Ядерный реактор

Содержание

Сколько атомных реакторов в Южной Корее?

Бедная на природные ресурсы, но промышленно развитая и перенаселенная Республика Корея испытывает чрезвычайную потребность в энергии. На фоне отказа Германии от мирного атома эта страна возлагает большие надежды на обуздание ядерных технологий:

• Планируется, что к 2035 году доля электроэнергии, генерируемой на АЭС, достигнет 60%, а совокупное производство – более 40 гигаватт;
• Страна не имеет атомного оружия, но исследования по ядерной физике ведутся непрерывно. Корейские ученые разработали проекты современных реакторов: модульные, водородные, с жидким металлом и др.;
• Успехи местных исследователей позволяют продавать технологии за рубеж. Ожидается, что в ближайшие 15-20 лет страна экспортирует 80 таких установок;
• Но по состоянию на сегодняшний день большая часть АЭС сооружена при содействии американских или французских ученых;
• Количество действующих станций относительно невелико (только четыре), но каждая из них располагает значительным числом реакторов – в совокупности 40, причем эта цифра будет расти.

При бомбардировке нейтронами ядерное топливо приходит в цепную реакцию, в результате которой образуется огромное количество тепла. Находящаяся в системе вода забирает это тепло и превращается в пар, который вращает турбины, производящие электричество. Вот простая схема работы атомного реактора, мощнейшего источника энергии на Земле.

Видео: как работают атомные реакторы

В данном ролике физик-ядерщик Владимир Чайкин расскажет, с помощью чего врабатывается электричество в атомных реакторах, их подробное устройство:

Легководные

На сегодняшний день наиболее распространенным типом ядерного реактора обеспечивающий цепную реакцию на легкой воде. В легководных реакторах вода служит как замедлителем для замедления деления нейтронов, так и теплоносителем для переноса тепла от активной зоны к турбинам для выработки электроэнергии.

Легководные реакторы развились из военно-морской реакторной программы для атомных подводных лодок. Подводные устройства требуют высокой плотности мощности, что обусловлено ограниченностью пространства. Вода легко доступна как для замедления, так и для охлаждения. Эти реакторы также заправляются “в автономном режиме”; другими словами, отключаются для дозаправки, что не является проблемой для подводных лодок, поскольку они должны возвращаться в порт и обслуживаться через регулярные промежутки времени.

Но пока считается что на легкой воде считается оптимальным типом ядерных реакторов  для гораздо более крупных наземных гражданских электростанций и обеспечивающих ядерный топливный цикл.

Легководные типы реакторов сегодня составляют подавляющее большинство глобальных установленных мощностей.

В России строились, в основном, легководные реакторы где замедлителем нейтронов и теплоносителем является обычная вода.

Типы ядерных реакторов

Изначально разработку промышленных ядерных pеактоpов проводили в стpанах, которые обладали ядеpным оpужием. Такие страны, как США, СССР, Великобpитания и Фpанция проводили исследования разных вариантов ядерных pеактоpов. Тем не менее, основными стали лишь три типа:

• pеактоp на обогащенном уpане можно назвать наиболее популярным вариантом. В качестве теплоносителя и замедлителя выступает обычная, или «легкая», вода. Выделяют два вида таких реакторов. В одном паp, который вpащает туpбины, формируется прямо в активной зоне (кипящий реактор), а во втором паp формируется во внешнем контуpе, который связан с пеpвым при помощи теплообменников и паpогенеpатоpов. Первые легководные реакторы были созданы для подводных лодок и авианосцев ВМФ США
• газоохлаждаемый pеактоp. В нем присутствует гpафитовый замедлитель. В середине прошлого века ученые из Великобpитании и Фpанции занимались усовершенствованием именно таких реакторов, потому что они достаточно эффективно вырабатывают оружейный плутоний, а также способны функционировать на пpиродном уpане
• реактоp, в котоpом и теплоноситель, и замедлитель представлен тяжелой водой, а в качестве топлива используется природный уран. Такие реакторы наиболее популярны в Канаде, где много месторождений уpана.

Однако, на сегодняшний день в мире используется пять типов ядерных реакторов:

• реактор ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор)
• РБМК (реактор большой мощности канальный)
• реактор на тяжелой воде
• реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром
• реактор на быстрых нейтронах.

ВВЭР наибольшее распространение получили в России. К достоинствам можно отнести относительную дешевизну применяемого в них теплоносителя-замедлителя (обычная вода), а также высокий уровень безопасности в эксплуатации, невзирая на то, что в них находится обогащенный уранРБМК создан немного иначе, чем ВВЭР. В его активной зоне осуществляется процесс кипения – из реактора подается пароводяная смесь, проходящая через сепараторы, и разделяющаяся на воду и пар. Уровень мощности РБМК составляет 1000 Мвт. Такие реакторы установлены в Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской и Игналинской АЭС.Реакторы РБМК нуждаются в меньшем обогащении топлива, а также характеризуется лучшими возможностями по наработке делящегося вещества (плутония). Однако, более опасен в использовании. Также, в результате отсутствия второго контура у РБМК больше выделяют радиации в атмосферу.Реактор на тяжелой воде отличается довольно низкой степенью поглощения нейтронов и очень высокими замедляющими качествами, которые превышают аналогичные параметры графита. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона выполнена в форме шара, засыпанного тепловыделяющими элементами. Отдельный элемент — графитовая сфера с вкраплениями частиц оксида урана. Через реактор проходит углекислый газ (СО2). Газ попадает в активную зону под давлением и после этого подается на теплообменник. Реактор на быстрых нейтронах кардинально отличается от прочих реакторов. Он предназначен для обеспечения расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 для того, чтобы сжечь весь или большую часть природного урана. Развитие энергетики реакторов на быстрых нейтронах поможет решить задачу самообеспечения ядерной отрасли топливом.Такой реактор не содержит замедлителя. По этой причине применяется не уран-235, а плутоний и уран-238, способные делиться от быстрых нейтронов. Плутоний гарантирует высокую плотность нейтронного потока, которую не способен выдать уран-238. Уровень тепловыделения реактора на быстрых нейтронах в 10-15 раз выше тепловыделения реакторов на медленных нейтронах. Из-за этого воду пришлось заменить расплавом натрия. На территории России существует лишь один реактор такого типа — на Белоярской АЭС.

Смотрите также

Отзывы

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.

Классификация и применение ядерных реакторов

Основное применение ядерные реакторы нашли на атомных электростанциях. С их помощью получают электрическую и тепловую энергию в промышленных масштабах. Такие реакторы называют энергетическими.

Широко используются ядерные реакторы в двигательных установках современных атомных подводных лодок, надводных кораблей, в космической технике. Они снабжают электрической энергией двигатели и называются транспортными реакторами.

Для научных исследований в области ядерной физики и радиационной химии используют потоки нейтронов, гамма-квантов, которые получают в активной зоне исследовательских реакторов. Энергия, вырабатываемая ими, не превышает 100 Мвт и не используется в промышленных целях.

Мощность экспериментальных реакторов ещё меньше. Она достигает величины лишь нескольких кВт

На этих реакторах изучаются различные физические величины, значение которых важно при проектировании ядерных реакций

К промышленным реакторам относят реакторы для получения радиоактивных изотопов, используемых для медицинских целей, а также в различных областях промышленности и техники. Реакторы для опреснения морской воды также относятся к промышленным реакторам.

Вперёд >

Энергетические установки

Существует несколько видов реакторов этого типа, но широкое применение нашла конструкция на легкой воде. В свою очередь, в ней может использоваться вода под давлением или кипящая вода. В первом случае жидкость под высоким давлением нагревается теплом активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло от первичного контура передается на вторичный, также содержащий воду. Генерируемый в конечном счете пар служит рабочей жидкостью в цикле паровой турбины.

Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения на среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через серию сепараторов и сушилок, расположенных в корпусе реактора, что приводит его в сверхперегретое состояние. Перегретый водяной пар затем используется в качестве рабочей жидкости, вращающей турбину.

Что такое ТВЭЛ и ТВС?

Активная зона реактора внешне выглядит как огромный диск или труба с дырками в стенках (в зависимости от типа реактора), раз в 5 больше человеческого тела. В этих дырках находится урановое топливо, атомы которого и проводят нужную реакцию.

Просто так закинуть топливо в реактор невозможно, ну, если вы не хотите получить взрыв всей станции и аварию с последствиями на пару близлежащих государств. Поэтому урановое топливо помещается в ТВЭЛы, а потом собирается в ТВС. Что значат эти аббревиатуры?

ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент (не путать с одноименным названием российской компании, которая их производит). По сути это тонкая и длинная циркониевая трубка, сделанная из сплавов циркония, в которую помещаются урановые таблетки. Именно в ТВЭЛах атомы урана начинают взаимодействовать друг с другом, выделяя тепло при реакции.

Цирконий выбран материалом для производства ТВЭЛов благодаря его тугоплавкости и антикоррозийности.

Тип ТВЭЛов зависит от типа и строения реактора. Как правило, строение и назначение ТВЭЛов не меняется, разными могут быть длина и ширина трубки.

В одну циркониевую трубку автомат загружает более 200 урановых таблеток. Всего в реакторе одновременно работают около 10 миллионов урановых таблеток. ТВС – тепловыделяющая сборка. Работники АЭС называют ТВС пучками.

По сути это несколько ТВЭЛов, скрепленных между собой. ТВС – это готовое атомное топливо, то, на чем работает АЭС. Именно ТВС загружаются в ядерный реактор. В один реактор помещаются около 150 – 400 ТВС. В зависимости от того, в каком реакторе ТВС будет работать, они бывают разной формы. Иногда пучки складываются в кубическую, иногда в цилиндрическую, иногда в шестиугольную форму.

Одна ТВС за 4 года эксплуатации вырабатывает столько же энергии как при сжигании 670 вагонов угля, 730 цистерн с природным газом или 900 цистерн, груженных нефтью. Сегодня ТВС производят в основном на заводах России, Франции, США и Японии.

Чтобы доставить топливо для АЭС в другие страны, ТВС запечатывают в длинные и широкие металлические трубы, из труб выкачивают воздух и специальными машинами доставляют на борта грузовых самолетов.

Весит ядерное топливо для АЭС запредельно много, т.к. уран – один из самых тяжелых металлов на планете. Его удельный вес в 2,5 раза больше, чем у стали.

Как работает атомный реактор?

Принцип действия данного высокотехнологического устройства выглядит следующим образом:

1. При поглощении нейтрона ядерное топливо (чаще всего это уран-235 или плутоний-239) происходит деление атомного ядра;
2. Высвобождается кинетическая энергия, гамма-излучение и свободные нейтроны;
3. Кинетическая энергия преобразуется в тепловую (когда ядра сталкиваются с окружающими атомами), гамма-излучение поглощается самим реактором и превращается также в тепло;
4. Часть из образованных нейтронов поглощается атомами топлива, что вызывает цепную реакцию. Для управления ей используются поглотители и замедлители нейтронов;
5. С помощью теплоносителя (вода, газ или жидкий натрий) происходит отвод тепла от места прохождения реакции;
6. Находящийся под давлением пар от нагретой воды используется для приведения во вращение паровых турбин;
7. С помощью генератора механическая энергия вращения турбин преобразуется в переменный электрический ток.

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

Страницы

Несколько фактов об атомных реакторах…

Интересно, что один реактор АЭС строят не менее 3х лет! Для постройки реактора необходимо оборудование, которое работает на электрическом токе в 210 кило Ампер, что в миллион раз превышает силу тока, которая способна убить человека.

Одна обечайка (элемент конструкции) ядерного реактора весит 150 тонн. В одном реакторе таких элементов 6.

Водо-водяной реактор

Как работает АЭС в целом, мы уже выяснили, чтобы все «разложить по полочкам» посмотрим, как работает наиболее популярный водо-водяной ядерный реактор. Во всем мире сегодня используют водо-водяные реакторы поколения 3+. Они считаются самыми надежными и безопасными.

Все водо-водяные реакторы в мире за все годы их эксплуатации в сумме уже успели набрать более 1000 лет безаварийной работы и ни разу не давали серьезных отклонений.

Структура АЭС на водо-водяных реакторах, подразумевает, что между ТВЭЛами циркулирует дистиллированная вода, нагретая до 320 градусов. Чтобы не дать ей перейти в парообразное состояние ее держат под давлением в 160 атмосфер. Схема АЭС называет ее водой первого контура.

Нагретая вода попадает в парогенератор и отдает свое тепло воде второго контура, после чего снова «возвращается» в реактор. Внешне это выглядит так, что трубки воды первого контура соприкасаются с другими трубками – воды второго контура, они передают тепло друг другу, но воды не контактируют. Контактируют трубки.

Таким образом, исключена возможность попадания радиации в воду второго контура, которая будет далее участвовать в процессе добычи электричества.

То, как работают АЭС далее, уже хорошо известно — вода второго контура в парогенераторах превращается в пар, пар вращает турбину, а турбина приводит в движение электрогенератор, который вырабатывает электроэнергию.

Преимущества и недостатки

• он препятствует образованию на ногте грибковых образований;
• ногтевая пластина под слоем камуфляжа «дышит»;
• он делает поверхность ногтя более гладкой;
• он хорошо укрепляет ноготь – он становится менее хрупким и не ломается от несильных ударов;
• он придает ногтям здоровый блеск.

См. также

Видео по теме

Указ Президента РФ от 14 ноября 2017 г. № 549 “О порядке принесения Присяги гражданина Российской Федерации”

16 ноября 2017

В соответствии с частью четвертой статьи 11.1 Федерального закона от 31 мая 2002 г. № 62-ФЗ «О гражданстве Российской Федерации» постановляю:

1. Утвердить прилагаемые:

а) о порядке принесения Присяги гражданина Российской Федерации;

б) с текстом Присяги гражданина Российской Федерации.

2. Правительству Российской Федерации:

а) осуществить мероприятия, направленные на реализацию настоящего Указа;

б) привести свои акты в соответствие с настоящим Указом.

3. Финансирование расходов, связанных с реализацией настоящего Указа, осуществлять за счет и в пределах бюджетных ассигнований, предусмотренных в федеральном бюджете Министерству внутренних дел Российской Федерации и Министерству иностранных дел Российской Федерации на руководство и управление в сфере установленных функций.

4. Настоящий Указ вступает в силу со дня его официального опубликования.

Президент Российской Федерации

В. Путин

Москва, Кремль

14 ноября 2017 года

№ 549

УТВЕРЖДЕНО ПрезидентаРоссийской Федерацииот 14 ноября 2017 г. № 549

Положениео порядке принесения Присяги гражданина Российской Федерации

1. Лицо, в отношении которого полномочным органом, ведающим делами о гражданстве Российской Федерации, принято решение о приеме в гражданство Российской Федерации на основании пунктов «б» — «г» статьи 11 Федерального закона от 31 мая 2002 г. № 62-ФЗ «О гражданстве Российской Федерации», приносит Присягу гражданина Российской Федерации (далее — Присяга) перед Государственным флагом Российской Федерации.

2. Принесение Присяги организуется территориальным органом Министерства внутренних дел Российской Федерации либо дипломатическим представительством или консульским учреждением Российской Федерации, в котором в установленном порядке было принято заявление лица о приеме в гражданство Российской Федерации.

Порядок организации принесения Присяги, в том числе использования, учета и хранения с текстом Присяги (далее — бланк), определяется Министерством внутренних дел Российской Федерации и Министерством иностранных дел Российской Федерации в соответствии с порядком исполнения решений по вопросам гражданства Российской Федерации, установленным законодательством Российской Федерации.

3. Принесение Присяги может осуществляться в помещениях территориальных органов Министерства внутренних дел Российской Федерации, дипломатических представительств или консульских учреждений Российской Федерации, иных государственных органов, органов местного самоуправления, а также в исторических местах, местах боевой и трудовой славы, у братских могил воинов, павших в боях за свободу и независимость Российского государства.

4. Лицо, приносящее Присягу, зачитывает вслух текст Присяги, после чего собственноручно проставляет в соответствующей графе свои фамилию, имя и отчество, дату принесения Присяги и подпись.

Должностное лицо территориального органа Министерства внутренних дел Российской Федерации либо дипломатического представительства или консульского учреждения Российской Федерации, в котором в установленном порядке было принято заявление лица о приеме в гражданство Российской Федерации, подтверждает факт принесения Присяги: проставляет дату принесения Присяги, регистрационный номер , гербовую печать и свою подпись.

5. Заполненный и заверенный приобщается к материалам, касающимся приема лица, принесшего Присягу, в гражданство Российской Федерации.

УТВЕРЖДЕН ПрезидентаРоссийской Федерацииот 14 ноября 2017 г. № 549

                                ОБРАЗЕЦ

        бланка с текстом Присяги гражданина Российской Федерации

                                ПРИСЯГА

                    гражданина Российской Федерации

     Я, ________________________________________________________________,

добровольно  и  осознанно  принимая  гражданство  Российской   Федерации,

клянусь:

     соблюдать Конституцию и законодательство Российской Федерации, права

и свободы ее граждан;

     исполнять  обязанности  гражданина  Российской  Федерации  на  благо

государства и общества;

     защищать свободу и независимость Российской Федерации;

     быть верным России, уважать ее культуру, историю и традиции.

 ___________________________        ____________________________________

  (дата принесения Присяги)          (подпись лица, принесшего Присягу)

     Присяга  гражданина  Российской   Федерации  принесена  (зачитана  и

подписана) ______________________________________________________________

                (фамилия, имя и отчество лица, принесшего Присягу)

в моем присутствии

_________________________________________________________________________

 (должность, фамилия, инициалы должностного лица территориального органа

_________________________________________________________________________

 Министерства внутренних дел Российской Федерации либо дипломатического

_________________________________________________________________________

   представительства или консульского учреждения Российской Федерации)

  ________________                            ___________________________

       (дата)                                 (подпись должностного лица)

                                              М.П.

                                                      № _________________

Классификация[править | править код]

По характеру использованияправить | править код

По характеру использования ядерные реакторы делятся на:

• 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.

По виду топливаправить | править код

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 способу генерации параправить | править код

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.

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 топливо

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.

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!

Как устроена АЭС?

Любая станция – это закрытая зона вдалеке от жилого массива. На ее территории находятся несколько зданий. Самое главное сооружение – здание реактора, рядом с ним расположен машинный зал, из которого реактором управляют, и здание безопасности.

Схема АЭС невозможна без ядерного реактора. Атомный (ядерный) реактор – это устройство АЭС, которое призвано организовать цепную реакцию деления нейтронов с обязательным выделением энергии при этом процессе. Но каков принцип работы АЭС?

Вся реакторная установка помещается в здание реактора, большую бетонную башню, которая скрывает реактор и в случае аварии удержит в себе все продукты ядерной реакции. Эту большую башню называют контейнтмент, герметичная оболочка или гермозона.

Гермозона в новых реакторах имеет 2 толстые бетонные стенки – оболочки. Внешняя оболочка толщиной в 80 см обеспечивает защиту гермозоны от внешних воздействий.

Внутренняя оболочка толщиной в 1 метр 20 см имеет в своем устройстве специальные стальные тросы, которые увеличивают прочность бетона почти в три раза и не дадут конструкции рассыпаться. С внутренней стороны она выложена тонким листом специальной стали, которая призвана служить дополнительной защитой контейнтмента и в случае аварии не выпустить содержимое реактора за пределы гермозоны.

Такое устройство атомной станции позволяет выдержать падение самолета весом до 200 тонн, 8 бальное землетрясение, торнадо и цунами.

Впервые герметичная оболочка была сооружена на американской АЭС Коннектикут Янки в 1968 году.