Основные элементы ядерного реактора и их назначение. Как работает ядерный реактор? Реактор на быстрых нейтронах

Назад Вперёд

Внимание! Предварительный просмотр слайдов используется исключительно в ознакомительных целях и может не давать представления о всех возможностях презентации. Если вас заинтересовала данная работа, пожалуйста, загрузите полную версию.

Цели урока:

Образовательные: актуализация имеющихся знаний; продолжить формирование понятий: деление ядер урана, цепная ядерная реакция, условия её протекания, критическая масса; ввести новые понятия: ядерный реактор, основные элементы ядерного реактора, устройство ядерного реактора и принцип его действия, управление ядерной реакцией, классификация ядерных реакторов и их использование;
Развивающие: продолжить формирование умений наблюдать и делать выводы, а также развивать интеллектуальные способности и любознательность учащихся;
Воспитательные: продолжить воспитание отношения к физике как к экспериментальной науке; воспитывать добросовестное отношение к труду, дисциплинированность, положительное отношение к знаниям.

Тип урока: изучение нового материала.

Оборудование: мультимедийная установка.

Ход урока

1. Организационный момент.

Ребята! Сегодня на уроке мы с вами повторим деление ядер урана, цепную ядерную реакцию, условия её протекания, критическую массу, узнаем, что такое ядерный реактор, основные элементы ядерного реактора, устройство ядерного реактора и принцип его действия, управление ядерной реакцией, классификацию ядерных реакторов и их использование.

2. Проверка изученного материала.

Механизм деления ядер урана.
Расскажите о механизме протекания цепной ядерной реакции.
Приведите пример ядерной реакции деления ядра урана.
Что называется критической массой?
Как идет цепная реакция в уране, если его масса меньше критической, больше критической?
Чему равна критическая масса урана 295, можно ли уменьшить критическую массу?
Какими способами можно изменить ход цепной ядерной реакции?
С какой целью замедляют быстрые нейтроны?
Какие вещества используют в качестве замедлителей?
За счет каких факторов можно увеличить число свободных нейтронов в куске урана, обеспечив тем самым возможность протекания в нем реакции?

3. Объяснение нового материала.

Ребята, ответьте на такой вопрос: А что является главной частью любой атомной электростанции? (ядерный реактор )

Молодцы. Итак, ребята сейчас более подробно остановимся на этом вопросе.

Историческая справка.

Игорь Васильевич Курчатов- выдающийся советский физик, академик, основатель и первый директор Института атомной энергии с 1943 г. по 1960 г., главный научный руководитель атомной проблемы в СССР, один из основоположников использования ядерной энергии в мирных целях. Академик АН СССР (1943). Испытания первой атомной советской бомбы проводились в 1949 году. Через четыре года проводились успешные испытания первой в мире водородной бомбы. А в 1949 году Игорь Васильевич Курчатов начал работу над проектом атомной электростанции. Атомная электростанция – вестник мирного использования атомной энергии. Проект был успешно закончен: 27 июля 1954 наша атомная электростанция стала первой в мире! Курчатов ликовал и веселился как ребенок!

Определение ядерного реактора.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.

Первый ядерный реактор был построен в 1942 году в США под руководством Э. Ферми. В нашей стране первый реактор был построен в 1946 году под руководством И. В. Курчатова.

Основными элементами ядерного реактора являются:

ядерное горючее(уран 235, уран 238, плутоний 239);
замедлитель нейтронов (тяжелая вода, графит и др.);
теплоноситель для вывода энергии, образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.);
Регулирующие стержни (бор, кадмий) - сильно поглощающие нейтроны
Защитная оболочка, задерживающая излучения (бетон с железным наполнителем).

Принцип действия ядерного реактора

Ядерное топливо располагается в активной зоне в виде вертикальных стержней, называемых тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ). ТВЭЛы предназначены для регулирования мощности реактора.

Масса каждого топливного стержня значительно меньше критической, поэтому в одном стержне цепная реакция происходить не может. Она начинается после погружения в активную зону всех урановых стержней.

Активная зона окружена слоем вещества, отражающего нейтроны (отражатель) и защитной оболочкой из бетона, задерживающего нейтроны и другие частицы.

Отвод тепла от топливных элементов. Теплоноситель- вода омывает стержень, нагретая до 300°С при высоком давлении, поступает в теплообменники.

Роль теплообменника - вода, нагретая до 300°С, отдает тепло обычной воде, превращается в пар.

Управление ядерной реакцией

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

Реактор на медленных нейтронах.

Наиболее эффективное деление ядер урана-235 происходит под действием медленных нейтронов. Такие реакторы называются реакторами на медленных нейтронах. Вторичные нейтроны, образующиеся в результате реакции деления, являются быстрыми. Для того чтобы их последующее взаимодействие с ядрами урана-235 в цепной реакции было наиболее эффективно, их замедляют, вводя в активную зону замедлитель - вещество, уменьшающее кинетическую энергию нейтронов.

Реактор на быстрых нейтронах.

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

Гомогенные и гетерогенные реакторы.

Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава. Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.

Преобразование внутренней энергии атомных ядер в электрическую энергию.

Ядерный реактор является основным элементом атомной электростанции (АЭС), преобразующей тепловую ядерную энергию в электрическую. Преобразование энергии происходит по следующей схеме:

внутренняя энергия ядер урана -
кинетическая энергия нейтронов и осколков ядер -
внутренняя энергия воды -
внутренняя энергия пара -
кинетическая энергия пара -
кинетическая энергия ротора турбины и ротора генератора -
электрическая энергия.

Использование ядерных реакторов.

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы и размножители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и промышленные.

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, атомных теплоэлектроцентралях, а также на атомных станциях теплоснабжения.

Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями. В реакторе-конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного.

В реакторе-размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.

Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических в биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов.

Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим работы. Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

Экологические катастрофы на АЭС

1957 г. – авария в Великобритании
1966 г. – частичное расплавление активной зоны после выхода из строя охлаждения реактора неподалеку от Детройта.
1971 г. – много загрязненной воды ушло в реку США
1979 г. – крупнейшая авария в США
1982 г. – выброс радиоактивного пара в атмосферу
1983 г. – страшная авария в Канаде (20 минут вытекала радиоактивная вода – по тонне в минуту)
1986 г. – авария в Великобритании
1986 г. – авария в Германии
1986 г. – Чернобыльская АЭС
1988 г. – пожар на АЭС в Японии

Современные АЭС оснащены ПК, а раньше даже после аварии реакторы продолжали работать, так как не было автоматической системы отключения.

4. Закрепление материала.

Что называют ядерным реактором?
Что является ядерным горючим в реакторе?
Какое вещество служит замедлителем нейтронов в ядерном реакторе?
Каково назначение замедлителя нейтронов?
Для чего нужны регулирующие стержни? Как ими пользуются?
Что используется в качестве теплоносителя в ядерных реакторах?
Для чего нужно, чтобы масса каждого уранового стержня была меньше критической массы?

5. Выполнение теста.

Какие частицы участвуют в делении ядер урана?
А. протоны;
Б. нейтроны;
В. электроны;
Г. ядра гелия.
Какая масса урана является критической?
А. наибольшая, при которой возможно протекание цепной реакции;
Б. любая масса;
В. наименьшая, при которой возможно протекание цепной реакции;
Г. масса, при которой реакция прекратится.
Чему приблизительно равна критическая масса урана 235?
А. 9 кг;
Б. 20 кг;
В. 50 кг;
Г. 90 кг.
Какие вещества из перечисленных ниже могут быть использованы в ядерных реакторах в качестве замедлителей нейтронов?
А. графит;
Б. кадмий;
В. тяжёлая вода;
Г. бор.
Для протекания цепной ядерной реакции на АЭС нужно, чтобы коэффициент размножения нейтронов был:
А. равен 1;
Б. больше 1;
В. меньше 1.
Регулирование скорости деления ядер тяжелых атомов в ядерных реакторах осуществляется:
А. за счет поглощения нейтронов при опускании стержней с поглотителем;
Б. за счет увеличения теплоотвода при увеличении скорости теплоносителя;
В. за счет увеличения отпуска электроэнергии потребителям;
Г. за счет уменьшения массы ядерного топлива в активной зон при вынимании стержней с топливом.
Какие преобразования энергии происходят в ядерном реакторе?
А. внутренняя энергия атомных ядер превращается в световую энергию;
Б. внутренняя энергия атомных ядер превращается в механическую энергию;
В. внутренняя энергия атомных ядер превращается в электрическую энергию;
Г. среди ответов нет правильного.
В 1946 году в Советском Союзе был построен первый ядерный реактор. Кто был руководителем этого проекта?
А. С. Королев;
Б. И. Курчатов;
В. Д. Сахаров;
Г. А. Прохоров.
Какой путь вы считаете самым приемлемым для повышения надежности АЭС и предотвращения заражения внешней среды?
А. разработка реакторов, способных автоматически охладить активную зону реактора независимо от воли оператора;
Б. повышение грамотности эксплуатации АЭС, уровня профессиональной подготовленности операторов АЭС;
В. разработка высокоэффективных технологий демонтажа АЭС и переработки радиоактивных отходов;
Г. расположение реакторов глубоко под землей;
Д. отказ от строительства и эксплуатации АЭС.
Какие источники загрязнения окружающей среды связаны с работой АЭС?
А. урановая промышленность;
Б. ядерные реакторы разных типов;
В. радиохимическая промышленность;
Г. места переработки и захоронения радиоактивных отходов;
Д. использование радионуклидов в народном хозяйстве;
Е. ядерные взрывы.

Ответы : 1 Б; 2 В; 3 В; 4 А, В; 5 А; 6 А; 7 В;. 8 Б; 9 Б. В; 10 А, Б, В, Г, Е.

6. Итоги урока.

Что нового узнали сегодня на уроке?

Что понравилось на уроке?

Какие есть вопросы?

СПАСИБО ЗА РАБОТУ НА УРОКЕ!

Ядерный (атомный) реактор
Nuclear reactor

Ядерный (атомный) реактор – установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся управляемая цепная ядерная реакция деления. Ядерные реакторы используются в атомной энергетике и в исследовательских целях. Основная часть реактора – его активная зона, где происходит деление ядер и выделяется ядерная энергия. Активная зона, имеющая обычно форму цилиндра объёмом от долей литра до многих кубометров, содержит делящееся вещество (ядерное топливо) в количестве, превышающем критическую массу. Ядерное топливо (уран, плутоний) размещается, как правило, внутри тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), количество которых в активной зоне может достигать десятков тысяч. ТВЭЛы сгруппированы в пакеты по несколько десятков или сотен штук. Активная зона в большинстве случаев представляет собой совокупность ТВЭЛов погружённых в замедляющую среду (замедлитель) – вещество, за счёт упругих соударений с атомами которого энергия нейтронов, вызывающих и сопровождающих деление, снижается до энергий теплового равновесия со средой. Такие “тепловые” нейтроны обладают повышенной способностью вызывать деление. В качестве замедлителя обычно используется вода (в том числе и тяжёлая, D 2 О) и графит. Активную зону реактора окружает отражатель из материалов, способных хорошо рассеивать нейтроны. Этот слой возвращает вылетающие из активной зоны нейтроны обратно в эту зону, повышая скорость протекания цепной реакции и снижая критическую массу. Вокруг отражателя размещают радиационную биологическую защиту из бетона и других материалов для снижения излучения за пределами реактора до допустимого уровня.
В активной зоне в результате деления освобождается в виде тепла огромная энергия. Она выводится из активной зоны с помощью газа, воды или другого вещества (теплоносителя), которое постоянно прокачивается через активную зону, омывая ТВЭЛы. Это тепло может быть использовано для создания горячего пара, вращающего турбину электростанции.
Для управления скоростью протекания цепной реакции деления применяют регулирующие стержни из материалов, сильно поглощающих нейтроны. Введение их в активную зону снижает скорость цепной реакции и при необходимости полностью останавливает её, несмотря на то, что масса ядерного топлива превышает критическую. По мере извлечения регулирующих стержней из активной зоны поглощение нейтронов уменьшается, и цепная реакция может быть доведена до стадии самоподдерживающейся.
Первый реактор был пущен в США в 1942 г. В Европе первый реактор был пущен в 1946 г. в СССР.

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

как работает реакторГрадирни АЭС
Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция - это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.

Ядерный реактор - это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово «ядерный». Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали «Чикагской поленницей».

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский - всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Принцип работы ядерного (атомного) реактора

У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, теплоноситель, система управления и защиты. В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций — пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.

Приведем ниже схему работы ядерного реактора.

схема работы ядерного реактораСхема ядерного реактора на АЭС

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов. Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

Как запускают ядерный реактор?

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он — кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы.

Ядерное топливоЯдерное топливо

Критическая масса - это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

Вам понравится: Математические штучки-фокусы для студентов-гуманитариев и не очень (Часть 1)
В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике - обращайтесь к специалистам нашей компании. Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!

blog/kak-rabotaet-yadernyj-reaktor/

В 1948 г. по предложению И. В. Курчатова начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии. Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области.

За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).

Самый большой в мире парк АЭС принадлежит США. В эксплуатации находятся 104 энергоблока суммарной мощностью около 100 ГВт. Они обеспечивают производство 20% электроэнергии.

Мировым лидером по использованию АЭС является Франция. Ее 59 атомных станций вырабатывают около 80% всей электроэнергии. При этом их суммарная мощность меньше, чем у американских - около 70 ГВт.

Среди лидеров по количеству ядерных реакторов в мире можно встретить и две азиатские страны - Японию и Южную Корею.

За годы развития атомной энергетики несколько раз случались серьезные аварии, в первую очередь это случаи на американской АЭС Три Майл Айленд, украинской ЧАЭС и японской Фукусима-1.

Белорусские власти планируют построить АЭС в Гродненской области, в нескольких десятках километров от границы с Литвой. Станция будет включать в себя два блока общей мощностью 2,4 тысячи мегаватт. Первый, как ожидается, будет введен в действие в 2016, второй - в 2018 году.

Ссылки

Ядерный реактор

Ядерным реактором называют реактор, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция деления. В настоящее время существует очень много различных типов ядерных реакторов разной мощности, которые различаются по величине энергии используемых нейтронов, по типу используемого ядерного топлива, по структуре активной зоны реактора, по типу замедлителя, теплоносителя и т.д. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1. Она была запущена 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.

На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.

Реакторы на медленных нейтронах

Реакторы, работающие на тепловых нейтронах (их скорости 2·10 3 м/с), состоят из следующих основных частей:

А) делящегося вещества , в качестве которого используют изотопы урана ($~^{233}_{92}U$ ,$~^{235}_{92}U$), тория ($~^{232}_{90}Th$) или плутония ($~^{239}_{94}Pu$ , $~^{240}_{94}Pu$ , $~^{241}_{94}Pu$); б) замедлителя нейтронов , которым служит графит, тяжелая или обычная вода; в) отражателя нейтронов , в качестве которого обычно используют те же вещества, что и для замедления нейтронов; г) теплоносителя , предназначенного для отвода теплоты из активной зоны реактора. В качестве теплоносителя используют воду, жидкие металлы, некоторые органические жидкости; д) регулирующих стержней ; е) системы дозиметрического контроля и биологической защиты окружающей среды от потоков нейтронов и γ -излучения, возникающих в активной зоне реактора.

Уран входит в состав ядерного топлива в виде тугоплавких соединений. Среди них особенно популярна двуокись урана U2O, химически инертная и выдерживающая температуры до 2800 °C. Из этой керамики изготавливают небольшие таблетки диаметром в несколько сантиметров. Получившееся ядерное топливо упаковывают в так называемые тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), устройство одного из которых показано на рисунке 2. Циркониевая оболочка служит для изоляции урана и радиоактивных продуктов цепной реакции от химического контакта с внешней средой, прежде всего, с теплоносителем. ТВЭЛ должен хорошо проводить тепло, передавая его от ядерного топлива к теплоносителю.

Рис. 2. Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы)

Если при реакции нейтронов будет образовываться меньше, чем нужно, то цепная реакция рано или поздно прекратится. В том случае, если нейтронов будет образовываться больше, чем нужно, количество ядер урана, вовлекаемых в реакцию деления, будет лавинообразно нарастать. Если не увеличить скорость поглощения нейтронов, то управляемая реакция может перерасти в ядерный взрыв.

Изменять скорость поглощения нейтронов можно при помощи управляющих стержней, изготовленных из кадмия, гафния, бора или других веществ (рис. 3).

Теплота, выделяемая в ядерном реакторе при цепной реакции деления ядер, уносится теплоносителем - водой, находящейся под давлением 10 МПа, вследствие чего вода нагревается до 270 °С не закипая. Далее вода поступает в теплообменник, где отдает значительную часть своей внутренней энергии воде второго контура и с помощью насосов вновь попадает в активную зону реактора. Вода второго контура в теплообменнике превращается в пар, который поступает в паровую турбину, приводящую в действие электрогенератор. Второй контур, как и первый, является замкнутым. После турбины пар попадает в конденсатор, где змеевик охлаждается холодной проточной водой. Здесь пар превращается в воду и с помощью насосов вновь попадает в теплообменник. Направление движения воды в контурах таково, что в теплообменнике потоки воды в обоих контурах движутся навстречу друг другу. Раздельные контуры необходимы и потому, что в первом контуре вода, проходя через активную зону реактора, становится радиоактивной. Во втором же контуре пар и вода практически нерадиоактивны.

Ссылки

Реакторы на быстрых нейтронах

Если в качестве ядерного горючего используется уран, в котором значительно увеличено содержание изотопа $~^{235}_{92}U$ , то ядерный реактор может работать без использования замедлителя на быстрых нейтронах, освобождающихся при делении ядер. В таком реакторе более 1/3 нейтронов, освобождающихся при цепной реакции, может поглощаться ядрами изотопа урана-238, вследствие чего возникают ядра изотопа урана-239.

Ядра нового изотопа бета-радиоактивны. В результате бета-распада образуется ядро девяносто третьего элемента таблицы Менделеева - нептуния. Ядро нептуния, в свою очередь, путем бета-распада превращается в ядро девяносто четвертого элемента - плутония:

$~\begin{matrix} & \nearrow \beta^- & \nearrow \beta^- & \\ ^{238}_{92}U + \ ^1_0n \to & ^{239}_{92}U \to \ & ^{239}_{93}Np \to \ & ^{239}_{94}Pu \end{matrix}$ .

Таким образом, ядро изотопа урана-238 после поглощения нейтрона самопроизвольно превращается в ядро изотопа плутония $~^{239}_{94}Pu$ .

Плутоний-239 по способности к взаимодействию с нейтронами очень похож на изотоп урана-235. При поглощении нейтрона ядро плутония делится и испускает 3 нейтрона, способных поддерживать развитие цепной реакции. Следовательно, реактор на быстрых нейтронах является не только установкой для осуществления цепной реакции деления ядер изотопа урана-235, но и одновременно установкой для получения из широко распространенного и относительно дешевого изотопа урана-238 нового ядерного горючего, плутония-239. На 1 кг израсходованного урана-235 в реакторе на быстрых нейтронах можно получить более килограмма плутония-239, который может быть, в свою очередь, использован для осуществления цепной реакции и получения новой порции плутония из урана.

Таким образом, ядерный реактор на быстрых нейтронах может одновременно служить энергетической установкой и реактором - размножителем ядерного горючего, позволяющим в конечном счете использовать для получения энергии не только редкий изотоп урана-235, но и изотоп урана-238, которого в природе в 140 раз больше.

Ссылки

Атомная станция с реакторами на быстрых нейтронах (БН 600)
Баллада о быстрых нейтронах: Уникальный реактор Белоярской АЭС

Назначение ядерных реакторов

По своему назначению ядерные реакторы делятся на следующие типы:

А) исследовательские - с их помощью получают мощные пучки нейтронов для научных целей; б) энергетические - предназначены для получения электрической энергии в промышленных масштабах; в) теплофикационные - в них получают теплоту для нужд промышленности и теплофикации; г) воспроизводящие - служат для получения из урана $~^{238}_{92}U$ и тория $~^{232}_{90}Th$ делящихся материалов плутония $~^{239}_{94}Pu$ и урана $~^{233}_{92}U$; д) транспортные - их используют в двигательных установках кораблей и подводных лодок; е) реакторы для промышленного получения изотопов различных химических элементов, обладающих искусственной радиоактивностью.

Ссылки

Преимущества АЭС

АЭС имеют ряд преимуществ по сравнению с тепловыми электростанциями, работающими на органическом топливе:

небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки: 1 кг природного урана заменяет 20 т угля. Для сравнения, одна только Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля;
хотя при работе АЭС в атмосферу и выбрасывается некоторое количество ионизированного газа, однако обычная тепловая электростанция вместе с дымом выводит ещё большее количество радиационных выбросов, из-за естественного содержания радиоактивных элементов в каменном угле;
с одного реактора АЭС может быть получена большая мощность (1000-1600 МВт на энергоблок).

Экологические проблемы

У современных атомных электростанций коэффициент полезного действия приблизительно равен 30%. Следовательно, для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем. Очень важная задача состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Однако ядерной энергетике, как и многим другим отраслям промышленности, присущи вредные и опасные факторы воздействия на окружающую среду. Наибольшую потенциальную опасность представляет радиоактивное загрязнение.

Опыт эксплуатации АЭС во всем мире показывает, что биосфера надежно защищена от радиационного воздействия в нормальном режиме эксплуатации предприятий ядерной энергетики. После аварии на Чернобыльской АЭС (1986 г.) проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой. Взрыв четвертого реактора на Чернобыльской АЭС показал, что риск разрушения активной зоны реактора из-за ошибок персонала и просчетов в конструкции остается реальностью. Необходимо принимать самые строгие меры для снижения этого риска.

Сложные проблемы возникают с захоронением радиоактивных отходов и демонтажем отслуживших свой срок АЭС. Наиболее известными среди продуктов распада являются стронций и цезий. Блоки отработанного ядерного топлива необходимо охлаждать. Дело в том, что при радиоактивном распаде выделяется так много тепла, что блоки могут расплавиться. Кроме того, блоки могут излучать новые радиоактивные элементы. Эти элементы как источники радиоактивности применяются в медицине, промышленности и научных исследованиях. Все прочие ядерные отходы необходимо изолировать и хранить в течение многих лет. Лишь через несколько сотен лет радиоактивность отходов снизится и станет сравнимой с естественным фоном. Отходы помещают в специальные контейнеры, которые закапывают в выработанные шахты или расселины в скалах.

Вот этот невзрачный серый цилиндр и является ключевым звеном российской атомной индустрии. Выглядит, конечно, не слишком презентабельно, но стоит понять его назначение и взглянуть на технические характеристики, как начинаешь осознавать, почему секрет его создания и устройства государство охраняет как зеницу ока.

Да, забыл представить: перед вами газовая центрифуга для разделения изотопов урана ВТ-3Ф (n-го поколения). Принцип действия элементарный, как у молочного сепаратора, тяжелое, по воздействием центробежной силы, отделяется от легкого. Так в чем же значимость и уникальность?

Для начала ответим на другой вопрос – а вообще, зачем разделять уран?

Природный уран, который вот прямо в земле лежит, представляет из себя коктейль из двух изотопов: урана-238 и урана-235 (и 0,0054 % U-234).
Уран-238 , это просто тяжелый, серого цвета металл. Из него можно сделать артиллерийский снаряд, ну или… брелок для ключей. А вот что можно сделать из урана-235 ? Ну во первых атомную бомбу, во вторых топливо для АЭС. И вот тут мы подходим к ключевому вопросу – как разделить эти два, практически идентичных атома, друг от друга? Нет, ну действительно, КАК?!

Кстати: Радиус ядра атома урана —1.5 10 -8 см.

Для того, что бы атомы урана можно было загнать в технологическую цепочку, его (уран) нужно превратить в газообразное состояние. Кипятить смысла нет, достаточно соединить уран с фтором и получить гексафторид урана ГФУ . Технология его получения не очень сложная и затратная, а потому ГФУ получают прямо там, где этот уран и добывают. UF6 является единственным легколетучим соединением урана (при нагревании до 53°С гексафторид (на фото) непосредственно переходит из твердого состояния в газообразное). Затем его закачивают в специальные емкости и отправляют на обогащение.

Немного истории

В самом начале ядерной гонки, величайшими научными умами, как СССР, так и США, осваивалась идея диффузионного разделения – пропускать уран через сито. Маленький 235-й изотоп проскочит, а «толстый» 238-й застрянет. Причем изготовить сито с нано-отверстиями для советской промышленности в 1946-м году было не самой сложной задачей.

Из доклада Исаака Константиновича Кикоина на научно-технического совете при Совете Народных Комиссаров (приведен в сборнике рассекреченных материалах по атомному проекту СССР (Ред. Рябев)): В настоящее время мы научились делать сетки с отверстиями около 5/1 000 мм, т.е. в 50 раз большими длины свободного пробега молекул при атмосферном давлении. Следовательно, давление газа, при котором разделение изотопов на таких сетках будет происходить, должно быть меньше 1/50 атмосферного давления. Практически мы предполагаем работать при давлении около 0,01 атмосферы, т.е. в условиях хорошего вакуума. Расчет показывает, что для получения продукта, обогащенного до концентрации в 90 % легким изотопом (такая концентрация достаточна для получения взрывчатого вещества), нужно соединить в каскад около 2 000 таких ступеней. В проектируемой и частично изготовленной нами машине рассчитывается получить 75-100 г урана-235 в сутки. Установка будет состоять приблизительно из 80-100 «колонн», в каждой из которых будет смонтировано 20-25 ступеней».

Ниже приведен документ — доклад Берии Сталину о подготовке первого атоиного взрыва. Внизу дана небольшая справка о наработанных ядерных материалах к началу лета 1949-го года.

И вот теперь сами представьте – 2000 здоровенных установок, ради каких-то 100 грамм! Ну а куда деваться-то, бомбы ведь нужны. И стали строить заводы, и не просто завода, а целые города. И ладно только города, электричества эти диффузионные заводы требовали столько, что приходилось строить рядом отдельные электростанции.

На фото: первый в мире завод газодиффузионного обогащения урана К-25 в Ок-Ридже (США). Строительство обошлось в $500 млн. Протяженность U-образного здания около полумили.

В СССР Первая очередь Д-1 комбината №813, была рассчитана на суммарный выпуск 140 граммов 92-93 %-ного урана-235 в сутки на 2-х идентичных по мощности каскадах из 3100 ступеней разделения. Под производство отводился недостроенный авиационный завод в поселке Верх-Нейвинск, что в 60 км от Свердловска. Позже он превратился в Свердловск-44, а 813-й завод (на фото) в Уральский электрохимический комбинат – крупнейшее в мире разделительное производство.

И хотя технология диффузионного разделения, пусть и с большими технологическими трудностями, было отлажена, идея освоения более экономичного центрифужного процесса не сходила с повестки дня. Ведь если удастся создать центрифугу, то энергопотребление сократится от 20 до 50 раз!

Как устроена центрифуга?

Устроена она более чем элементарно и похожа на старую стиральную машину, работающую в режиме «отжим/сушка». В герметичном кожухе находится вращающийся ротор. В этот ротор подается газ (UF6) . За счет центробежной силы, в сотни тысяч раз превышающей поле тяготения Земли, газ начинает разделяться на «тяжелую» и «легкую» фракции. Легкие и тяжелые молекулы начинают группироваться в разных зонах ротора, но не в центре и по периметру, а в верху и в низу.

Это возникает из-за конвекционных потоков – крышка ротора имеет подогрев и возникает противоток газа. Вверху и в низу цилиндра установлены две небольших трубочки – заборника. В нижнею трубку попадает обедненная смесь, в верхнюю – смесь с большей концентрацией атомов 235U . Эта смесь попадает в следующую центрифугу, и так далее, пока концентрация 235-го урана не достигнет нужного значения. Цепочка центрифуг называется каскад.

Технические особенности.

Ну во первых скорость вращения — у современного поколения центрифуг она достигает 2000 об/сек (тут даже не знаю с чем сравнить…в 10 раз быстрее чем турбина в авиадвигателе)! И работает она без остановки ТРИ ДЕСЯТКА лет! Т.е. сейчас в каскадах вращаются центрифуги, включенные еще при Брежневе! СССР уже нет, а они все крутятся и крутятся. Не трудно подсчитать, что за свой рабочий цикл ротор совершает 2 000 000 000 000 (два триллиона) оборотов. И какой подшипник это выдержит? Да никакой! Нет там подшипников.

Сам ротор представляет из себя обыкновенный волчок, внизу у него прочная иголка, опирающаяся на корундовый подпятник, а верхний конец висит в вакууме, удерживаясь электромагнитным полем. Иголка тоже не простая, сделанная из обычной проволоки для рояльных струн, она закалена очень хитрым способом (каким – ГТ). Не трудно представить, что при такой бешеной скорости вращения, сама центрифуга должна быть не просто прочной, а сверхпрочной.

Вспоминает академик Иосиф Фридляндер: «Трижды вполне расстрелять могли. Однажды, когда мы уже получили Ленинскую премию, случилась крупная авария, у центрифуги отлетела крышка. Куски разлетелись, разрушили другие центрифуги. Поднялось радиоактивное облако. Пришлось всю линию останавливать — километр установок! В Средмаше центрифугами командовал генерал Зверев, до атомного проекта он работал в ведомстве Берии. Генерал на совещании сказал: «Положение критическое. Под угрозой оборона страны. Если мы быстро не выправим положение, для вас повторится 37-й год». И сразу совещание закрыл. Придумали мы тогда совершенно новую технологию с полностью изотропной равномерной структурой крышек, но требовались очень сложные установки. С тех пор именно такие крышки и производятся. Никаких неприятностей больше не было. В России 3 обогатительных завода, центрифуг многие сотни тысяч.»
На фото: испытания первого поколения центрифуг

Корпуса роторов тоже поначалу были металлические, пока на смену им не пришел… углепластик. Легкий и особопрочный на разрыв, он является идеальным материалом для вращающегося цилиндра.

Вспоминает Генеральный директор УЭХК (2009-2012) Александр Куркин: «Доходило до смешного. Когда испытывали и проверяли новое, более «оборотистое» поколение центрифуг, один из сотрудников не стал дожидаться полной остановки ротора, отключил ее из каскада и решил перенести на руках на стенд. На вместо движения вперед, как не упирался, он с этим цилиндром в обнимку, стал двигаться назад. Так мы воочию убедились, что земля вращается, а гироскоп, это великая сила.»

Кто изобрел?

О, это загадка, погружённая в тайну и укутанная неизвестностью. Тут вам и немецкие плененные физики, ЦРУ, офицеры СМЕРШа и даже сбитый летчик-шпион Пауэрс. А вообще принцип газовой центрифуги описан еще в конце 19-го века.

Ещё на заре Атомного проекта инженер Особого конструкторского бюро Кировского завода Виктор Сергеев предлагал центрифужный метод разделения, но сначала его идею коллеги не одобряли. Параллельно над созданием разделительной центрифуги в специальном НИИ-5 в Сухуми бились учёные из побеждённой Германии: доктор Макс Штеенбек, который при Гитлере работал ведущим инженером Siemens, и бывший механик «Люфтваффе», выпускник Венского университета Гернот Циппе. Всего в группу входило около 300 «вывезенных» физиков.

Вспоминает генеральный директор ЗАО «Центротех-СПб» ГК «Росатом» Алексей Калитеевский: «Наши специалисты пришли к выводу, что немецкая центрифуга абсолютно непригодна для промышленного производства. В аппарате Штеенбека не было системы передачи частично обогащённого продукта в следующую ступень. Предлагалось охлаждать концы крышки и замораживать газ, а потом его разморозить, собрать и пустить в следующую центрифугу. То есть, схема неработоспособная. Однако в проекте было несколько очень интересных и необычных технических решений. Эти «интересные и необычные решения» были соединены с результатами, полученными советскими учёными, в частности с предложениями Виктора Сергеева. Условно говоря, наша компактная центрифуга - на треть плод немецкой мысли, а на две трети - советской». Кстати, когда Сергеев приезжал в Абхазию и высказывал тем же Штеенбеку и Циппе свои мысли по поводу отбора урана, Штеенбек и Циппе отмахнулись от них, как от нереализуемых.

Итак что же придумал Сергеев.

А предложение Сергеева заключалось в создании отборников газа в виде трубок Пито. Но доктор Штеенбек, съевший зубы, как он считал, на этой теме, проявил категоричность: «Они станут тормозить поток, вызывать турбулентность, и никакого разделения не будет!» Спустя годы, работая над мемуарами, он об этом пожалеет: «Идея, достойная того, чтобы исходить от нас! Но мне она в голову не приходила…».

Позже, оказавшись за пределами СССР Штеенбек центрифугами больше не занимался. А вот Геронт Циппе перед отъездом в Германию имел возможность ознакомиться с опытным образцом центрифуги Сергеева и гениально простым принципом ее работы. Оказавшись на Западе, «хитрый Циппе», как его нередко называли, запатентовал конструкцию центрифуги под своим именем (патент №1071597 от 1957 года, заявлен в 13 странах). В 1957 году, переехав в США, Циппе построил там работающую установку, воспроизведя по памяти опытный образец Сергеева. И назвал ее, отдадим должное, «Русской центрифугой» (на фото).

Кстати, русская инженерная мысль проявила себя и в многих других случаях. В качестве примера можно привести элементарный аварийный запорный клапан. Там нет датчиков, детектеров и электронных схем. Там есть только самоварный краник, который своим лепестком касается станины каскада. Если что не так, и центрифуга меняет свое положение в пространстве, он просто поворачивается и закрывает входную магистраль. Это как в анекдоте про американскую ручку и русский карандаш в космосе.

Наши дни

На этой неделе автор этих строк присутствовал на знаменательном событии – закрытии российского офиса наблюдателей министерства энергетики США по контракту ВОУ-НОУ . Эта сделка (высокообогащенный уран – низкообогащенный уран) была, да и остается крупнейшим соглашением в области ядерной энергетики между Россией и Америкой. По условиям контракта российские атомщики переработали 500 тонн нашего оружейного (90%) урана в топливный (4%) ГФУ для американских АЭС. Доходы за 1993-2009 годы составили 8,8 млрд. долларов США. Это стало логическим исходом технологического прорыва наших ядерщиков в области разделения изотопов, сделанного в послевоенные годы.
На фото: каскады газовых центрифуг в одном из цехов УЭХК. Здесь их около 100 000 шт.

Благодаря центрифугам мы получили тысячи тонн относительно дешевого, как военного, так и коммерческого продукта. Атомная отрасль, одна из немногих оставшихся (военная авиация, космос), где Россия удерживает непререкаемое первенство. Одних только зарубежных заказов на десять лет вперед (с 2013 года по 2022 год), портфель «Росатома» без учета контракта ВОУ-НОУ составляет 69,3 миллиарда долларов. В 2011 году он перевалил за 50 миллиардов…
На фото склад контейнеров с ГФУ на УЭХК.

28 сентября 1942 г. было принято постановление Государственного Комитета Обороны № 2352сс «Об организации работ по урану». Эта дата считается официальным началом отсчета истории атомной отрасли России.