Блог об энергетике

Алан-э-Дейл       18.09.2022 г.

Проблемы использования ядерной энергетики

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

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

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

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

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

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

в группе ВКонтакте

Зарождение атомной энергетики

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

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


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

Прототип

Подводные лодки проектов 705, 705К «Лира» — серия советских атомных подводных лодок, относящихся ко 2-ому поколению. Небольшие высокоскоростные одновальные лодки с титановым корпусом не имели аналогов по скорости и манёвренности и были предназначены для уничтожения субмарин противника. Серия состояла из 7-ми корпусов, все входили в состав Северного флота.
Наибольшую трудность при проектировании ПЛА проекта 705 составляло удержание водоизмещения корабля в пределах 1500…2000 т и достижение высокой скорости. Для достижения заданной 40-узловой скорости при ограниченном водоизмещении требовалась высоконапряженная, обладающая большой агрегатной мощностью энергетическая установка. После исследования различных схем ГЭУ (в частности, рассматривался газовый реактор, обеспечивающий работу газовой турбины) было решено остановиться на однореакторной ГЭУ с жидкометаллическим теплоносителем (ЖМТ) и повышенными параметрами пара. Расчеты показывали, что установка с ЖМТ по сравнению с ГЭУ, имеющей традиционный водоводяной реактор, обеспечивала экономию 300 т водоизмещения.
В ходе проектирования число отсеков прочного корпуса было увеличено с трех до шести, в полтора раза возросло водоизмещение. Менялась численность экипажа корабля. Первоначально предполагалось, что она составит 16 человек, однако в дальнейшем, по требованиям ВМФ, экипаж довели до 29 человек (25 офицеров и четыре мичмана).
Подводная лодка проекта 705 (705-К) двухкорпусная, одновальная. Корпус, изготовленный из титанового сплава, по всей длине представлял собой тело вращения. Ограждение рубки «лимузинного» типа (его обводы, плавно сопрягающиеся с обводами корпуса корабля, были отработаны гидродинамиками ЦАГИ). Прочный корпус разделялся поперечными переборками на шесть водонепрницаемых отсеков. 3-й отсек, где расположен главный командный пункт и служебно-бытовые помещения, ограничивался сферическими переборками, рассчитанными на полное забортное давление.
Лодка (впервые в мире) была оснащена всплывающей рубкой, предназначенной для спасения одновременно всего экипажа «сухим» способом при всплытии с глубины вплоть до предельной, при больших величинах крена и дифферента.
Управление подводной лодкой, ее боевыми и техническими средствами осуществлялось из главного командного пункта. Комплексная автоматизация обеспечивала решение задач применения оружия, сбора и обработки тактической информации, боевого маневрирования, воспроизведения внешней обстановки, кораблевождения, автоматического и дистанционного управления техническими средствами и движением.
Несение постоянных вахт у отдельных механизмов и устройств не было предусмотрено; по готовности №1 и №2 производился лишь периодический обход необслуживаемых отсеков вахтенными. Боевая смена в реальной обстановке ограничена восемью членами экипажа.
АПЛ 705 проекта была единственным в мире серийным проектом АПЛ на реакторе с жидкометаллическим теплоносителем. «Лиры» могли преследовать любую субмарину и оторваться от любого преследования. На разгон до полного хода им требовалось всего около 1 минуты. Скорость лодки позволяла ей отрываться даже от многих противолодочных торпед, на циркуляцию с разворотом на 180° ей требовалось всего 42 секунды.

ТТХ АПЛ:

Длина наибольшая: 81,4 м
Ширина: 10,0 м (по стабилизаторам: 13,5 м)
Средняя осадка: 7,6 м
Водоизмещение:
надводное: 2 280 т
подводное: 3 180 т
Скорость:
надводная: 14 уз.
подводная: до 41 уз.
Глубина погружения: предельная 450 м/ рабочая 320 м
Экипаж: 32 человек
Силовая установка: 1 ядерный реактор типа РЖМТ БМ-40А, 1 турбины мощностью 40 000 л.с., 1 гребной винт
Вооружение: 6х533 торпедных аппарата (боезапас 20 торпед).
Непосредственно прототипом выбрана «К-123». 16.10.1962 г. зачислена в списки кораблей ВМФ. 29.12.1967 г. заложена на Северном машиностроительном предприятии в Северодвинске. Спущена на воду 04.04.1976 г. Вступила в строй 12.12.1977г. и 17.02.1978 г. включена в состав КСФ. 08.04.1982 г. произошла авария с выходом теплоносителя первого контура в отсек и распространением радиоактивности. С 06.10.1983 г. по 27.08.1992 г. прошла на СМП капитальный ремонт с заменой реакторного отсека. 31.07.1996 г. исключена из состава ВМФ в связи со сдачей в ОФИ для демонтажа и утилизации.

От чего зависит автономность АПЛ?

Атомные подводные лодки и суда сопровождения

Появление ядерного реактора и увеличение объема корпуса подводных лодок после появления атомного реактора на борту позволили кратно в сравнении с дизельными субмаринами увеличить полезную нагрузку.

Вместе с тем — и длительность автономного хода. Считается, что продолжительность автономного похода, как называется одиночное плавание АПЛ, может достигать полугода: примерно столько занимает задача патрулирования берегов вероятного противника.

Причем многие из современных АПЛ до половины этого времени способны находиться под водой. И весь срок не пополнять запасы ни с берега, ни с судов поддержки.

Тем не менее, средний срок похода подводного флота всех государств составляет около 2-3 месяцев.

В зоне отдыха АПЛ проекта 941

Из них не менее четверти времени проходит в надводном состоянии, и не менее половины — в прямой близости с кораблями огневой поддержки и судами снабжения, которые объединяются с АПЛ в единую боевую (патрульную/учебную) группу.

Срок похода ограничивается исходя из опыта эксплуатации, на котором основан запас питания, фильтров для получения пресной воды и чистого воздуха.

Дело в том, что основной сдерживающий фактор длительных автономных походов АПЛ — психологический. Человеку слишком тяжело долгое время находится в замкнутом пространстве узким коллективом.

Кроме того, плавание атомной субмарины требует постоянного контроля и множество типовых работ, расслабляться некогда. В противном случае существовали бы суда, годами находящиеся под водой.

Жидкометаллический ядерный реактор: схема и принцип работы

Реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уделялось большое внимание в 1960-1970-х годах. Тогда казалось, что их возможности по воспроизводству ядерного топлива в ближайшее время необходимы для производства топлива для быстро развивающейся атомной промышленности

Когда в 1980-е годы стало ясно, что это ожидание нереалистично, энтузиазм угас. Однако в США, России, Франции, Великобритании, Японии и Германии построен ряд реакторов этого типа. Большинство из них работает на диоксиде урана или его смеси с диоксидом плутония. В Соединенных Штатах, однако, наибольший успех был достигнут с металлическими топливом.

Как работает реактор

Атомное «пламя» невидимо, так как процессы происходят на уровне деления ядер. В ходе цепной реакции тяжелые ядра распадаются на более мелкие фрагменты, которые, будучи в возбужденном состоянии, становятся источниками нейтронов и прочих субатомных частиц. Но на этом процесс не заканчивается. Нейтроны продолжают «дробиться», в результате чего высвобождается большая энергия, то есть, происходит то, ради чего и строятся АЭС.

Основная задача персонала – поддержание цепной реакции с помощью управляющих стержней на постоянном, регулируемом уровне. В этом его главное отличие от атомной бомбы, где процесс ядерного распада неуправляем и протекает стремительно, в виде мощнейшего взрыва.

Принцип действия токоограничивающих реакторов

В основу конструкции входит катушечная обмотка, имеющая индуктивное сопротивление. Оно включено в разрыв главной питающей цепи. Характеристики этого элемента подбираются таким образом, чтобы при стандартных эксплуатационных условиях напряжение не падало выше 4% от общей величины.

Если в защитной схеме возникает аварийная ситуация, токоограничивающий реактор за счет индуктивности гасит преимущественную часть приложенного высоковольтного воздействия, одновременно сдерживая ударный ток.

Схема работы прибора доказывает тот факт, что при увеличении индуктивности катушки прослеживается снижение воздействия ударного тока.

Модели с броней

Данное электротехническое оборудование создается с сердечником. Подобные конструкции требуют точного расчета всех параметров, что связано с возможностью насыщения магнитного провода. Также требуется тщательный анализ условий эксплуатации.

Сердечники с броней, изготовленные из электротехнической стали, дают возможность уменьшить габаритные размеры и массу реактора наряду со снижением стоимости прибора. Стоит отметить, что при использовании таких устройств требуется учитывать один важный момент: ударный ток не должен превышать предельно допустимого значения для данного рода приспособлений.

Типы ядерных реакторов

То, как работает АЭС, зависит от того, как именно работает ее атомный реактор. Сегодня есть два основных типа реакторов, которые классифицируются по спектру нейронов: Реактор на медленных нейтронах, его также называют тепловым.

Для его работы используется 235й уран, который проходит стадии обогащения, создания урановых таблеток и т.д. Сегодня реакторов на медленных нейтронах подавляющее большинство. Реактор на быстрых нейтронах.

За этими реакторами будущее, т.к. работают они на уране-238, которого в природе пруд пруди и обогащать этот элемент не нужно. Минус таких реакторов только в очень больших затратах на проектирование, строительство и запуск. Сегодня реакторы на быстрых нейтронах работают только в России.

Теплоносителем в реакторах на быстрых нейтронах выступает ртуть, газ, натрий или свинец.

Реакторы на медленных нейтронах, которыми сегодня пользуются все АЭС мира, тоже бывают нескольких типов.

Организация МАГАТЭ (международное агентство по атомной энергетике) создало свою классификацию, которой пользуются в мировой атомной энергетике чаще всего. Так как принцип работы атомной станции во многом зависит от выбора теплоносителя и замедлителя, МАГАТЭ базировали свою классификацию на этих различиях.

  1. PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением). В странах СНГ такие реакторы называют аббревиатурой ВВЭР. В качестве теплоносителя и замедлителя в них используется обычная вода. Водо-водяные реакторы самые распространенные в мире (около 62% от всех реакторов). Водо-водяные реакторы дешевы и удобны, т.к. вода не воспламеняется, не затвердевает, и ее использование относительно безопасно.
  2. BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор или кипящий водо-водяной реактор. Принцип действия АЭС на таком реакторе очень похож на то, как работает АЭС на ВВЭР. Кипящий реактор также использует обычную воду, его особенность в только том, что пар генерируется сразу в активной зоне. В водо-водяном реакторе сначала нагревается вода, которая позже, спустя несколько этапов, переводится в пар, в кипящих реакторах тепло сразу отдается кипящей воде, которая мгновенно становится горячим паром.Кипящие реакторы достаточно распространены, их 20% от всех атомных реакторов мира.
  3. LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор, ГВР, ВРГ или уран-графитовый реактор. В качестве замедлителя в таком типе реактора используется графит, в качестве теплоносителя – обычная вода. Схема работы АЭС, запущенной впервые в мире, основывалась на графито-водном реакторе. Сегодня такие реакторы используют редко, большинство из них расположены в России.
  4. PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор. В таких реакторах в качестве теплоносителя и замедлителя используется тяжелая вода (D2O), по-другому ее называют тяжеловодородной водой или оксидом дейтерия.

С химической точки зрения оксид дейтерия идеальный замедлитель и теплоноситель, т.к. ее атомы наиболее эффективно взаимодействуют с нейтронами урана по сравнению с другими веществами. Попросту говоря, свою задачу тяжелая вода выполняет с минимальными потерями и максимальным результатом. Однако ее производство стоит денег, в то время как обычную «легкую» и привычную для нас воду использовать куда проще.

История

Ядерный реактор в Польше

Первый ядерный реактор был построен в Соединенных Штатах в 1942 году , в Университете Чикаго , по Энрико Ферми и Силарду . Он состоит из штабеля из 6 тонн металлического урана , 34 тонн оксида урана и 400 тонн графита , поэтому его называют атомным котлом . Его мощность составляет всего 0,5  Вт , но его расхождение позволило закрепить теорию о механизмах деления; Этот реактор также служил пилотной установкой для создания реакторов для производства плутония, необходимого для атомной бомбы, разработанной в рамках Манхэттенского проекта . С 1950-х годов многие ядерные реакторы по всему миру работают по принципу ядерного деления для производства электроэнергии. За последние 50 лет были разработаны различные .

В то же время исследования сосредоточены на реакторах, которые будут работать по принципу ядерного синтеза . В мире есть два основных направления исследований:

  • слитый с магнитным удержанием в токамаке ( в том числе международного проекта ITER );
  • слитый с помощью инерционного удержания .

Советский союз

С советской стороны были построены первые реакторы РБМК для производства военного плутония. Пуск в 1954 г. Обнинского реактора дает электроэнергию мощностью 5  МВт . Его можно считать первым ядерным энергетическим реактором в мире, потому что он первый с генераторной оптикой. Его эксплуатация продлится 48 лет.

Франция

Первый французский испытательный реактор был построен Лью Коварски , Фредериком Жолио-Кюри и Жюлем Горовицем в исследовательском центре Fontenay-aux-Roses ( Hauts-de-Seine ) Комиссии по атомной энергии (CEA). Эта атомная стопка, называемая стопкой Зои , запустила свою первую цепную ядерную реакцию в 1948 году . Цель этого реактора заключалась в том, чтобы поместить Францию ​​в отряд ядерных держав , производя плутоний для атомной бомбы .

В году в исследовательском центре CEA Marcoule был введен в эксплуатацию реактор G1 : это был первый французский реактор, производивший не только плутоний, но и электричество . Затем он стал инициатором создания французского сектора природного урана-графита (UNGG). Ее быстро заменит технология американских реакторов с водой под давлением (PWR), которые компания Framatome использовала для строительства 58 реакторов (против девяти реакторов UNGG, первый из которых был остановлен в 1968 году, а последний — в 1994 году).

Классификация

По характеру использования

По характеру использования ядерные реакторы делятся на:

  • Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает несколько кВт;
  • Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и γ-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 Мвт; выделяющаяся энергия, как правило, не используется.
  • Изотопные (оружейные, промышленные) реакторы, используемые для наработки изотопов, используемых в ядерных вооружениях, например 239Pu.
  • Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, при опреснении воды, для привода силовых установок кораблей и т. д.; Тепловая мощность современного энергетического реактора достигает 3-5 ГВт.

По спектру нейтронов

  • Реактор на тепловых нейтронах («тепловой реактор»)
  • Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
  • Реактор на промежуточных нейтронах

По размещению топлива

  • Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
  • Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ’ами), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.

По виду топлива

По степени обогащения:

  • Естественный уран
  • Слабо обогащённый уран
  • Чистый делящийся изотоп

По химическому составу:

  • металлический U
  • UO2 (диоксид урана)
  • UC (карбид урана) и т. д.

По виду теплоносителя

  • H2O (вода, см. Водо-водяной реактор)
  • Газ, (см. Графито-газовый реактор)
  • D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
  • Реактор с органическим теплоносителем
  • Реактор с жидкометаллическим теплоносителем
  • Реактор на расплавах солей

По роду замедлителя

  • С (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)
  • H2O (вода, см. Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)
  • D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
  • Be, BeO
  • Гидриды металлов
  • Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)

По способу генерации пара

  • Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор, ВВЭР)
  • Кипящий реактор

В начале XXI века наиболее распространены гетерогенные ядерные реакторы на тепловых нейтронах с замедлителями — H2O, С, D2O и теплоносителями — H2O, газ, D2O, например, водо-водяные ВВЭР, канальные РБМК.

Перспективными являются также быстрые реакторы. Топливом в них служит 238U, что позволяет в десятки раз улучшить использование ядерного топлива по сравнению с тепловыми реакторами, это существенно увеличивает ресурсы ядерной энергетики.

История

Самоподдерживающаяся управляемая цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре г. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, построила первый в мире ядерный реактор, названный СР-1. Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор Ф-1 выведен в критическое состояние 25 декабря г. Реактор Ф-1 набран из графитовых блоков и имеет форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В г. введён в действие реактор по производству плутония, а 27 июня г. вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Начало работы реактора

В начальный момент времени после первой загрузки топливом, цепная реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом состоянии . Температура теплоносителя значительно меньше рабочей.

Для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, — достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов.

Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ),  либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.

Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов.

С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне.

Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

Реактор ВВЭР 1000. 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;

Анатомия атомного реактора

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

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

Рассмотрим, как происходит этот процесс.

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

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

Для практического использования энергии, необходимо, чтобы её выделение носило самоподдерживающийся характер. Цепная реакция, о которой идёт речь, тем интересна, что каждый акт деления сопровождается испусканием новых нейтронов. На один начальный нейтрон в среднем возникает 2-3 новых нейтрона. Количество делящихся ядер урана лавинообразно нарастает, вызывая выделение огромной энергии. Если этот процесс не контролировать — произойдет ядерный взрыв. Он имеет место в атомных бомбах.

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

Как же обуздать и использовать громадную кинетическую энергию осколков? Для этих целей служит теплоноситель, т.е. специальная среда, двигаясь в которой осколки тормозятся и нагревают её до чрезвычайно высоких температур. Такой средой может являться обычная или тяжелая вода, жидкие металлы (натрий), а также некоторый газы. Чтобы не вызвать переход теплоносителя в парообразное состояние, в активной зоне поддерживается высокое давление (до 160 атм). По этой причине стенки реактора изготавливают из десятисантиметровой стали специальных сортов.

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

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

Особенности

Рассматриваемый электрический аппарат оснащен обмотками, которые имеют магнитный провод из стальных пластин, служащий для повышения реактивных свойств. В таких агрегатах в случае прохождения больших токов по виткам наблюдается насыщение материала сердечника, а это приводит к снижению его токоограничивающих параметров. Следовательно, подобные приспособления не нашли широкого применения.

Преимущественно реакторы-токоограничители не оборудуются стальными сердечниками. Связано это с тем, что достижение необходимых характеристик индуктивности сопровождается значительным увеличением массы и габаритов приспособления.

Проблемы и ограничения эксплуатации дизельных субмарин

Внешний вид и разрез современной дизель-электрической ПЛ проекта 677 «Лада»

Такая конструкция ограничивает возможности дизельных лодок: снижает скорость, время автономной работы. Кроме того, корпус дизельных лодок не позволяет достигать скоростей свыше 50 км/ч.

Аналогично, принципиальная конструкция ограничивает рост габаритов лодки и её грузоподъемность, защиту. А косвенно — и глубину погружения.

Сегодня дизельные субмарины работают только в прибрежной зоне с малым удалением от берега, хотя ещё во времена Второй Мировой войны он бороздили океаны.

Атомный реактор принципиально изменил эксплуатацию подводных судов из-за огромной мощности и буквально неограниченного запаса энергоносителя, что привело к гонке подводного вооружения и появлению двух школ кораблестроения.

Ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах

В ядерных реакторах на медленных нейтронах активная зона, кроме ядерного топлива, содержит замедлитель быстрых нейтронов, образующихся при цепной реакции деления атомных ядер.

Применяют замедлители (графит), а также органические жидкости и воду, которые одновременно могут служить и теплоносителем.

Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть деления ядер происходит под влиянием быстрых нейтронов с энергией больше 10 кэВ.

Реактор без замедлителя – реактор на быстрых нейтронах – может стать критическим лишь при использовании природного урана, обогащенного изотопом U до концентрации около 10%.

В активной зоне реактора на медленных нейтронах расположены тепловыделяющие элементы, содержащие смесь U и U и замедлитель, в котором нейтроны замедляются до энергии около 1 эВ.

Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы) представляют собой блоки из делящегося материала, заключенные в герметическую оболочку, слабо поглощающую нейтроны. За счет энергии деления тепловыделяющие элементы разогреваются и отражают энергию теплоносителю, который циркулирует в каналах.

Управление цепной реакцией осуществляется специальными управляющими стержнями, изготовленными из материалов, сильно поглощающих нейтроны (например, бор, кадмий). Изменяя количество и глубину погружения управляющих стержней, можно регулировать нейтронные потоки, а следовательно, интенсивность цепной реакции и выработку энергии.

Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.

Ядерное топливо

Ядерное топливо-это любой материал, который может быть использован для получения ядерной энергии. Наиболее распространенным типом ядерного топлива являются делящиеся элементы, которые могут подвергаться цепным реакциям ядерного деления в реакторе. Наиболее распространенными ядерными топливами являются 235U и 239Pu. Природный уран содержит 0,7% 235U. Но его количество должно быть увеличено  на  заводах-обогатителях примерно до 3%, чтобы быть более полезным в ядерной области.

Когда нейтрон ударяется об атом урана, уран расщепляется на два более легких атома и одновременно выделяет тепло. Деление тяжелых элементов-это экзотермическая реакция, которая может высвобождать большое количество энергии как в виде электромагнитного излучения, так и в виде кинетической энергии осколков. Цепная реакция относится к процессу, в котором нейтроны, высвобожденные при делении, производят дополнительное деление по крайней мере еще в одном ядре. Это ядро, в свою очередь, производит нейтроны, и процесс повторяется. Контролируемый процесс  используется в ядерной энергетике, неконтролируемый в ядерном оружии.

Принцип работы атомной электростанции строится в расщеплении атома ядерного топлива. Когда атом урана расщепляется, часть энергии, которая удерживала его вместе, высвобождается в виде излучения тепла. Поскольку энергия и масса зависимы, высвобожденная энергия — это также высвобожденная масса.

235U + 1 нейтрон = 2 нейтрона + 92Kr (криптон) + 142Ba (барий) + ЭНЕРГИЯ

Таким образом, общая масса действительно немного уменьшается во время реакции.

Гость форума
От: admin

Эта тема закрыта для публикации ответов.