Ядерный реактор – устройство, принцип действия
4
Средняя оценка: 4
Всего получено оценок: 319.
4
Средняя оценка: 4
Всего получено оценок: 319.
Главной частью любой атомной электростанции является ядерный реактор, вырабатывающий энергию, которая потом направляется на генераторы. Рассмотрим кратко его устройство и принцип действия.
Принцип работы атомного реактора
Во всех существующих атомных электростанциях энергия вырабатывается за счет деления ядер тяжелых элементов (чаще всего урана-235 или плутония-239) .
Ключевым моментом этого процесса является управление скоростью распада. Если скорость будет слишком низка – цепная реакция прекратится, распад перестанет быть самоподдерживающимся. Если скорость будет слишком велика – произойдет резкое увеличение выделения энергии, что приведет к взрыву.
Рис. 1. Управление коэффициентом размножения нейтронов.Таким образом, ядерный реактор должен иметь возможность увеличивать и уменьшать скорость распада.
Управление коэффициентом размножения нейтронов достигается путем введение в зону реакции конструктивных элементов (стержней), содержащих вещество, хорошо поглощающее нейтроны. При этом если эти стержни полностью выведены из зоны реакции – коэффициент размножения становится больше единицы, а если полностью введены – меньше.
Кроме того, поскольку быстрые нейтроны имеют гораздо меньшую вероятность захвата ядрами, в реакторе должно присутствовать вещество, замедляющее нейтроны.
Устройство реактора
Устройство ядерного реактора представлено на следующем рисунке:
Рис. 2. Устройство атомного реактора.В рабочей зоне ядерного реактора находятся стержни или пластины из урана или плутония, окруженные теплоносителем, который одновременно является и замедлителем нейтронов (как правило, это тяжелая вода).
Вся рабочая зона окружается толстой защитной оболочкой, задерживающей нейтроны и γ-излучение. Таким образом, все критически ответственные и потенциально опасные элементы реактора работают в стабильных условиях закрытого пространства, что повышает надежность и безопасность работы.
Реактор – это уникальная часть атомной электростанции. Но тепло, полученное во втором контуре, используется точно так же, как и в обычных тепловых электростанциях – теплоноситель подается на турбину, вращающую электрические генераторы.
Что мы узнали?
Ядерный реактор – это устройство, в котором происходит управляемая цепная реакция распада тяжелых ядер. Управление цепной реакцией производится с помощью частичного введения в зону реакции стержней из вещества, хорошо поглощающего нейтроны. Это позволяет изменять коэффициент размножения нейтронов и скорость цепной реакции.
Тест по теме
Доска почёта
Чтобы попасть сюда – пройдите тест.
Пока никого нет. Будьте первым!
Оценка доклада
4
Средняя оценка: 4
Всего получено оценок: 319.
А какая ваша оценка?
замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике / Хабр
Мечта современных ядерщиков — энергетика без радиоактивных отходов. Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для реакторов разного типа.
Попутно снижается потребность в дорогостоящем обогащении урана, а в итоге получается что-то фантастическое и, условно, вечно работающее.БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 годуПод катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.
Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.
Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.
Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.
Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.
Классический топливный цикл
MOX (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержит несколько видов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана). НАО, САО, ВАО — разные типы радиоактивных отходов. ОЯТ — отработавшее ядерное топливо
Центр современного цикла — ядерный реактор на тепловых нейтронах. Он выделен зеленым. В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный по изотопу-235. Чтобы его получить, урановую руду извлекают, перерабатывают, а потом проводят долгое и дорогостоящее обогащение.
В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.
Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо.
Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.
Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.
Ядерные реакторы на тепловых нейтронах
Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так: Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.
Условная схема ядерной электростанции
Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.
Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.
Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.
Общий вид самого реактора:
Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.
Ядерные реакторы на быстрых нейтронах
Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».
Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.
Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.
В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.
Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.
Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.
Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.
В результате природный уран-238 преобразуется в изотоп плутония-239, который обладает свойствами деления, схожими с ураном-235. И тут появляется возможность преобразовать почти не делящийся в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 в новое ядерное топливо.Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.
Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.
А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.
Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления ~98℃.
Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах
В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование.
Следующий шаг — БРЕСТ
Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (tплав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).
На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.
Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.
Двухкомпонентная ядерная энергетика
Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.
БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.
Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива
На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива.
Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.
Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.
Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.
Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.
Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН.
В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.
Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.
Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.
На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном.
Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.
Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.
Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.
В отличие от прошлого века, когда необходимо было получить ядерное оружие и заодно ядерную энергетику любой ценой, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и с обеспечением естественной безопасности. И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным направлениям без работы не останутся.
Учебное пособие по ядерному реактору | Inspirit
Инструменты для творчества скоро появятся, чтобы вдохновить!
Присоединяйтесь к списку рассылки, чтобы узнать, когда мы запустимся.
Swati Talwar
HS-PS1-8 деление
схема ядерного реактора
типы ядерных реакторов
Ядерный реактор — это машина, которая помогает контролировать реакцию ядерного деления или реакции ядерного синтеза.
Содержание
Источник
Знаете ли вы, что происходит на атомной электростанции? Атомная станция — это место, где происходят ядерные реакции с выделением энергии. Эта энергия используется для отопления, производства электроэнергии и т. д. Источником энергии в ядерных энергетических реакторах является урановое топливо. Поскольку мы очень мало знаем о ядерных реакторах, давайте узнаем о них подробнее!
ОПРЕДЕЛЕНИЕ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Ядерные реакторы можно определить как устройство, которое используется для управления цепными реакциями ядерного деления. Ядерные реакторы являются основными частями любой атомной станции.
Они помогают контролировать и сдерживать цепные ядерные реакции, происходящие на атомной станции.
Реакция происходит в физическом процессе, известном как деление , и тепло, выделяющееся в результате реакции, используется для производства пара, который помогает вращать турбину для выработки электроэнергии. Атомная электростанция считается крупнейшим источником надежного производства безуглеродной электроэнергии.
Источник
СХЕМА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Помогает контролировать реакцию ядерного деления. Различные компоненты ядерного реактора следующие:
- Топливо
- Замедлитель в ядерном реакторе
- Стержни управления ядерным реактором
- Напорные трубки
- Парогенераторы
- Теплоноситель в ядерном реакторе
- Сдерживание
ТИПЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Существуют следующие типы ядерных реакторов:
- Водо-водяной реактор (PWR)
- Усовершенствованный газоохлаждаемый реактор (AGCR)
- Реакторы с кипящей водой (BWR)
- Легководный реактор с графитовым замедлителем (LWGR)
- Реактор на быстрых нейтронах (РБН)
- В качестве теплоносителя ядерного реактора наиболее распространенным является вода.
Вода также нагревается для образования пара, который вращает турбины. - Позже он снова конденсируется, образуя воду, чтобы его можно было снова использовать.
- Считается самым экологически чистым источником энергии.
Вода также нагревается для образования пара, который вращает турбины.Часто задаваемые вопросы
В. Какие существуют четыре типа ядерных реакторов?
Четыре типа ядерных реакторов:
- Реактор с водой под давлением (PWR)
- Усовершенствованный газоохлаждаемый реактор (AGCR)
- Реакторы с кипящей водой (BWR)
- Легководный реактор с графитовым замедлителем (LWGR)
В. Сколько ядерных реакторов в Индии?
В Индии имеется 22 ядерных реактора общей мощностью 6780 МВт.
В. В какой стране больше всего ядерных реакторов?
В Соединенных Штатах Америки больше всего ядерных реакторов. В их составе 96 атомных станций мощностью 97 565 МВт.
В. Каков принцип работы ядерных реакторов?
Ядерные реакторы работают по принципу ядерного деления.
В этом процессе тяжелое атомное ядро в конечном итоге распадается на два более мелких компонента. Ядерные компоненты находятся в очень возбужденном состоянии и испускают другие субатомные частицы, нейтроны и фотоны.
Надеемся, вам понравился этот урок, и вы узнали что-то интересное о ядерных реакторах! Присоединяйтесь к нашему сообществу Discord, чтобы получить ответы на любые вопросы и пообщаться с другими учениками, такими же, как и вы! Обещаем, это делает учебу намного веселее! силовые реакторы.aspx. По состоянию на 19 апреля 2022 г. Реакторы электростанций За исключением солнечных, ветряных и гидроэлектростанций, большинство электростанций представляют собой парогенерирующие установки, использующие различные системы для производства пара. Существует множество различных типов реакторов, используемых на атомных электростанциях по всему миру для получения ядерной энергии. Двумя наиболее распространенными реакторами являются реакторы с водой под давлением и реакторы с кипящей водой, оба из которых являются легководными реакторами (LWR). В легководных реакторах для охлаждения и нагрева ядерного топлива используется обычная вода. LWR, как правило, являются наиболее экономичным и распространенным типом реакторов. Реактор с водой под давлением (PRW) При делении ядер выделяется тепло внутри реактора. Это тепло передается воде, циркулирующей вокруг уранового топлива в первой из трех отдельных водяных систем. Вода нагревается до чрезвычайно высоких температур, но не кипит, потому что вода находится под давлением. Эти трубы окружены другой водяной системой, называемой вторичной или парогенерирующей системой. Тепло, а не вода, от первого теплоносителя передается вторичной системе, которая затем превращается в пар. Первичная и вторичная системы являются закрытыми системами. Это означает, что вода, протекающая через реактор, остается отдельной и не смешивается с водой из других систем. Пар перекачивается из защитной оболочки в машинное отделение, толкая гигантские лопасти турбины. Турбина соединена с электрическим генератором. После вращения турбин пар охлаждается, проходя по трубам, по которым проходит третья водяная система, называемая охлаждающей жидкостью конденсатора. Когда пар охлаждается, он снова конденсируется в воду и возвращается в парогенератор для повторного использования. Реакторы с водой под давлением (PWR) и реакторы с кипящей водой (BWR) | Duke Energy
Атомная электростанция использует урановое топливо для производства ядерного деления, которое нагревает воду до состояния пара, приводящего в движение турбину, которая в конечном итоге производит электричество.
Вода в системе первого контура проходит через активную зону реактора, действуя как замедлитель и теплоноситель, но не поступает в турбину. Он содержится в контуре трубопровода под давлением. Горячая вода под давлением проходит через ряд труб внутри парогенератора.