руководил кафедрой до 2008 года.

Преподавательский коллектив кафедры №2 и №3 был сформирован на базе одной из старейших кафедр ГПИ «Судовые силовые установки» (Л.

Д.Полканов, М.П.Тузов, А.С.Хряпченков и др.) с привлечением специалистов конструкторских бюро города (В.Я. Дунцев, В.П. Кузнецов, А.И. Макаров, Ф.М. Митенков, О.Б. Самойлов, М.В. Смирнов, Н.М. Царев, Е.Н. Черномордик). Доцент кафедры №3 к.т.н. А.Д. Полканов стал первым деканом ФТФ. Ни одна из кафедр института не имела в своем составе такого количества Героев Социалистического Труда (3 человека), орденоносцев и лауреатов Государственных премий.

Коллектив кафедры насчитывает свыше 20 человек. На кафедре работают 8 кандидатов технических наук, 8 доцентов, 3 профессора, доктора технических наук и два совместителя с ведущих предприятий отрасли.

14.05.01 Ядерные реакторы и материалы в Москве (список вузов)

Государственный

Московский государственный технический университет имени Н. Э. Баумана

Ядерные реакторы и материалы

14.05.01 | Специалитет

Форма обучения Бюджетные места

2021/2022

Платное обучение

2021/2022

Очная Да Да

Э7 — Ядерные реакторы и установки


В 2021 году кафедра Э7 проводит набор
по специальности  14. 05.01  «Ядерные реакторы и материалы»


Кафедра Э7 «Ядерные реакторы и установки» основана в 1961 году на основании Совместного Постановления Государственного Комитета по использованию атомной энергии СССР и Министерства высшего и среднего специального образования РСФСР.

Основатель кафедры – дважды Герой Социалистического труда, лауреат Ленинской и пяти Государственных премий, Генеральный конструктор первой в мире атомной электростанции, первой отечественной судовой ядерной энергоустановки и многих других уникальных объектов, академик Николай Антонович Доллежаль (1899- 2001).

C 1986 года по 2011 год кафедрой заведовал доктор технических наук, профессор, Заслуженный деятель науки РФ Солонин Владимир Иванович. Под руководством Солонина В.И. на кафедре выполняется ряд важных научно-исследовательских и опытно-конструкторских разработок в области высоконапряженных перспективных реакторных установок. За последние годы им много сделано для совершенствования учебного процесса.

Кафедра готовит специалистов (инженеров- физиков) для совершенствования конструкций современных и создания новых ядерных реакторов, разработки технологий эффективного использования ядерного топлива. Глубокая специализация выпускников кафедры обеспечивает их успешную работу в области специальных судовых, космических, энергетических, исследовательских ядерных реакторов, технологий ядерного топливного цикла.

В 1964г. была образована отраслевая лаборатория атомных реакторов (ОЛАР), а в 1977г. – Проблемная научно-исследовательская лаборатория (ПНИЛ). «Так было заложено начало и поныне существующей тесной связи кафедры с атомной промышленностью».

На базе научных исследований, экспериментальных стендов ОЛАР и ПНИЛ создаются лабораторные практикумы, проводятся самостоятельные научные исследования студентов, аспирантов, подготовлены десятки кандидатских и две докторские диссертации штатными преподавателями. Первый аспирант Н.А.Доллежаля на кафедре Э7 – Б.И.Каторгин ныне академик РАН.

На базе традиционно высокой для МГТУ фундаментальной физико-математической и общеинженерной подготовки, студенты кафедры углубленно изучают нейтронную физику, реакторную теплофизику, теорию прочности реакторов, свойства реакторных материалов, вопросы радиационной безопасности, теорию автоматического регулирования и управления реакторными установками, современные технологии физико-математического моделирования и автоматизированного проектирования в ядерной технике, специальные вопросы экологии и экономики.

Студенты кафедры закрепляют полученные теоретические знания во время прохождения практики на передовых предприятиях атомной отрасли: ОАО «Машиностроительный завод» (г.Электросталь, Московской обл.), Смоленская атомная станция (г. Десногорск, Смоленской обл.) Студенты старших курсов, начиная с 5 курса, начинают работать на предприятиях отрасли, где, как правило, выполняют дипломный проект. Состав научно-исследовательского и учебного лабораторного оборудования кафедры Э7 включает:

  • Подкритическая сборка;
  • Источники радиоактивных излучений;
  • Стенд гидродинамических испытаний:
    макетов ТВС;
    пучков труб парогенераторов;
    процессов смешения потоков теплоносителя в корпусных водоохлаждаемых реакторах;
  • Макеты ТВС энергетических и исследовательских реакторов, стенд газодинамических испытаний:
    элементов ТВС;
    пучков труб парогенераторов;
  • Макеты приводов СУЗ с моделями систем управления и защиты информационно- измерительная и управляющая система обеспечения теплофизических экспериментов;
  • Оборудование и системы, обеспечивающие удаленный доступ к информационно- измерительной системе.

На этом оборудовании выполняется лабораторный практикум студентов, а также проводятся экспериментальные научно-исследовательские работы студентов.

Основные научные результаты, полученные кафедрой за последние 10 лет:

  • Выполнена «Разработка концептуального проекта необслуживаемого безопасного ядерного реактора для децентрализованного электро- и теплоснабжения» На основе разработки с использованием судовых реакторных технологий, развитых в НИКИЭТ, был сформирован и передан для участия в конкурсе на финансирование из средств госбюджета проект «Безопасная атомная станция малой мощности (АСММ) для атомного электро- и теплоснабжения населенных пунктов и промышленных предприятий».
  • Разработан программный комплекс «Радуга» для моделирования динамических процессов в реакторных установках типа ВВЭР с трехмерной двухгрупповой моделью активной зоны и одножидкостной поканальной моделью теплогидравлических процессов в первом, втором, третьем контурах, аттестованный ГАН РФ для анализа динамики и аварийных процессов с малыми течами в реакторах ВВЭР-1000, ВВЭР-440.
  • Разработан интерактивный программный комплекс «Моделирование в технических устройствах («МВТУ»), предназначенный для детального исследования нестационарных процессов в ядерных и тепловых энергоустановках, в следящих приводах и роботах, в системах автоматического управления и других технических системах, описание динамики которых может быть реализовано методами структурного моделирования. Программный комплекс «МВТУ» использован в отраслевых разработках.

Проводятся гидродинамические и вибрационные исследования вариантов конструкций тепловыделяющих сборок водо-водяных реакторов средней мощности (ВВЭР-440, ВВЭР-500) на стенде гидродинамических испытаний ТВС по программам, согласованным с ОАО «МСЗ», ОАО «ТВЭЛ».

Проведены экспериментальные исследования структуры течения, гидродинамических нагрузок и возбуждаемых нагрузками колебаний поперечно-обтекаемых коридорных пучков различной геометрии. Полученные данные переданы в ЕЭС (ANSALDO, Италия) и Японию (JAERI) для обоснования конструкции трубных пучков парогенераторов Европейского реактора ISIS и Японского реактора MRХ.

Создан лабораторный практикум «Экспериментальное определение гидродинамических и вибрационных характеристик ТВС водоохлаждаемых реакторов».

Выполнено обоснование концепции обеспечения безопасности и выбора конструктивного решения гидродинамических, теплофизических, ядерно-физических характеристик активной зоны газоохлаждаемого реактора космического назначения.

Совместно с родственными кафедрами МИФИ, МЭИ, МГСУ, ОИАТЭ проводится разработка реакторной установки большой мощности с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем БРЕСТ-2400 с паро- и газотурбинным контурами преобразования энергии. За разработку аналитического и расчетного обеспечения проектных решений АЭС с реактором БРЕСТ-2400 и газотурбинным циклом преобразования энергии коллектив исполнителей проекта награжден почетной грамотой Минобразования и Минатома.

Выполнено исследование гидродинамических нагрузок, действующих на трубы парогенератора реакторной установки БРЕСТ-300-ОД и их вибронапряженного состояния.


 

Томские ученые разработали материал для элементов ядерных реакторов нового поколения – Национальные проекты

ТОМСК, 11 июня. /ТАСС/. Ученые Томского государственного университета (ТГУ) разработали многослойный материал для тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Он сохраняет свои свойства при температуре до 700 градусов и дозах повреждения более 150 смещений на атом и при этом прост в изготовлении и последующей обработке, сообщили ТАСС в пресс-службе вуза.

“Ученые Института “Умные материалы и технологии” ТГУ в рамках федеральной целевой программы разработали новый многослойный материал, предназначенный для производства тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Главные конкурентные преимущества продукта, изготовленного на основе сплава ванадия, заключаются в высокой коррозионной и радиационной стойкости одновременно с простотой изготовления и последующей обработки. Основные потенциальные потребители разрабатываемых материалов и конечной продукции – предприятия государственной корпорации “Росатом”, – сказали в пресс-службе.

Композитный материал состоит из трех слоев, где между двумя слоями хромсодержащей стали находится сплав ванадия. Это позволяет обеспечить радиационную и коррозионную стойкость конструкций при сверхвысоких параметрах эксплуатации – температуре до 700 градусов и дозах повреждения более 150 смещений на атом (сна) в условиях замкнутого ядерного топливного цикла. Эти характеристики сравнимы с мировыми аналогами и в некоторых случаях даже могут их превзойти.

“Основная область применения, для которой разработан материал – это атомная энергетика. Более узко потребителей конечной продукции можно определить как машиностроительные предприятия атомной отрасли, выпускающие компоненты и комплектующие для атомной энергетики, а также предприятия топливного цикла, производящие и/или перерабатывающие ядерное топливо”, – цитирует пресс-служба слова директор института-разработчика Ирины Курзиной.

Реакторы на быстрых нейтронах эффективнее и безопаснее, чем реакторы на тепловых нейтронах. Вместе с тем радиационные нагрузки на конструкции в них значительно выше, что приводит к необходимости использовать специальные материалы для корпуса реактора и внутриреакторных систем.

В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах мощностью 600 МВт и 800 МВт работают на Белоярской АЭС в Свердловской области. Еще один подобный реактор строится в Северске Томской области в рамках проекта “Прорыв”.

О поддержке мировых исследований государством

Обеспечение уникальных исследований и публикаций в мировых научных журналах – одна из задач национального проекта “Наука”. Согласно задачам нацпроекта, разработанного в соответствии с майским указом президента РФ, к 2024 году Россия должна войти в пятерку ведущих научно-технических стран по приоритетным направлениям и подняться с одиннадцатого на пятое место по числу научных статей в международных изданиях и базах данных.

Кроме того, доля ученых до 39 лет среди российских исследователей должна достичь 50%. Должно быть создано не менее 15 научно-образовательных центров.

Новые материалы для предотвращения последствий катастроф при авариях на АЭС третьего поколения

Материаловеды НИТУ «МИСиС» по заказу компании ОАО «Атомэнергопроект» приступили к проведению аттестационных исследований существующего материала и подбору нового для изготовления «устройства локализации расплава» — капсулы, находящейся в гермообъёме ядерных реакторов — для крупнейших отечественных и зарубежных проектов корпорации «Росатом». Устройство локализации расплава является одной из систем пассивной защиты атомной безопасности и обеспечивает изоляцию фундамента и почвы от кориума — расплава корпуса реактора и его активной зоны — при техногенных авариях.

В настоящее время Россия строит атомные электростанции в Турции, Финляндии, Китае, Белоруссии, Индии, Бангладеше и др. Портфель зарубежных заказов корпорации Росатом включает в себя 36 энергоблоков. Для обеспечения повышенной безопасности реакторов поколения 3+ запланированы дополнительные системы пассивной защиты — так называемые «устройства локализации расплава».

Устройство локализации расплава («ловушка расплава») — это стальная капсула со специальным наполнителем, находящаяся в гермообъеме ядерных реакторов, предназначенная для локализации расплава корпуса атомного реактора, внутрикорпусных устройств и активной зоны ядерного реактора при тяжелых авариях, которая обеспечивает изоляцию почвы и фундамента, а также охлаждение расплава.

В случае тяжелой аварии с потерей теплоносителя — как в крупнейших инцидентах на АЭС Чернобыля и Фукусимы — корпус реактора может расплавиться. В таком случае остатки радиоактивных токсичных материалов активной зоны попадают в данную ловушку, где охлаждаются до температур, при которых будет возможна работа спасательных бригад.

Специалисты кафедры металловедения и физики прочности НИТУ «МИСиС» совместно с научно-исследовательской лабораторией «Гибридные наноструктурные материалы» ведут проект по подбору нового материала ловушки расплава, который гарантированно обеспечит требуемые показатели надежности работы реактора, включая экстремальные режимы.

«Для этого в лаборатории университета проводятся уникальные эксперименты по моделированию режимов работы корпуса «ловушки расплава» и экспериментальным исследованиям деградации механических свойств материалов в этих экстремальных условиях, с использованием вакуумных печей и современного испытательного оборудования — рассказал заведующий кафедрой металловедения и физики прочности, профессор Сергей Анатольевич Никулин. — «В настоящее время идут аттестационные исследования материала ловушки на соответствие необходимым параметрам прочности при высокотемпературном режиме работы реактора в штатном режиме и в условиях техногенной катастрофы».

В российских системах защиты реактора «ловушка расплава» сооружается непосредственно под ним (на дне шахты) и представляет собой конусообразную металлическую конструкцию общим весом около 750 тонн. Ловушка заполняется специальным, так называемым «жертвенным материалом» (наполнителем), состоящим в основном из оксидов железа и алюминия. Наполнитель растворяется в расплаве топлива для уменьшения его объёмного энерговыделения и увеличения поверхности теплообмена, а вода по специальным трубопроводам в корпусе ловушки заливает эту массу.

«Проведение такого уникального эксперимента является беспрецедентным для НИТУ „МИСиС“. Нам удалось в лаборатории смоделировать аварийный режим работы ядерного реактора и отследить поведение различных материалов предлагаемых для изготовления ловушки, — пояснил заведующий лабораторией „Гибридные наноструктурные материалы“ Александр Комиссаров. — Анализ поведения материалов позволит рассчитать минимальный уровень прочности корпуса ловушки, обеспечивающий гарантированное и безопасное устранение последствий расплавления активной зоны реактора. Ловушка способна предотвратить тяжелые последствия аварии на АЭС, но, уверен, что с развитием сегодняшних атомных технологий безопасности она никогда не будет в действии».

Исследование проведено в рамках договора с АО «Тяжмаш» на выполнение НИР «Экспериментальная оценка степени деградации механических свойств основного металла и сварных соединений материала корпуса УЛР и направляющей плиты после различных режимов термической обработки» (2019-2020 г. )

1 комментарий к публикации

Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина

Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» является монопольным поставщиком ядерного топлива на все российские АЭС, все судовые и исследовательские реакторы нашей страны. Кроме того, высокотехнологичная продукция компании поставляется на 78 атомных реакторов в 15 стран мира. В частности, АО «ТВЭЛ» является единственным поставщиком топлива для АЭС Болгарии, Венгрии и Словакии, а также экспортирует его во все страны Европы, где работают АЭС на реакторах российского дизайна. Таким образом, на ее топливе работает каждый шестой энергетический реактор в мире. Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» также поставляет топливо на исследовательские реакторы зарубежных стран. Осуществляются поставки для исследовательских реакторов в России, Польше, Чехии, Узбекистане, Венгрии, Казахстане, Украине, Болгарии, Вьетнаме. Ежегодный объем экспорта компании превышает $1 млрд.  

Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» включает в себя предприятия разделительно-сублиматного, газоцентрифужного, фабрикационного и научно-исследовательского блоков.

В газоцентрифужный комплекс входят ПАО «Ковровский механический завод» (г. Ковров, Владимирская область) и ООО «Уральский завод газовых центрифуг» (г. Новоуральск, Свердловская область). Эти предприятия заняты производством газовых центрифуг — уникального оборудования, предназначенного для получения обогащенного урана и вспомогательного оборудования для оснащения предприятий разделительно-сублиматного комплекса. Поставки газовых центрифуг осуществляются на внутренний рынок для обновления парка оборудования обогатительных предприятий.

Фабрикация топлива – это процесс создания тепловыделяющих сборок (ТВС) для ядерных реакторов. В комплекс фабрикации ядерного топлива входят ПАО «Машиностроительный завод» (г. Электросталь, Московская область), ПАО «Новосибирский завод химконцентратов» (г. Новосибирск), АО «Чепецкий механический завод» (г. Глазов, Республика Удмуртия), АО «Московский завод полиметаллов» (г. Москва). Для реакторов ВВЭР-440 тепловыделяющие сборки изготавливаются с 1963 года, для реакторов ВВЭР-1000 – с 1978 года. С целью поддержания высокой конкурентоспособности проектов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 проводятся постоянные работы по усовершенствованию топлива с целью обеспечения современных требований ядерной безопасности и экономичности топливных циклов.

Тепловыделяющие сборки для реакторов типа РБМК-1000 изготавливаются серийно с 1973 года, а для РБМК-1500 – с 1982 года. Конструкция ТВС РБМК-1000 и РБМК-1500 с выгорающим поглотителем выполняется из циркониевых сплавов в топливной части. Она обеспечивает ядерную безопасность и имеет хорошие экономические показатели (в частности, 8-летний эксплуатационный ресурс). В ТВС РБМК-1000 широко используется регенерированное топливо.

В рамках международного сотрудничества ОАО «Машиностроительный завод» выпускает ТВС западного дизайна, которые поставляются на девять АЭС стран Западной Европы. Долголетний и плодотворный опыт сотрудничества ОАО «МСЗ» с зарубежными фирмами доказывает возможность успешного производства высококачественного ядерного топлива различных конструкций.

Тепловыделяющие сборки исследовательских реакторов предназначены для процесса генерации нейтронов, необходимого при проведении научно-исследовательских экспериментов в области ядерной физики, радиационной биологии и промышленной наработки радиоизотопной продукции. Они изготавливаются в ОАО «Новосибирский завод химических концентратов». Основой конструкции ТВС, изготавливаемых на заводе, является бесшовный тепловыделяющий элемент, средний слой которого – топливная урановая композиция, а периферийные слои – оболочки из алюминиевых сплавов. Твэлы имеют различные профили поперечного сечения, что позволяет скомплектовать ТВС с любыми заданными эксплуатационными характеристиками.


Стоит отметить, что Топливная компания Росатома «ТВЭЛ» также имеет в своем составе научно-исследовательский и опытно-конструкторский блок, в который входят АО «ВНИИНМ им. А.А. Бочвара» (г. Москва), АО «Центральный проектно-технологический институт» (г. Москва), АО «Центротех-СПб» (г. Санкт-Петербург) и создаваемое в настоящее время на базе ООО «УЗГЦ» научно-производственное объединение, в которое войдут ООО «ННКЦ» (г. Новоуральск), АО «ОКБ-Нижний Новгород», филиал ООО «УЗГЦ-Центротех-СПб» (г. Санкт-Петербург), ООО «ЗЭП» и ООО «Уралприбор» (г. Новоуральск). Эти предприятия занимаются разработкой высокопроизводительного, энергоэффективного, надежного и конкурентоспособного оборудования для объектов атомной энергетики.

Помимо основной продукции, предприятиями Топливной компании Росатома «ТВЭЛ» выпускается широкий спектр неядерной продукции (цирконий и изделия из него, кальций, литий, магниты, тонкостенные трубы, цеолитные катализаторы и др.). В АО «ЧМЗ» создано производство редкоземельной продукции, на базе других предприятий, входящих в контур управления Топливной компании Росатома «ТВЭЛ», создаются промышленные центры (кластеры) как точки роста инновационного неядерного производства. Рынок сбыта неядерной продукции ТК «ТВЭЛ» постоянно расширяется. Сегодня он включает страны Северной и Центральной Европы, Юго-Восточной Азии, Северной Америки. 

Обогащение урана

Энергетическое машиностроение

ядерных материалов | NRC.gov

Поиск объектов по ядерным материалам по местонахождению или названию »

На этой странице:

Регулируемые материалы

  • Специальный ядерный материал состоит из плутония, урана-233 или урана с содержанием U 233 или U 235 больше, чем в природе (т. Е.> 0,71% U 235 )

  • Исходный материал – это торий или уран с содержанием U 235 , равным или меньшим, чем в природе (т.е., ≤ 0,71% U 235 )

  • Материал побочного продукта, как правило, представляет собой радиоактивный материал, отличный от исходного или специального ядерного материала. В частности, побочный продукт – это (а) изотопы, произведенные или созданные в ядерном реакторе; (b) хвосты и отходы, полученные в результате извлечения или концентрирования урана или тория из руды, переработанной в первую очередь для содержания в них исходного материала; (c) дискретные источники радия-226 и (d) дискретные источники естественных изотопов или изотопов, произведенных на ускорителях, которые представляют угрозу, равную или большую, чем дискретный источник радия-226.

  • Радий – радиоактивное вещество, встречающееся в природе. Радий образуется при радиоактивном распаде урана. Интенсивность излучения радиоактивных материалов со временем уменьшается. Время, необходимое для снижения интенсивности наполовину, называется периодом полураспада. Период полураспада радия составляет примерно 1600 лет.

Подробную информацию о типах материалов, регулируемых Комиссией по ядерному регулированию США (NRC), см. В разделе «Регулирование радиоактивных материалов».

Регулируемая деятельность

Для получения общей информации см. Как мы регулируем. Для получения дополнительной информации см. Следующие связанные страницы:

Обязанности

В США существует более 20 000 лицензий на источники, побочные продукты и специальные ядерные материалы. Приблизительно четверть этих лицензий находится в ведении NRC, а остальные выдаются 37 государствами-участниками соглашения. NRC управляет всеми лицензиями на специальный ядерный материал, когда количество лицензированного материала достаточно для того, чтобы могла образоваться критическая масса.

Управление безопасности и гарантий ядерных материалов (NMSS) КЯН (а) регулирует деятельность, которая обеспечивает безопасное и надежное производство ядерного топлива, используемого в коммерческих ядерных реакторах; безопасное хранение, транспортировка и захоронение высокоактивных радиоактивных отходов и отработавшего ядерного топлива; и транспортировка радиоактивных материалов, регулируемая Законом об атомной энергии 1954 года; и (b) разрабатывает и контролирует нормативную базу для безопасного и надежного использования ядерных материалов; медицинские, промышленные и академические приложения; деятельность по извлечению урана, полигоны с низкоактивными радиоактивными отходами; и вывод из эксплуатации ранее действовавших ядерных установок и электростанций.Четыре региональных офиса агентства (регион I – северо-восток, регион II – юго-восток, регион III – средний запад и регион IV – запад / юго-запад) реализуют программу материалов NRC в штатах, за которые они несут ответственность. Регулирование материалов также поддерживается независимыми рекомендациями Консультативного комитета по медицинскому использованию изотопов.

NRC гарантирует, что его программа материалов соответствует Закону о национальной экологической политике (NEPA), проводя обзоры NEPA для всех основных действий в рамках программы.См. «Материалы экологических обзоров» для получения подробной информации об активных проверках.

Страница Последняя редакция / обновление Понедельник, 24 мая 2021 г.

Как работает ядерный реактор

Ядерные реакторы – это, по сути, большие котлы, которые используются для нагрева воды для производства огромного количества электроэнергии с низким содержанием углерода. Они бывают разных размеров и форм и могут работать на различных видах топлива.

Атомная электростанция Рингхалс с четырьмя реакторами, способными обеспечивать 20% потребности Швеции в электроэнергии (Изображение: Vattenfall)

Ядерный реактор приводится в действие расщеплением атомов, процессом, называемым делением, когда частица («нейтрон») запускается в атом, который затем делится на два меньших атома и несколько дополнительных нейтронов. Некоторые из нейтронов, которые высвобождаются, затем поражают другие атомы, заставляя их также делиться и выделять больше нейтронов.Это называется цепной реакцией.

При делении атомов в цепной реакции также выделяется большое количество энергии в виде тепла. Вырабатываемое тепло отводится из реактора циркулирующей жидкостью, обычно водой. Затем это тепло можно использовать для производства пара, который приводит в действие турбины для производства электроэнергии.

Для того, чтобы ядерная реакция протекала с нужной скоростью, в реакторах есть системы, которые ускоряют, замедляют или останавливают ядерную реакцию и выделяют тепло.Обычно это делается с помощью управляющих стержней, которые обычно изготавливаются из материалов, поглощающих нейтроны, таких как серебро и бор.

Два примера ядерного деления урана-235, наиболее часто используемого топлива в ядерных реакторах.

Ядерные реакторы бывают разных форм и размеров – в некоторых используется вода для охлаждения активной зоны, в других – газ или жидкий металл. Наиболее распространенные типы энергетических реакторов используют воду, при этом более 90% реакторов в мире являются водными.Дополнительную информацию о различных типах реакторов по всему миру можно найти в разделе «Ядерные реакторы» Информационной библиотеки.

Ядерные реакторы очень надежны в производстве электроэнергии, они могут работать 24 часа в сутки в течение многих месяцев, если не лет, без перебоев, независимо от погоды или времени года. Кроме того, большинство ядерных реакторов могут работать очень длительные периоды времени – во многих случаях более 60 лет. В 2019 году блоки 3 и 4 завода в Турции Пойнт во Флориде стали первыми реакторами в мире, получившими лицензию на 80 лет эксплуатации.

Перезаправка реактора (Изображение: Vattenfall)

Что питает реактор?

В качестве топлива для реактора можно использовать ряд различных материалов, но чаще всего используется уран. Урана много, и его можно найти во многих местах по всему миру, в том числе в океанах. Также можно использовать другие виды топлива, такие как плутоний и торий.

Большинство современных реакторов содержат несколько сотен тепловыделяющих сборок, каждая из которых содержит тысячи небольших таблеток уранового топлива.Одна гранула содержит столько же энергии, сколько одна тонна угля. Типичный реактор требует около 27 тонн свежего топлива в год. Напротив, угольной электростанции аналогичного размера потребуется более двух с половиной миллионов тонн угля для производства такого же количества электроэнергии.

Таблетки ядерного топлива не намного больше сахарного кубика (Изображение: Казатомпром)

Как насчет отходов?

Как и любая другая отрасль, ядерная промышленность производит отходы.Однако, в отличие от многих отраслей, атомная энергия вырабатывает очень мало энергии и полностью содержит то, что она производит, и управляет ею. Подавляющее большинство отходов атомных электростанций не очень радиоактивны, и на протяжении многих десятилетий с ними ответственным образом обращались и утилизировали. Если бы ядерная энергия использовалась для обеспечения потребностей человека в электроэнергии в течение всего года, было бы произведено всего около 5 граммов высокорадиоактивных отходов, что равно весу листа бумаги.

С отработанным топливом, выходящим из реактора, можно обращаться различными способами, включая рециркуляцию для производства энергии или прямую утилизацию.Фактически, многие страны десятилетиями использовали переработанное топливо для частичного заправления своих реакторов.

Отработанное ядерное топливо, ожидающее утилизации (Изображение: Росатом)


Поделиться


Дополнительная информация

Как уран превращается в ядерное топливо?

Ядерные реакторы


Вас также может заинтересовать

Ядерные реакторы, Сектор материалов и отходов

От энергетических реакторов, которые обеспечивают электричеством миллионы американцев, до медицинских изотопов, используемых для лечения больных раком, Сектор ядерных реакторов, материалов и отходов охватывает большинство аспектов гражданской ядерной инфраструктуры Америки. .Агентство по управлению рисками в ядерном секторе при Министерстве внутренней безопасности отвечает за координацию безопасности и устойчивости ядерного сектора.

Обзор сектора

Сектор ядерных реакторов, материалов и отходов включает:

99 действующих и 18 выведенных из эксплуатации энергетических реакторов в 30 штатах, которые вырабатывают почти 20 процентов электроэнергии страны. В Соединенных Штатах не было случаев гибели мирных жителей, связанных с эксплуатацией атомной электростанции, с момента внедрения технологии более 60 лет назад, что сделало ядерную энергетику одним из самых безопасных видов энергии в стране.

31 Исследовательские и испытательные реакторы , расположенные в университетах и ​​национальных лабораториях. Эти реакторы производят медицинские и промышленные изотопы, используемые для лечения рака и оказания радиографических услуг, а также для проведения академических исследований в различных областях, включая химию, физику и материаловедение.

8 объектов активного ядерного топливного цикла , которые отвечают за производство и переработку топлива ядерных реакторов.Эти объекты получают природный уран из земли и обогащают его примерно до 5 процентов урана-235. Этот обогащенный уран превращается в твердые топливные таблетки из диоксида урана для использования в ядерных реакторах.

Более 20 000 лицензированных пользователей радиоактивных источников. Эти радиоактивные источники используются для медицинской диагностики и лечения в больницах, измерения глубины на нефтяных и газовых буровых площадках, стерилизации на предприятиях по производству пищевых продуктов, исследований в академических учреждениях, а также проверки упаковок и грузов на контрольно-пропускных пунктах.

Более 3 миллионов перевозок радиоактивных материалов в год. При отправке радиоактивных материалов принимаются специальные меры безопасности для обеспечения безопасности транспортных рабочих и предотвращения кражи или саботажа самого радиоактивного материала.

Сектор взаимозависим с другими секторами критической инфраструктуры:

  • Химический сектор – Химические вещества ежедневно используются в производстве электроэнергии.
  • Сектор аварийных служб – Уникальные опасные характеристики ядерного сектора требуют обученных аварийно-спасательных служб во время любого инцидента.
  • Энергетический сектор – Ядерные объекты не только поставляют электричество, но и сильно зависят от бесперебойного электроснабжения для непрерывной безопасной эксплуатации.
  • Здравоохранение и сектор общественного здравоохранения – Северная Америка ежегодно выполняет около 20 миллионов медицинских процедур с использованием радиоактивных материалов.
  • Сектор транспортных систем – Ядерные и радиоактивные материалы доставляются по всему миру воздушным, железнодорожным, автомобильным и водным транспортом.
  • Сектор систем водоснабжения и канализации – Атомные электростанции используют большое количество воды для охлаждения. Прерванная подача воды может потребовать отключения.

План для конкретного сектора

План для конкретных секторов ядерных реакторов, материалов и отходов подробно описывает, как система управления рисками Национального плана защиты инфраструктуры реализуется в контексте уникальных характеристик и ландшафта рисков сектора. Каждое агентство по управлению отраслевыми рисками разрабатывает отраслевой план путем скоординированных усилий с участием своих партнеров из государственного и частного секторов.Министерство внутренней безопасности определено как Агентство по управлению рисками в секторе ядерных реакторов, материалов и отходов.

Ресурсы сектора

Введение в Информационный бюллетень Агентства по управлению рисками в ядерном секторе

Сектор обучения

Контактная информация

За дополнительной информацией обращайтесь в Агентство по управлению рисками в ядерном секторе по адресу [email protected]

Материалы и топливо для ядерных реакторов

Аустенитная нержавеющая сталь

Аустенитные стали содержат сплавы хрома и никеля (иногда марганец и азот), составленные из нержавеющей стали Тип 302, состоящей из железа, 18% хрома и 8% никеля.Аустенитные стали не упрочняются термической обработкой. Наиболее распространенной аустенитной нержавеющей сталью является тип 304.

Burnup

Измерение энергии, генерируемой атомами топлива, которые подвергаются делению. Обычно он указывается в мегаватт-днях на метрическую тонну металлического урана или его эквивалента (MWd / MTU).

Плита активной зоны

В реакторе верхняя и нижняя плиты активной зоны поддерживают топливо, направляют охлаждающую воду в пучок твэлов и обеспечивают поддержание каждого пучка твэлов на одинаковом расстоянии друг от друга.

Фертильное топливо

Материал, способный создавать делящееся топливо при захвате нейтрона. Примерами являются U 238 и Th 232 , которые создают Pu 239 и U 233 соответственно.

Делящееся топливо

Способно делиться тепловыми нейтронами. Четыре основных нуклида: U 233 , U 235 , Pu 239 и Pu 241 .

Делящееся топливо

Материал, способный подвергаться делению путем поглощения нейтрона с кинетической энергией выше определенного уровня.Примеры: U 238 и Th 232 .

Период полураспада

Время, необходимое для того, чтобы масса вещества, подвергающегося распаду, уменьшилась вдвое.

Инконель

Относится к семейству аустенитных сплавов на основе хрома и никеля с высокими рабочими характеристиками, зарегистрированным под торговой маркой Special Metals Corporation. Металл инконель обычно используется в высокотемпературных применениях и обычно известен своей стойкостью к окислению и превосходной способностью сохранять целостность в условиях высоких температур.

Изотопы

Изотопы – это разные формы атомов (нуклидов) одного и того же химического элемента, каждая из которых имеет разное количество нейтронов. Изотопы различаются массовым числом (числом нейтронов плюс протонов в ядре), но не атомным номером (общим числом протонов). Все изотопы элемента имеют одинаковые химические свойства, но часто они имеют очень разные ядерные свойства.

Мартенситные или ферритные стали

Основной легирующей добавкой в ​​мартенситные нержавеющие стали является хром в диапазоне 11–17%.Содержание углерода в этих сплавах может варьироваться от 0,10% до 0,65%. Высокое содержание углерода позволяет материалу упрочняться путем нагревания до высокой температуры с последующим быстрым охлаждением (закалкой). Мартенситные стали предлагают хорошее сочетание коррозионной стойкости и превосходных механических свойств, предлагая максимальную твердость, прочность и устойчивость к истиранию и эрозии.

Сечение захвата нейтрона

Нейтронное сечение изотопа является мерой вероятности захвата нейтрона этим элементом.Это эффективная площадь, которую представляет конкретный атом этого изотопа для поглощения нейтрона, и измеряется единицей (площадью), называемой «сарай», которая составляет 10 −24 см 2 .

Оболочка или оболочка ядерного топлива

Внешний слой тепловыделяющих элементов, барьер между теплоносителем и ядерным топливом. Он изготовлен из коррозионно-стойкого металла с низким сечением поглощения тепловых нейтронов. В современных промышленных реакторах оболочка обычно выполняется из циркалоя.

Пассивирующий слой

В контексте коррозии пассивация – это образование инертной поверхностной пленки, которая препятствует дальнейшей коррозии.

Плутоний (Pu)

Искусственный элемент с атомным номером 94. Из многих изотопов Pu наиболее примечательным является 239 Pu, поскольку он является делящимся изотопом и может также использоваться для создания ядерного оружия. 238 Pu нашел большое применение в космических полетах для питания электронного оборудования.

Теплопроводность

Свойство материала, которое описывает его способность проводить тепло.

Торий (Th)

Элемент природного происхождения с атомным номером 90; единственный изотоп, встречающийся в природе, – это 232 Th. Th более распространен, чем U. При захвате нейтрона и последующем радиоактивном распаде он образует 233 U, который является делящимся изотопом.

Уран (U)

Элемент природного происхождения с атомным номером 92; в природе встречаются три изотопа: U 238 , U 235 и U 234 с содержанием 99 соответственно.28%, 0,711% и 0,00057%. Изотоп 235 U – единственный делящийся изотоп природного происхождения.

Диоксид урана (UO 2 )

Оксид урана; черный умеренно радиоактивный кристаллический материал, который используется в топливных стержнях ядерных реакторов.

Циркалой

Представляет собой группу сплавов, состоящих в основном из циркония с небольшими добавками олова (часто около 1,5%), железа и хрома, используемых в качестве материала оболочки тепловыделяющих элементов в легководных тепловых реакторах.

Материал ядерного реактора – обзор

2 Основы воздействия нейтронного облучения на материю

Внутри корпуса высокого давления ядерных реакторов материалы подвергаются облучению нейтронами, которые образуются в результате реакции деления ядерного топлива, в основном 235 U и 239 Pu. Ядерное деление инициируется поглощением нейтрона ядром делящегося изотопа, и оно разбегается на осколки деления с массой около ~ 90 и ~ 140 а.е.м. (атомная единица массы).В то же время испускается пара нейтронов с высокой кинетической энергией около 2,0 МэВ (1 эВ = 1,6 × 10 −19 Дж). Эти нейтроны будут взаимодействовать с веществами на своем пути, постепенно теряя свою энергию при столкновениях, а затем часть нейтронов будет поглощена другими делящимися ядрами и вызовет цепную реакцию деления.

В ходе взаимодействий некоторые нейтроны поглощаются ядрами и возбуждают их энергетический уровень до нестабильного уровня, вызывая реакцию гамма-излучения (n, γ) или другие реакции ядерного поглощения, такие как (n, p) и (n, α) реакции.Нейтрон изменится на протон (p), электрон и нейтрино (ν):

n → p + e− + ν¯

Реакция испускания бета-лучей (e ) приводит к увеличению атомного номера целевого атома . С другой стороны, реакция (n, p) вызывает уменьшение порядкового номера целевого атома. Это разновидности трансмутации атомов. Одним из эффектов нейтронного облучения вещества является упомянутая выше «трансмутация». Вылетевший протон сам ловит электрон и одновременно превращается в атом водорода.Реакция (n, α) означает, что поглощение нейтрона вызывает испускание альфа-частицы, которая является ядром атома гелия (атомный номер 2). Следовательно, в результате реакции (n, α) целевой атом будет преобразован в новый атом с числом протонов на два меньше, чем у целевого атома, например, бор преобразован в литий. Альфа-частицы получают электроны и становятся атомами гелия:

B 510 + n01 → L37i + h34e

Возможность ядерных реакций измеряется для каждого изотопа и выражается в виде «поперечного сечения», которое оценивается и заносится в библиотеки ядерных данных. такие как JENDL [1] или ENDF [2].Сечения каждого изотопа, а не атома, зависят от энергии нейтронов. Следует отметить, что эффекты «трансмутации» – это постоянное воздействие на материалы. Кроме того, многие ядерные реакции имеют пороговую энергию, при которой реакция будет иметь место выше этой энергии нейтронов. Обычно (n, p) или (n, α) реакции многих изотопов происходят только с нейтронами с энергией более 1 МэВ. При применении в реакторах деления реакции поглощения нейтронов, такие как (n, p) или (n, α), индуцируются только для ограниченных изотопов.В случае применения термоядерных реакторов эти реакции индуцируются для многих изотопов из-за высокой энергии термоядерных нейтронов, т.е. э., 14 МэВ. Примеси в материалах, вызванные трансмутацией. Большинство металлических примесей не так сильно влияют на свойства материалов, за исключением электрических и оптических свойств, поскольку коммерческие материалы всегда не такие чистые и изначально содержат несколько видов примесей. Незначительные изменения количества и вида примесей не вызывают очевидного влияния на другие свойства.Особое внимание следует уделять образованию газообразных элементов, таких как гелий, в результате реакций (n, α). Гелий легко объединяется в пузырьки внутри зерен и по границам зерен.

Другой эффект нейтронного облучения материи – это «выбивание» атомов. Нейтроны с кинетической энергией, превышающей пороговую энергию смещения атомов, могут столкнуться с атомами. Поскольку нейтрон не имеет электрического заряда и имеет большую массу, более тысячи единиц массы электрона, вероятность столкновения с веществом (поперечное сечение) относительно мала.С другой стороны, при столкновении с атомом передача энергии увеличивается. Первоначальная кинетическая энергия нейтронов деления составляет около 2,0 МэВ, а типичная пороговая энергия смещения твердых веществ находится в диапазоне 10–150 эВ. Основываясь на простой модели удара, один энергичный нейтрон может вызывать смещения в диапазоне от нескольких сотен до тысяч атомов в твердых телах и больше в мишени с меньшим массовым числом. В отличие от эффектов трансмутации, все без исключения материалы страдают от эффектов столкновения нейтронов с энергией более высокой, чем пороговые энергии смещения.

Смещение атомов в кристаллических твердых телах, т.е. в большинстве металлов и керамики, вызывает несколько видов кристаллических дефектов. Первичные дефекты – это вакансии и межузельные атомы, непосредственно образованные в результате удара атомов решетки. Пара вакансия и межузельный атом называется дефектом Френкеля. Наличие точечных дефектов вызывает деформацию кристаллической решетки. Большинство дефектов Френкеля устраняются немедленно, но небольшое количество каждого точечного дефекта сохраняется дольше. Если температура материалов при нейтронном облучении относительно ниже, оба дефекта неподвижны и накапливаются при облучении.Если нейтронные дозы превышаются на некоторую критическую величину, кристаллы не могут сохранять кристалличность, а затем аморфизируются. В диапазоне средних температур мигрировать могут только межузельные атомы. Большинство собственных междоузлий рекомбинируют с вакансиями, чтобы уничтожить дефекты. В противном случае некоторые межузельные слои будут собираться вместе в определенном месте и образовывать дополнительную плоскость (и) атомов между существующими кристаллическими плоскостями, чтобы уменьшить общую энергию кристаллов. Форма дополнительной плоскости обычно круглая пластинчатая. Это называется интерстициальными дислокационными петлями.При относительно более высокой температуре как вакансии, так и межузельные атомы могут мигрировать с образованием дислокационных петель. В общем, количество одиночных вакансий превышает количество одиночных межузельных атомов в этом состоянии; вакансии перемещаются и образуют пустоты. Если одновременно присутствуют газовые атомы, они будут захвачены вакансиями и будут мигрировать вместе с вакансиями, образуя пузырьки газа как внутри зерен, так и по границам зерен. Накопление кристаллических дефектов тесно связано с условиями облучения, такими как поток нейтронов, общая доза нейтронов (флюенс) или температура во время облучения, поскольку способность к миграции / диффузии исходных дефектов сильно зависит от температуры, быстрее при более высоких температурах.В результате в целом количество накопленных точечных дефектов должно быть меньше в условиях высокотемпературного облучения. С другой стороны, образование кластеров дефектов прогрессирует.

И кристаллические дефекты, и трансмутационные атомы вызывают необратимые изменения свойств материалов. Во многих случаях ухудшаются свойства материала; поэтому это называется «радиационным повреждением».

Атомная энергетика нового поколения – Scientific American

Примечание редактора: эта статья впервые появилась в январском номере журнала Scientific American за 2003 год.

Рост цен на электроэнергию и веерные отключения электроэнергии в Калифорнии прошлым летом привлекли новое внимание к ключевой роли ядерной энергетики в поддержании света Америки. Сегодня 103 атомных электростанции вырабатывают пятую часть всей электроэнергии страны. И, несмотря на остаточные опасения общественности по поводу Три-Майл-Айленда и Чернобыля, отрасль извлекла уроки и установила прочный рекорд безопасности за последнее десятилетие. Между тем эффективность и надежность атомных станций достигли рекордного уровня.Сейчас, когда продолжаются дебаты о сокращении выбросов парниковых газов, чтобы избежать потенциального наступления глобального потепления, все больше людей признают, что ядерные реакторы производят электричество, не выбрасывая в воздух углекислый газ или такие загрязнители, как оксиды азота и соединения серы, вызывающие смог. Согласно прогнозам, мировой спрос на энергию вырастет примерно на 50 процентов к 2030 году и почти удвоится к 2050 году. Очевидно, что настало время пересмотреть будущее ядерной энергетики.

Никакой новой атомной станции в США не заказывалось.S. с 1978 года, и завод не был завершен с 1995 года. Возобновление крупномасштабного строительства АЭС требует решения сложных вопросов, касающихся достижения экономической жизнеспособности, повышения эксплуатационной безопасности, эффективного обращения с отходами и использования ресурсов, а также оружия нераспространение, все это зависит от конструкции выбранной системы ядерного реактора.

Разработчики новых ядерных систем применяют новаторские подходы в попытке добиться успеха.Во-первых, они охватывают общесистемный взгляд на ядерный топливный цикл, который охватывает все этапы от добычи руды до обращения с отходами и развития инфраструктуры для поддержки этих этапов. Во-вторых, они оценивают системы с точки зрения их устойчивости – удовлетворения нынешних потребностей, не подвергая опасности способность будущих поколений к процветанию. Это стратегия, которая помогает выявить взаимосвязь между энергоснабжением и потребностями окружающей среды и общества.Такой акцент на устойчивости может привести к развитию продуктов, производных от ядерной энергии, помимо электроэнергии, таких как водородное топливо для транспорта. Он также способствует изучению альтернативных конструкций реакторов и процессов рециркуляции ядерного топлива, которые могут привести к значительному сокращению отходов при одновременном извлечении большей части энергии, содержащейся в уране.

Мы считаем, что широкомасштабное внедрение ядерно-энергетических технологий дает существенные преимущества по сравнению с другими источниками энергии, но при этом сталкивается со значительными проблемами в отношении того, как наилучшим образом приспособить их к будущему.

Ядерные системы будущего В ответ на трудности в достижении устойчивости, достаточно высокой степени безопасности и конкурентоспособной экономической основы для ядерной энергетики Министерство энергетики США инициировало в 1999 году программу «Поколение IV». разделение ядерных проектов на четыре категории: реакторы ранних прототипов (поколение I), современные атомные электростанции с центральными станциями (поколение II), усовершенствованные легководные реакторы и другие системы с присущими им функциями безопасности, которые были разработаны в последние годы (поколение III), а также системы следующего поколения, которые будут спроектированы и построены через два десятилетия (поколение IV) [см. Рамку на противоположной странице].К 2000 году международный интерес к проекту «Поколение IV» привел к созданию коалиции из девяти стран, в которую вошли Аргентина, Бразилия, Канада, Франция, Япония, Южная Африка, Южная Корея, Великобритания и США. Страны-участницы планируют и сотрудничают в исследованиях. и развитие будущих ядерно-энергетических систем.

Хотя программа «Поколение IV» исследует широкий спектр новых систем, несколько примеров служат для иллюстрации широких подходов, разрабатываемых проектировщиками реакторов для достижения своих целей.Эти системы следующего поколения основаны на трех основных классах реакторов: с газовым охлаждением, с водяным охлаждением и реакторами быстрого спектра.

Реакторы с газовым охлаждением
Ядерные реакторы, использующие газ (обычно гелий или углекислый газ) в качестве теплоносителя активной зоны, были построены и успешно эксплуатируются, но на сегодняшний день имеют лишь ограниченное применение. Особенно интересная перспектива, известная как модульный реактор с галечным слоем, обладает многими конструктивными особенностями, которые способствуют достижению целей поколения IV. Эта система с газовым охлаждением разрабатывается группами инженеров в Китае, Южной Африке и США.Южная Африка планирует построить полноразмерный прототип и начать эксплуатацию в 2006 году.

Конструкция реактора с галечным слоем основана на основном топливном элементе, называемом галькой, который представляет собой графитовую сферу размером с бильярд, содержащую около 15000 частиц оксида урана диаметром с маковое зерно. Каждая из равномерно диспергированных частиц имеет несколько покрытий высокой плотности. Один из слоев, состоящий из прочной керамики из карбида кремния, служит сосудом высокого давления для удержания продуктов ядерного деления во время работы реактора или случайных скачков температуры.Около 330 000 таких сферических камешков топлива помещают в металлический сосуд, окруженный щитом из графитовых блоков. Кроме того, в активную зону загружается до 100 000 камешков графита, не содержащего топлива, для формирования распределения мощности и температуры за счет размещения горячих камешков.

По всей активной зоне используются жаропрочные огнеупорные материалы, позволяющие системе с галечным слоем работать при более высоких температурах, чем 300 градусов Цельсия, которые обычно достигаются в современных конструкциях с водяным охлаждением (поколение II).Рабочая жидкость гелий, выходящая из активной зоны при температуре 900 ° C, подается непосредственно в систему газовой турбины / генератора, которая вырабатывает электроэнергию со сравнительно высоким уровнем теплового КПД 40%, что на четверть лучше, чем у нынешних легководных реакторов.

Сравнительно небольшой размер и общая простота конструкций реакторов с галечным слоем делают их экономически целесообразными. Каждый силовой модуль, производящий 120 мегаватт электроэнергии, может быть развернут в блоке размером в одну десятую размера сегодняшних центральных станций, что позволяет разрабатывать более гибкие, скромные по масштабу проекты, которые могут дать более благоприятные экономические результаты.Например, модульные системы могут быть изготовлены на заводе, а затем отправлены на строительную площадку.

Относительная простота системы с галечным слоем по сравнению с существующими конструкциями впечатляет: эти блоки имеют всего около двух десятков основных подсистем установки по сравнению с примерно 200 в легководных реакторах. Важно отметить, что работа этих установок может быть расширена до диапазона температур, который делает возможным производство водорода с низким уровнем выбросов из воды или другого сырья для использования в топливных элементах и ​​транспортных двигателях с экологически чистым сгоранием, технологиях, на которых обеспечивается устойчивая экономия энергии на основе водорода. мог быть основан.

Эти реакторы нового поколения также обладают рядом важных функций безопасности. Гелиевый хладагент, являясь благородным газом, не вступает в реакцию с другими материалами даже при высоких температурах. Кроме того, поскольку тепловыделяющие элементы и активная зона реактора изготовлены из тугоплавких материалов, они не могут плавиться и будут разрушаться только при чрезвычайно высоких температурах, встречающихся в авариях (более 1600 ° C), что обеспечивает значительный запас эксплуатационной безопасности.

Еще одним преимуществом в плане безопасности является непрерывная дозаправка активной зоны в режиме онлайн: во время работы один камешек удаляется из нижней части активной зоны примерно раз в минуту, а новый помещается наверх.Таким образом, все камешки постепенно проходят через сердцевину, как жевательные резинки в дозаторе, на это уходит около шести месяцев. Эта особенность означает, что система содержит оптимальное количество топлива для работы с небольшой дополнительной делящейся реактивностью. Это исключает целый класс аварий с избыточной реактивностью, которые могут произойти в современных водоохлаждаемых реакторах. Кроме того, постоянное движение гальки через регионы с высокой и низкой производительностью означает, что каждый из них в среднем испытывает менее экстремальные условия эксплуатации, чем фиксированные конфигурации топлива, что опять же увеличивает запас безопасности агрегата.После использования отработанные гальки должны быть помещены в хранилища длительного хранения, так же, как сегодня обращаются с отработавшими топливными стержнями.

Реакторы с водяным охлаждением Даже стандартные ядерные реакторы с водяным охлаждением имеют новый взгляд на будущее. Стремясь исключить возможность аварий в результате потери теплоносителя (которая произошла на Три-Майл-Айленд) и упростить установку в целом, возник новый класс систем поколения IV, в которых все основные компоненты содержатся в одном сосуде.Американский проект этого класса – это международная концепция инновационного и безопасного реактора (IRIS), разработанная Westinghouse Electric.

Размещение всей системы охлаждающей жидкости внутри стойкого к повреждениям резервуара высокого давления означает, что в системе первого контура не будет значительных потерь охлаждающей жидкости, даже если одна из ее больших трубок сломается. Поскольку сосуд высокого давления не позволяет жидкости вытекать, любая возникающая в результате авария ограничивается гораздо более умеренным падением давления, чем это могло произойти в предыдущих конструкциях.

Для достижения этой компактной конфигурации в эти реакторы включены несколько важных упрощений. Подсистемы внутри корпуса уложены друг на друга, чтобы обеспечить пассивную теплопередачу за счет естественной циркуляции во время аварий. Кроме того, в корпусе расположены приводы регулирующих стержней, что исключает возможность их выброса из активной зоны. Эти блоки также могут быть сконструированы как небольшие силовые модули, что обеспечивает более гибкое и дешевое развертывание.

Разработчики этих реакторов также изучают возможности эксплуатации установок при высоких температуре и давлении (более 374 градусов Цельсия и 221 атмосфера), состоянии, известном как критическая точка воды, при которой стирается различие между жидкостью и паром.За пределами своей критической точки вода ведет себя как непрерывная жидкость с исключительной удельной теплотой (теплоемкость) и превосходными характеристиками теплопередачи (теплопроводность). Кроме того, он не закипает при нагревании и не превращается в пар при быстром сбросе давления. Основное преимущество работы выше критической точки состоит в том, что тепловой КПД системы может достигать 45 процентов и приближаться к режиму повышенных температур, при котором производство водородного топлива может стать жизнеспособным.

Хотя реакторы на основе сверхкритической воды на первый взгляд кажутся очень похожими на стандартные конструкции поколения II, между ними много различий. Например, сердечники первого значительно меньше, что помогает сэкономить на сосуде высокого давления и окружающей установке. Далее, связанное с ним оборудование парового цикла существенно упрощается, поскольку оно работает с однофазной рабочей жидкостью. Кроме того, меньшая активная зона и низкая плотность теплоносителя уменьшают объем воды, который должен удерживаться внутри защитной оболочки в случае аварии.Поскольку теплоноситель с низкой плотностью не снижает энергию нейтронов, можно рассмотреть конструкции реакторов на быстрых нейтронах с соответствующими преимуществами устойчивости. Главный недостаток систем сверхкритической воды заключается в том, что охлаждающая жидкость становится все более агрессивной. Это означает, что необходимо разработать новые материалы и методы борьбы с коррозией и эрозией. Исследования реакторов со сверхкритической водой продолжаются в Канаде, Франции, Японии, Южной Корее и США.

Реакторы быстрого спектра . Система IV поколения.Пример реактора этого класса разрабатывают проектные группы во Франции, Японии, России, Южной Корее и других странах. Американская программа разработки быстрых реакторов была отменена в 1995 году, но интерес США может быть возрожден в рамках инициативы поколения IV.

В большинстве ядерных реакторов используется нейтронный спектр излучения с тепловым или относительно низким энергопотреблением. В тепловом реакторе быстрые (высокоэнергетические) нейтроны, генерируемые в реакции деления, замедляются до «теплового» энергетического уровня, когда они сталкиваются с водородом в воде или других легких нуклидах.Хотя эти реакторы экономичны для выработки электроэнергии, они не очень эффективны для производства ядерного топлива (в реакторах-размножителях) или его утилизации.

В большинстве построенных на сегодняшний день реакторов быстрого спектра в качестве теплоносителя используется жидкий натрий. В будущих версиях этого класса реакторов могут использоваться натрий, свинец, сплав свинца и висмута или инертные газы, такие как гелий или диоксид углерода. Нейтроны более высоких энергий в быстром реакторе можно использовать для создания нового топлива или для уничтожения долгоживущих отходов тепловых реакторов и плутония из демонтированного оружия.Перерабатывая топливо из быстрых реакторов, они могут вырабатывать гораздо больше энергии из урана, уменьшая при этом количество отходов, которые необходимо утилизировать в долгосрочной перспективе. Эти конструкции реакторов-размножителей являются одним из ключей к повышению устойчивости будущих ядерно-энергетических систем, особенно если использование ядерной энергии должно значительно возрасти.

Помимо поддержки использования спектра быстрых нейтронов, металлические охлаждающие жидкости обладают несколькими привлекательными качествами. Во-первых, они обладают исключительными свойствами теплопередачи, что позволяет реакторам с металлическим охлаждением выдерживать аварии, подобные тем, которые произошли на Три-Майл-Айленде и в Чернобыле.Во-вторых, некоторые (но не все) жидкие металлы вызывают значительно меньшую коррозию компонентов, чем вода, тем самым продлевая срок службы корпусов реакторов и других критических подсистем. В-третьих, эти высокотемпературные системы могут работать при давлении, близком к атмосферному, что значительно упрощает конструкцию системы и снижает потенциальные промышленные опасности на предприятии.

По всему миру эксплуатируется более десятка реакторов с натриевым теплоносителем. Этот опыт привлек внимание к двум основным трудностям, которые необходимо преодолеть.Натрий вступает в реакцию с водой с образованием сильного тепла, что может стать причиной аварии. Эта характеристика побудила разработчиков реакторов с натриевым охлаждением включить вторичную натриевую систему для изоляции теплоносителя первого контура в активной зоне реактора от воды в паровой системе, производящей электричество. Некоторые новые конструкции сконцентрированы на новых технологиях теплообменников, которые защищают от утечек.

Вторая проблема связана с экономикой. Поскольку для реакторов с натриевым охлаждением требуется два этапа теплопередачи между активной зоной и турбиной, капитальные затраты увеличиваются, а тепловой КПД ниже, чем у наиболее передовых концепций с газовым и водяным охлаждением (около 38 процентов в усовершенствованной конструкции с натриевым охлаждением). реактор по сравнению с 45 процентами в реакторе со сверхкритической водой).Кроме того, жидкие металлы непрозрачны, что затрудняет осмотр и обслуживание компонентов.

В конструкции реакторов на быстрых нейтронах нового поколения предпринимаются попытки извлечь выгоду из преимуществ более ранних конфигураций и устранить их недостатки. Технология продвинулась до такой степени, что можно представить себе реакторы быстрого спектра, которые, по мнению инженеров, не имеют шансов на расплавление. Кроме того, инертные теплоносители, такие как инертные газы, свинец или свинцово-висмутовые сплавы, могут устранить необходимость во вторичной системе теплоносителя и повысить экономическую жизнеспособность подхода.

Атомная энергетика достигла решающего этапа своего развития. Экономический успех растений нынешнего поколения в США основан на улучшенных методах управления и осторожной практике, что привело к растущему интересу к покупке новых растений. Новые конструкции реакторов могут значительно повысить безопасность, устойчивость и экономику ядерно-энергетических систем в долгосрочной перспективе, открывая путь к их широкому внедрению.

Праймер для ядерной энергетики
Большинство атомных электростанций в мире представляют собой реакторы с водой под давлением.В этих системах вода, помещенная под высоким давлением (155 атмосфер) для подавления кипения, служит одновременно охлаждающей жидкостью и рабочим телом. Первоначально разработанный в США на основе опыта, полученного в рамках программы американских военно-морских реакторов, первый коммерческий легководный реактор с водой под давлением начал работу в 1957 году.

Активная зона реактора с водой под давлением состоит из массивов топлива с оболочкой из циркониевого сплава. стержни, состоящие из небольших цилиндров (таблеток) из слабообогащенного оксида урана диаметром в десять центов.Типичная группа топливных стержней размером 17 на 17 квадратных метров представляет собой тепловыделяющую сборку, и около 200 тепловыделяющих сборок скомпонованы для формирования активной зоны реактора. Керны, которые обычно имеют диаметр примерно 3,5 метра и высоту 3,5 метра, содержатся в стальных сосудах высокого давления толщиной от 15 до 20 сантиметров.

В результате ядерных реакций деления выделяется тепло, которое отводится циркулирующей водой. Хладагент закачивается в активную зону при температуре около 290 градусов по Цельсию и выходит из активной зоны при температуре около 325 градусов по Цельсию.Для контроля уровня мощности в топливные массивы вставлены регулирующие стержни. Управляющие стержни изготовлены из материалов, которые замедляют реакцию деления, поглощая медленные (тепловые) нейтроны, испускаемые во время деления. Их поднимают из активной зоны или опускают в нее, чтобы контролировать скорость ядерной реакции. Чтобы сменить топливо или в случае аварии, стержни полностью опускают в активную зону, чтобы остановить реакцию.

В первом контуре теплоносителя реактора горячая вода выходит из активной зоны реактора и проходит через теплообменник (называемый парогенератором), где отдает свое тепло вторичному паровому контуру, который работает при более низком уровне давления.Пар, производимый в теплообменнике, затем расширяется через паровую турбину, которая, в свою очередь, вращает генератор для производства электроэнергии (обычно от 900 до 1100 мегаватт). Затем пар конденсируется и закачивается обратно в теплообменник для завершения цикла. Помимо источника тепла, атомные электростанции в целом похожи на электростанции, работающие на угле или топливе.

Существует несколько вариантов реактора с легководным охлаждением, в первую очередь реакторы с кипящей водой, которые работают при более низком давлении (обычно 70 атмосфер) и генерируют пар непосредственно в активной зоне реактора, что устраняет необходимость в промежуточном теплообменнике. .На меньшем количестве атомных электростанций теплоносителем реактора является тяжелая вода (содержащая изотоп водорода дейтерий), газообразный диоксид углерода или жидкий металл, например натрий.

Корпус реактора, работающий под давлением, обычно размещается внутри бетонной цитадели, которая действует как радиационная защита. Цитадель, в свою очередь, заключена в железобетонное здание содержания. Здание защитной оболочки спроектировано таким образом, чтобы предотвратить утечку радиоактивных газов или жидкостей в случае аварии.

Дело для ядерной энергетики
Сегодня 438 атомных электростанций вырабатывают около 16 процентов мировой электроэнергии.В США 103 атомных электростанции обеспечивают около 20 процентов производства электроэнергии в стране. Хотя в США больше двух десятилетий не заказывались новые ядерные объекты, электрическая мощность генераторов в США росла почти на 8 процентов в год по мере развития отрасли и повышения ее эффективности. Только за последние 10 лет американские атомные электростанции добавили к общему объему электроснабжения более 23 000 мегаватт, что эквивалентно 23 крупным электростанциям, несмотря на отсутствие каких-либо новых построек.Между тем, увеличение производства снизило удельную стоимость производства атомной энергии. Это улучшение привело к растущему интересу деловых кругов к продлению лицензий на эксплуатацию станций и, возможно, к приобретению новых ядерных установок.

Некоторых может удивить, что использование ядерной энергии приносит прямую пользу окружающей среде, особенно качеству воздуха. Хотя продолжаются дискуссии о возможности нарушения климата Земли выбросами углекислого газа и других парниковых газов, нет никаких сомнений в серьезных последствиях для здоровья загрязнения воздуха в результате сжигания ископаемого топлива.В отличие от электростанций, работающих на ископаемом топливе, атомные станции не производят углекислый газ, серу или оксиды азота. Производство ядерной энергии в США ежегодно позволяет избежать выбросов более 175 миллионов тонн углерода, которые были бы выброшены в окружающую среду, если бы такое же количество электроэнергии было произведено путем сжигания угля.

Мало внимания уделялось способности ядерной энергетики производить водород для использования в транспортных топливных элементах и ​​других более чистых электростанциях.Очень простой подход – использовать энергию высокотемпературного ядерного реактора для запуска реакции парового риформинга метана. Однако в этом процессе в качестве побочного продукта по-прежнему образуется диоксид углерода. Несколько прямых термохимических реакций могут привести к образованию водорода с использованием воды и высокой температуры. В Японии и США проводятся исследования термохимического разложения серной кислоты и других водородообразующих реакций.Экономика использования водорода на ядерной основе еще требует подтверждения, но существует огромный потенциал для этого пути, возможно, работающего на новом электричестве – водороде. когенерационный режим.

Улучшение экономики Любое строительство атомной электростанции в США должно решать сложные экономические вопросы, касающиеся капитальных затрат и финансирования. Проблема в том, что нынешнее поколение атомных электростанций, представленное тремя усовершенствованными проектами легководных реакторов, сертифицированными Комиссией по ядерному регулированию, стоит около 1500 долларов за киловатт электроэнергии (кВт-экв) генерирующей мощности, что может быть недостаточно конкурентоспособным для возобновления строительства атомной электростанции. . Широко обсуждаемая цель затрат для новых проектов атомных станций (поколения III и IV) составляет 1000 долларов за кВт-э.Достижение этой цели сделало бы их конкурентоспособными (по удельной стоимости) с наиболее экономичной альтернативой – парогазовым заводом. Кроме того, любые объекты следующего поколения должны быть завершены в течение примерно трех лет, чтобы сохранить финансовые затраты на управляемом уровне. Новые упрощенные, но еще не опробованные процедуры лицензирования должны ускорить этот процесс.

Учитывая прошлый опыт ядерных проектов в США, проектировщикам и строителям будет сложно достичь этих целей.Для достижения цели по стоимости ядерные инженеры стремятся достичь более высокого теплового КПД за счет повышения рабочих температур и упрощения подсистем и компонентов. Ускорение строительства завода потребует стандартизации конструкции завода, процедур изготовления и сертификации; разделение растений на более мелкие модули, что позволяет избежать строительства на месте; и использование компьютеризированных методов управления сборкой. Таким образом, строительные работы можно проверить в виртуальной реальности, прежде чем они начнут работать в полевых условиях.

Повышение безопасности По мере того, как экономические показатели ядерной энергетики улучшились за последние 20 лет, улучшились и показатели безопасности. Авария на Три-Майл-Айленд в 1979 году привлекла внимание владельцев и операторов электростанций к необходимости повышения уровня безопасности и производительности. Например, количество так называемых важных для безопасности событий, о которых сообщалось в Комиссию по ядерному регулированию, составляло в среднем около двух на станцию ​​в год в 1990 году, но к 2000 году снизилось до менее чем одной десятой этого числа.Между тем, согласно недавним опросам, общественное доверие к безопасности ядерной энергетики в значительной степени восстановилось после аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году.

Долгосрочные цели безопасности ядерных установок нового поколения были сформулированы в прошлом году международными и отечественными экспертами по запросу Министерства энергетики США. Они определили три основные цели: повысить безопасность и надежность станций, уменьшить возможность значительного ущерба во время аварий и минимизировать потенциальные последствия любых аварий, которые все же происходят.Достижение этих целей потребует новых проектов станций, которые включают в себя неотъемлемые средства безопасности для предотвращения аварий и предотвращения их перерастания в более серьезные ситуации, которые могут привести к выбросу радиоактивности в окружающую среду.

Утилизация и повторное использование ядерных отходов Также необходимо решить нерешенные вопросы, касающиеся обращения с ядерными отходами и их утилизации, а также защиты от распространения ядерного оружия. Долгосрочное подземное хранилище Yucca Mountain в Неваде оценивается, чтобы решить, сможет ли оно успешно принимать отработавшее коммерческое топливо.Однако он отстает от графика на десять лет, и даже после завершения не сможет вместить количество отходов, запланированное на будущее.

В нынешнем «прямоточном» или открытом ядерном топливном цикле используется только что добытый уран, однократно сжигается в реакторе, а затем выгружается как отходы. Этот подход приводит к тому, что только около 1 процента энергоемкости урана преобразуется в электричество. Он также производит большие объемы отработавшего ядерного топлива, которое необходимо утилизировать безопасным способом.Оба этих недостатка можно избежать путем рециркуляции отработавшего топлива, то есть восстановления из него полезных материалов.

В большинстве других стран с крупными ядерно-энергетическими программами, включая Францию, Японию и Великобританию, используется так называемый замкнутый ядерный топливный цикл. В этих странах использованное топливо перерабатывается для извлечения урана и плутония (получаемых при облучении в реакторах) и переработки его в новое топливо. Эти усилия удваивают количество энергии, извлекаемой из топлива, и удаляют большую часть долгоживущих радиоактивных элементов из отходов, которые необходимо постоянно хранить.Однако следует отметить, что переработанное топливо сегодня дороже, чем вновь добытое. Существующая технология рециркуляции также приводит к выделению плутония, который потенциально может быть использован в оружии.

Практически вся переработка ядерного топлива осуществляется с использованием процесса, известного как PUREX (извлечение плутония-урана), который первоначально был разработан для извлечения чистого плутония для ядерного оружия. При переработке PUREX использованные тепловыделяющие сборки транспортируются на завод по переработке в сильно экранированных, устойчивых к повреждениям транспортных контейнерах.Топливные сборки измельчаются и растворяются сильными кислотами. Затем топливный раствор подвергается процедуре экстракции растворителем для отделения продуктов деления и других элементов от урана и плутония, которые очищаются. Уран и плутоний используются для изготовления смешанного оксидного топлива для использования в легководных реакторах.

Переработка помогает свести к минимуму образование ядерных отходов. Чтобы снизить потребность в пространстве для хранения, устойчивый ядерный топливный цикл будет разделять короткоживущие, выделяющие большое количество тепла продукты деления, особенно цезий-137 и стронций-90.Эти элементы будут храниться отдельно в помещениях с конвективным охлаждением от 300 до 500 лет, пока они не распадутся до безопасного уровня. Оптимизированный замкнутый топливный цикл (реактор на быстрых нейтронах) будет рециркулировать не только уран и плутоний, но и все актиниды в топливе, включая нептуний, америций и кюрий. В однократном топливном цикле более 98 процентов ожидаемой долгосрочной радиотоксичности вызвано образующимися нептунием 237 и плутонием 242 (с периодами полураспада 2,14 миллиона и 387 000 лет соответственно).Управлять долгосрочными эффектами хранилища станет проще, если эти долгоживущие актиниды также будут отделены от отходов и переработаны. Удаление цезия, стронция и актинидов из отходов, отправляемых в геологическое хранилище, могло бы увеличить его емкость в 50 раз.

Из-за постоянного интереса к повышению устойчивости и экономики ядерных топливных циклов, несколько стран развивают более эффективные технологии рециклинга. Сегодня электрометаллургический процесс, исключающий выделение чистого плутония, находится в стадии разработки в США.С. в Аргоннской национальной лаборатории. Передовые методы рециркуляции воды, которые предлагают аналогичные преимущества, изучаются во Франции, Японии и других странах.

Обеспечение нераспространения Критическим аспектом новых ядерно-энергетических систем является обеспечение того, чтобы они не позволяли отвлекать оружейные материалы из цикла переработки. Когда страны приобретают ядерное оружие, они обычно создают специальные установки для производства расщепляющихся материалов, а не для сбора ядерных материалов с гражданских электростанций.Коммерческие ядерные топливные циклы, как правило, являются наиболее дорогостоящим и сложным способом производства оружейных материалов. Новые топливные циклы должны по-прежнему разрабатываться для защиты от распространения. —J.A.L., R.G.B. и J.F.K.

Насколько безопасны атомные станции от террористов?

Трагические события 11 сентября 2001 года вызывают тревожные вопросы об уязвимости ядерных объектов перед террористическими атаками. Несмотря на то, что были приняты строгие меры гражданской и военной безопасности, чтобы остановить решительные нападения, умышленное крушение большого коммерческого авиалайнера вырисовывается в воображении.Итак, стоит ли волноваться американцам? Ответ отрицательный и да.

Атомная электростанция – непростая цель для авиалайнера, летящего на высокой скорости, потому что удар со смещением от центра куполообразного цилиндрического здания защитной оболочки не окажет существенного воздействия на конструкцию здания. Сама активная зона реактора, расположенная на уровне или ниже, обычно имеет диаметр менее 10 футов и высоту 12 футов. Он заключен в тяжелое стальное судно, окруженное бетонной цитаделью. Конструкции защитной оболочки реактора различаются по деталям, но во всех случаях они предназначены для того, чтобы выдерживать самые тяжелые стихийные бедствия (включая землетрясения, торнадо и ураганы).Несмотря на то, что защитные ограждения не предназначены для защиты от военных действий, они могут выдерживать аварии небольших самолетов.

Несмотря на то, что активная зона реактора защищена, некоторые трубопроводы и охлаждающее оборудование реактора, вспомогательное оборудование и прилегающее распределительное устройство могут быть уязвимы для прямого удара. Однако атомные электростанции оснащены несколькими системами аварийного охлаждения, а также аварийными источниками питания на случай отключения электроэнергии. В маловероятном случае, если все эти резервные меры предосторожности будут разрушены, активная зона реактора может перегреться и расплавиться.Но даже в этом крайнем случае, который похож на то, что произошло на Три-Майл-Айленде, радиоактивные материалы активной зоны все равно будут содержаться внутри корпуса высокого давления.

Если у атомных станций есть ахиллесова пята, то это локальные временные хранилища отработанного ядерного топлива. Хотя эти хранилища обычно содержат несколько использованных тепловыделяющих сборок и, следовательно, большую общую радиоактивность, чем реактор, большинство наиболее опасных радиоактивных изотопов в старом топливе уже распалось.Это особенно верно для газообразных продуктов деления, которые могут попасть в воздух, период полураспада которых измеряется месяцами. Отработавшие тепловыделяющие сборки, которые относительно недавно были извлечены из реакторов, хранятся в глубоких водоемах для их охлаждения и защиты от испускаемого ими излучения. Эти открытые бассейны окружены толстостенными бетонными контейнерами, облицованными сталью. Через несколько лет материалы переводят в бетонные сухие емкости для хранения топлива с воздушным охлаждением.

Хотя охлаждающие бассейны представляют собой относительно небольшие и, следовательно, трудные цели для террористов, точечная атака может истощить воду из бассейна, что приведет к перегреву и таянию топлива.Специалисты говорят, что для наполнения бассейна будет достаточно стандартного пожарного шланга. Специалисты говорят, что даже если бы топливо расплавилось, было бы образовано мало радиоактивных частиц, которые могли бы попасть в воздух. Врезание авиалайнера в сухие баки для хранения топлива, вероятно, просто отбросит их в сторону. По мнению экспертов по ядерной безопасности, если какие-либо контейнеры треснут, сломанные кусочки окисленной оболочки топлива могут унести в небо некоторую радиоактивность.

Некоторые эксперты считают, что Комиссия по ядерному регулированию в ближайшее время отдаст приказ об усилении вспомогательного оборудования АЭС и хранилищ отходов.

Если произойдет такое террористическое нападение, существуют планы по эвакуации близлежащих жителей, хотя следует сказать, что критики утверждают, что эти схемы непрактичны. Считается, однако, что на безопасный выход будет доступно около восьми-десяти часов, задолго до того, как эвакуированные получат значительную дозу радиоактивного излучения. Самым серьезным потенциальным неблагоприятным эффектом может быть долгосрочное загрязнение местности аэрозольными частицами, очистка которых будет дорогостоящей. — Редакция

Ядерный топливный цикл – У.S. Управление энергетической информации (EIA)

Ядерный топливный цикл состоит из начальных этапов, этапов подготовки урана для использования в ядерных реакторах и этапов обработки, этапов безопасного обращения, подготовки и утилизации использованных – или отработанных – но все еще высокорадиоактивных отработавших ядер топливо.

Уран является наиболее широко используемым топливом на атомных электростанциях для деления ядер. Атомные электростанции используют в качестве топлива определенный тип урана – U-235, поскольку его атомы легко расщепляются.Хотя уран примерно в 100 раз более распространен, чем серебро, U-235 относительно редок и составляет чуть более 0,7% от природного урана. Урановый концентрат отделяется от урановой руды на урановых заводах или от пульпы на установках подземного выщелачивания. Затем он перерабатывается на установках по конверсии и обогащению, что увеличивает уровень U-235 до 3–5% для коммерческих ядерных реакторов, и превращается в топливные таблетки и топливные стержни реакторов на заводах по изготовлению реакторного топлива.

Ядерное топливо загружается в реакторы и используется до тех пор, пока тепловыделяющие сборки не станут высокорадиоактивными и должны быть удалены для временного хранения и возможного захоронения.Химическая обработка отработавшего топливного материала для извлечения любого оставшегося продукта, который может снова подвергнуться делению в новой тепловыделяющей сборке, технически возможна, но не разрешена в Соединенных Штатах.

Источник: Центр радиационной науки и техники Государственного университета Пенсильвании (общественное достояние)

Начальная стадия ядерного топливного цикла

Исследование

Ядерный топливный цикл начинается с разведки урана и разработки рудников для добычи урановой руды.Для обнаружения урана используются различные методы, такие как радиометрические исследования с воздуха, химический отбор проб подземных вод и почв, а также разведочное бурение, чтобы понять лежащую в основе геологию. После того, как залежи урановой руды обнаружены, разработчик рудника обычно проводит более близко расположенное насыпное, или эксплуатационное бурение, чтобы определить, сколько урана доступно и сколько может стоить его извлечение.

Добыча урана

  • подземные горные работы
  • горные работы открытым способом
  • разработка решений на месте (на месте)
  • кучное выщелачивание

До 1980 г. большинство U.S. уран добывался открытым и подземным способом. Сегодня большая часть урана в США производится с использованием технологии добычи из раствора, обычно называемой выщелачиванием на месте (ISL) или извлечением на месте (ISR). В ходе этого процесса извлекается уран, который покрывает частицы песка и гравия подземных водоемов. Частицы песка и гравия подвергаются воздействию раствора с немного повышенным pH за счет использования кислорода, углекислого газа или каустической соды. Уран растворяется в грунтовых водах, которые откачиваются из резервуара и обрабатываются на урановой мельнице.Кучное выщелачивание включает распыление кислого жидкого раствора на груды измельченной урановой руды. Раствор стекает через измельченную руду и выщелачивает уран из породы, который извлекается из-под кучи. Кучное выщелачивание больше не используется в США.

Источник: Комиссия по ядерному регулированию США (общественное достояние)

В 2020 году около 48,6 миллиона фунтов урана (эквивалент U 3 O 8 ) было загружено в коммерческий U.С. Ядерные энергетические реакторы.

Производство урана

После извлечения урановой руды из карьера или подземного рудника она перерабатывается в урановый концентрат на урановой фабрике. Руда измельчается, измельчается и измельчается в мелкий порошок. К мелкодисперсному порошку добавляются химические вещества, в результате чего уран отделяется от других минералов. Подземные воды от операций по добыче раствора циркулируют через слой смолы для извлечения и концентрирования урана.

Несмотря на название, концентрированный урановый продукт обычно представляет собой вещество черного или коричневого цвета, называемое желтый кек (U 3 O 8 ). Добытая урановая руда обычно дает от одного до четырех фунтов U 3 O 8 на тонну руды, или от 0,05% до 0,20% желтого кека. Твердые отходы карьерных и подземных горных работ называются хвостами фабрики . Обработанная вода от добычи раствора возвращается в резервуар подземных вод, где процесс добычи повторяется.

Конверсия урана

Следующим этапом ядерного топливного цикла является преобразование желтого кека в газ гексафторида урана (UF 6 ) на конвертерной установке. В природе встречаются три формы (изотопы) урана: U-234, U-235 и U-238. Современные конструкции ядерных реакторов в США требуют более высокой концентрации (обогащения) изотопа U-235 для эффективной работы. Газообразный гексафторид урана, производимый в конвертерной установке, называется природным UF 6 , поскольку исходные концентрации изотопов урана не меняются.

Обогащение урана

После конверсии газ UF 6 направляется на завод по обогащению, где отдельные изотопы урана разделяются с получением обогащенного UF 6 с концентрацией U-235 от 3% до 5%.

В США используются два типа процессов обогащения урана: газовая диффузия и газовая центрифуга. В настоящее время в Соединенных Штатах имеется одна действующая обогатительная фабрика, в которой используется процесс газовой центрифуги.Обогащенный UF 6 запечатывают в канистры и дают ему остыть и затвердеть перед транспортировкой на завод по сборке твэлов ядерного реактора поездом, грузовиком или баржей.

Лазерное разделение изотопов на атомарном паре (AVLIS) и молекулярное лазерное разделение изотопов (MLIS) – это новые технологии обогащения, которые в настоящее время разрабатываются. Эти процессы обогащения на основе лазера позволяют достичь более высоких коэффициентов начального обогащения (разделения изотопов), чем процессы диффузии или центрифугирования, и могут производить обогащенный уран быстрее, чем другие методы.

Реконверсия урана и изготовление ядерного топлива

После обогащения уран готов к превращению в ядерное топливо. На заводе по производству ядерного топлива UF 6 в твердой форме нагревается до газообразной формы, а затем газ UF 6 химически обрабатывается с образованием порошка диоксида урана (UO 2 ). Затем порошок прессуется и превращается в маленькие керамические топливные гранулы. Таблетки складываются и запечатываются в длинные металлические трубки диаметром около 1 сантиметра, образуя топливные стержни.Затем топливные стержни объединяются вместе, чтобы образовать тепловыделяющую сборку. В зависимости от типа реактора каждая тепловыделяющая сборка содержит от 179 до 264 топливных стержня. Типичная активная зона реактора содержит от 121 до 193 тепловыделяющих сборок.

У реактора

Когда тепловыделяющие сборки изготовлены, грузовики доставляют их на площадки реактора. Топливные сборки хранятся на площадке в бункерах для хранения свежего топлива до тех пор, пока они не понадобятся операторам реактора. На этом этапе уран лишь умеренно радиоактивен, и практически все излучение содержится в металлических трубках.Обычно операторы реакторов меняют около одной трети активной зоны реактора (от 40 до 90 тепловыделяющих сборок) каждые 12-24 месяца.

Активная зона реактора представляет собой цилиндрическую конструкцию пучков твэлов диаметром около 12 футов и высотой 14 футов, заключенную в стальной корпус высокого давления со стенками толщиной в несколько дюймов. Активная зона реактора практически не имеет движущихся частей, за исключением небольшого количества управляющих стержней, которые вставляются для регулирования реакции ядерного деления. Размещение тепловыделяющих сборок рядом друг с другом и добавление воды инициируют ядерную реакцию.

Ядерная тепловыделяющая сборка

Источник: Комиссия по альтернативным источникам энергии и атомной энергии, Франция (общественное достояние)

Заключительная стадия ядерного топливного цикла

Промежуточное хранение и окончательная утилизация в США

После использования в реакторе тепловыделяющие сборки становятся высокорадиоактивными, и их необходимо удалить и хранить под водой на площадке реактора в бассейне с отработавшим топливом в течение нескольких лет.Даже несмотря на то, что реакция деления остановилась, отработанное топливо продолжает выделять тепло в результате распада радиоактивных элементов, которые образовались при расщеплении атомов урана. Вода в бассейне служит как для охлаждения топлива, так и для блокирования выхода радиации. С 1968 г. по 31 декабря 2017 г. в общей сложности 276 879 тепловыделяющих сборок были выгружены и хранились на площадках 119 закрытых и действующих коммерческих ядерных реакторов в США.

В течение нескольких лет отработавшее топливо остынет в бассейне и может быть перемещено в контейнер для хранения сухих контейнеров на площадке электростанции.Многие операторы реакторов хранят свое старое отработавшее топливо в этих специальных уличных бетонных или стальных контейнерах с воздушным охлаждением. Узнайте больше о хранении отработавшего топлива.

Заключительным этапом ядерного топливного цикла является сбор отработавших тепловыделяющих сборок из мест временного хранения для окончательного захоронения в постоянном подземном хранилище. В настоящее время в Соединенных Штатах нет постоянного подземного хранилища высокоактивных ядерных отходов.

Последнее обновление: 21 июня 2021 г.

.

Оставить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *