Ядерный реактор -Nuclear reactor

Ядро CROCUS , небольшого ядерного реактора, используемого для исследований в EPFL в Швейцарии.

Ядерный реактор — это устройство, используемое для инициирования и управления цепной ядерной реакцией деления или реакциями ядерного синтеза . Ядерные реакторы используются на атомных электростанциях для выработки электроэнергии и в ядерных судовых двигателях . Тепло от ядерного деления передается рабочему телу (воде или газу), которое, в свою очередь, проходит через паровые турбины . Они либо приводят в движение гребные винты корабля , либо вращают валы электрических генераторов . Пар, выработанный на АЭС, в принципе, может использоваться для получения тепла в промышленных процессах или для централизованного теплоснабжения . Некоторые реакторы используются для производства изотопов для медицинских и промышленных целей или для производства оружейного плутония . По данным Международного агентства по атомной энергии , по состоянию на 2022 год в мире эксплуатируется 422 ядерных энергетических реактора и 223 ядерных исследовательских реактора .

В раннюю эру ядерных реакторов (1940-е годы) реактор был известен как ядерный котел или атомный котел (так называемый потому, что блоки графитового замедлителя первого реактора, достигшего критичности, были сложены в котел).

Операция

Пример вынужденного ядерного деления. Нейтрон поглощается ядром атома урана-235, которое в свою очередь распадается на быстродвижущиеся более легкие элементы (продукты деления) и свободные нейтроны. Хотя и реакторы, и ядерное оружие основаны на цепных ядерных реакциях, скорость реакций в реакторе намного ниже, чем в бомбе.

Подобно тому, как обычные тепловые электростанции вырабатывают электроэнергию, используя тепловую энергию , высвобождаемую при сжигании ископаемого топлива , ядерные реакторы преобразуют энергию, высвобождаемую в результате управляемого деления ядер , в тепловую энергию для дальнейшего преобразования в механические или электрические формы.

деление

Когда большое делящееся атомное ядро , такое как уран-235 , уран-233 или плутоний-239 , поглощает нейтрон, оно может подвергнуться ядерному делению. Тяжелое ядро ​​распадается на два или более более легких ядра ( продукты деления ), высвобождая кинетическую энергию , гамма-излучение и свободные нейтроны . Часть этих нейтронов может быть поглощена другими делящимися атомами и вызвать дальнейшие события деления, которые высвобождают больше нейтронов, и так далее. Это известно как ядерная цепная реакция .

Чтобы управлять такой цепной ядерной реакцией, регулирующие стержни , содержащие нейтронные яды и замедлители нейтронов , могут изменить часть нейтронов, которые вызовут большее деление. Ядерные реакторы обычно имеют автоматические и ручные системы для остановки реакции деления, если мониторинг или контрольно-измерительные приборы обнаруживают небезопасные условия.

Выработка тепла

Активная зона реактора вырабатывает тепло несколькими способами:

  • Кинетическая энергия продуктов деления преобразуется в тепловую энергию , когда эти ядра сталкиваются с соседними атомами.
  • Реактор поглощает часть гамма-лучей , образующихся при делении, и преобразует их энергию в тепло.
  • Тепло образуется при радиоактивном распаде продуктов деления и материалов, активированных поглощением нейтронов . Этот источник остаточного тепла будет сохраняться в течение некоторого времени даже после остановки реактора.

Килограмм урана-235 (U-235), преобразованный с помощью ядерных процессов, высвобождает примерно в три миллиона раз больше энергии, чем килограмм угля, сжигаемого традиционным способом (7,2 × 10 13 джоулей на килограмм урана-235 против 2,4 × 10 7 джоулей на килограмм угля). уголь).

При делении одного килограмма урана-235 выделяется около 19 млрд килокалорий , поэтому энергия, выделяемая 1 кг урана-235, соответствует энергии, выделяемой при сжигании 2,7 млн ​​кг угля.

Охлаждение

Теплоноситель ядерного реактора — обычно вода, но иногда газ или жидкий металл (например, жидкий натрий или свинец) или расплавленная соль — циркулирует мимо активной зоны реактора для поглощения выделяемого тепла. Тепло отводится от реактора и затем используется для производства пара. В большинстве реакторных систем используется система охлаждения, которая физически отделена от воды, которая будет кипеть для производства пара под давлением для турбин , подобно реактору с водой под давлением . Однако в некоторых реакторах вода для паровых турбин кипятится непосредственно в активной зоне реактора ; например реактор с кипящей водой .

Контроль реактивности

Скорость реакций деления в активной зоне реактора можно регулировать, контролируя количество нейтронов, способных вызвать дальнейшие события деления. В ядерных реакторах обычно используется несколько методов контроля нейтронов для регулировки выходной мощности реактора. Некоторые из этих методов естественным образом возникают из физики радиоактивного распада и просто учитываются во время работы реактора, в то время как другие представляют собой механизмы, встроенные в конструкцию реактора для определенной цели.

Самый быстрый способ регулировки уровня нейтронов, вызывающих деление, в реакторе — это движение управляющих стержней . Стержни управления сделаны из нейтронных ядов и поэтому поглощают нейтроны. Когда регулирующий стержень вводится глубже в реактор, он поглощает больше нейтронов, чем вытесняемый им материал — часто замедлитель. Это действие приводит к меньшему количеству нейтронов, доступных для деления, и снижает выходную мощность реактора. И наоборот, извлечение управляющего стержня приведет к увеличению частоты событий деления и увеличению мощности.

Физика радиоактивного распада также влияет на количество нейтронов в реакторе. Одним из таких процессов является испускание запаздывающих нейтронов рядом богатых нейтронами изотопов деления. Эти запаздывающие нейтроны составляют около 0,65% от общего числа нейтронов, образующихся при делении, а остальные (называемые « мгновенными нейтронами ») высвобождаются сразу после деления. Продукты деления, которые производят запаздывающие нейтроны, имеют период полураспада для их распада с испусканием нейтронов , который колеблется от миллисекунд до нескольких минут, и поэтому требуется значительное время, чтобы точно определить, когда реактор достигает критической точки . Удержание реактора в зоне цепной реактивности, где для достижения состояния критической массы необходимы запаздывающие нейтроны , позволяет механическим устройствам или людям-операторам управлять цепной реакцией в «реальном времени»; в противном случае время между достижением критичности и ядерным расплавом в результате экспоненциального скачка мощности в результате нормальной цепной ядерной реакции было бы слишком коротким, чтобы можно было вмешаться. Эта последняя стадия, когда запаздывающие нейтроны больше не требуются для поддержания критичности, известна как мгновенная критическая точка. Существует шкала для описания критичности в числовой форме, в которой голая критичность известна как ноль долларов , а критическая точка в момент времени равна одному доллару , а другие точки в процессе интерполированы в центах.

В некоторых реакторах теплоноситель также действует как замедлитель нейтронов . Замедлитель увеличивает мощность реактора, заставляя быстрые нейтроны, которые высвобождаются при делении, терять энергию и превращаться в тепловые нейтроны. Тепловые нейтроны чаще, чем быстрые нейтроны, вызывают деление. Если хладагент является замедлителем, то изменения температуры могут повлиять на плотность хладагента/замедлителя и, следовательно, изменить выходную мощность. Хладагент с более высокой температурой будет менее плотным и, следовательно, менее эффективным замедлителем.

В других реакторах теплоноситель действует как яд, поглощая нейтроны так же, как управляющие стержни. В этих реакторах выходную мощность можно увеличить за счет нагрева теплоносителя, что делает его менее плотным ядом. Ядерные реакторы обычно имеют автоматические и ручные системы аварийного останова реактора . Эти системы вводят в реактор большое количество яда (часто бора в форме борной кислоты ), чтобы остановить реакцию деления, если обнаруживаются или ожидаются небезопасные условия.

Большинство типов реакторов чувствительны к процессу, известному как отравление ксеноном или йодная яма . Обычный продукт деления ксенон-135, образующийся в процессе деления, действует как нейтронный поглотитель, который поглощает нейтроны и, следовательно, имеет тенденцию останавливать реактор. Накопление ксенона-135 можно контролировать, поддерживая достаточно высокие уровни мощности, чтобы разрушить его путем поглощения нейтронов так же быстро, как он образуется. При делении также образуется йод-135 , который, в свою очередь, распадается (с периодом полураспада 6,57 часа) до нового ксенона-135. Когда реактор остановлен, йод-135 продолжает распадаться на ксенон-135, что затрудняет перезапуск реактора на день или два, поскольку ксенон-135 распадается на цезий-135, который не так ядовит, как ксенон-135. 135 с периодом полувыведения 9,2 часа. Это временное состояние и есть «йодная яма». Если реактор имеет достаточную дополнительную реактивную мощность, он может быть перезапущен. Поскольку лишний ксенон-135 превращается в ксенон-136, который гораздо меньше нейтронного яда, в течение нескольких часов реактор испытывает «переходный процесс выгорания (мощности) ксенона». Стержни управления должны быть дополнительно вставлены, чтобы заменить поглощение нейтронов потерянным ксеноном-135. Несоблюдение этой процедуры должным образом стало ключевым моментом в Чернобыльской катастрофе .

Реакторы, используемые в ядерных морских силовых установках (особенно атомные подводные лодки ), часто не могут работать на постоянной мощности круглосуточно, как обычно работают наземные энергетические реакторы, и, кроме того, часто требуется очень длительный срок службы активной зоны без дозаправки . По этой причине во многих конструкциях используется высокообогащенный уран, но в топливных стержнях используется выгорающий нейтронный поглотитель. Это позволяет сконструировать реактор с избытком делящегося материала, который, тем не менее, становится относительно безопасным в начале цикла сжигания топлива реактора благодаря наличию материала, поглощающего нейтроны, который позже заменяется обычно образующимися долгоживущими нейтронными поглотителями (далеко более долговечны, чем ксенон-135), которые постепенно накапливаются в течение срока службы топливной загрузки.

Производство электроэнергии

Энергия, высвобождаемая в процессе деления, генерирует тепло, часть которого может быть преобразована в полезную энергию. Распространенным методом использования этой тепловой энергии является использование ее для кипячения воды для производства пара под давлением, который затем приводит в действие паровую турбину , которая вращает генератор переменного тока и вырабатывает электроэнергию.

Срок службы

Атомные электростанции обычно рассчитаны на средний срок службы от 30 до 40 лет. Некоторые считают, что атомные электростанции могут работать до 80 лет и более при надлежащем обслуживании и управлении. Однако некоторые жизненно важные детали, особенно корпус реактора и бетонные конструкции, не могут быть заменены при появлении трещин и трещин из-за нейтронного охрупчивания и износа, что ограничивает срок службы станции. По истечении запланированного срока службы станции могут получить продление лицензии на эксплуатацию примерно на 20 лет, а в США даже «последующее продление лицензии» (SLR) еще на 20 лет.

Даже когда лицензия продлевается, это не гарантирует ее выживания. Многие реакторы закрываются задолго до истечения срока их лицензии или проектного срока и выводятся из эксплуатации . Затраты на замены или усовершенствования, необходимые для продолжения работы сейвов, могут быть настолько высоки, что они нерентабельны. Или они могут быть отключены из-за технического сбоя. Например, британский филиал французского концерна EDF Energy продлил срок службы своих усовершенствованных газоохлаждаемых реакторов всего на 3–10 лет. Ожидается, что все семь заводов AGR будут остановлены в 2022 году и выведены из эксплуатации к 2028 году. Срок действия Hinkley Point B был продлен с 40 до 46 лет и закрыт. То же самое произошло с Хантерстоном Б. , также спустя 46 лет.

Все большее число реакторов достигает или превышает свой расчетный срок службы в 30 или 40 лет. В 2014 году Гринпис предупредил, что продление срока службы стареющих атомных электростанций означает вступление в новую эру риска. Текущее покрытие ответственности за ядерный ущерб в Европе оценивается в среднем как слишком низкое (от 100 до 1000 раз), чтобы покрыть вероятные расходы, и в то же время вероятность серьезной аварии, происходящей в Европе, продолжает расти, поскольку парк реакторов становится старше.

Ранние реакторы

Лиза Мейтнер и Отто Хан в своей лаборатории
Некоторые из команды Chicago Pile , в том числе Энрико Ферми и Лео Сцилард.

Нейтрон был открыт в 1932 году британским физиком Джеймсом Чедвиком . Концепция цепной ядерной реакции, вызванной ядерными реакциями, опосредованными нейтронами, была впервые реализована вскоре после этого венгерским ученым Лео Сцилардом в 1933 году. Он подал патент на свою идею простого реактора в следующем году, работая в Адмиралтействе в Лондон. Однако идея Сциларда не включала в себя идею ядерного деления как источника нейтронов, поскольку этот процесс еще не был открыт. Идеи Сциларда о ядерных реакторах, использующих цепные ядерные реакции с участием нейтронов в легких элементах, оказались неработоспособными.

Вдохновение для нового типа реактора, использующего уран, пришло из открытия Отто Гана , Лизы Мейтнер , Фрица Штрассмана в 1938 году, что бомбардировка урана нейтронами (обеспечиваемая реакцией синтеза альфа-на-бериллии, « нейтронная гаубица ») производит остаток бария , который, по их мнению, образовался в результате деления ядер урана. В своей второй публикации о делении ядер в феврале 1939 года Ган и Штрассманн предсказали существование и высвобождение дополнительных нейтронов в процессе деления, открыв возможность цепной ядерной реакции . Последующие исследования в начале 1939 года (одно из них Сциларда и Ферми) показали, что несколько нейтронов действительно были высвобождены во время деления, что дало возможность для цепной ядерной реакции, которую Сцилард предвидел шестью годами ранее.

2 августа 1939 года Альберт Эйнштейн подписал письмо президенту Франклину Д. Рузвельту (написанное Сцилардом), в котором говорилось, что открытие деления урана может привести к разработке «чрезвычайно мощных бомб нового типа», что дало толчок к изучению реакторы и деление. Сцилард и Эйнштейн хорошо знали друг друга и работали вместе много лет назад, но Эйнштейн никогда не думал об этой возможности для ядерной энергии, пока Сцилард не сообщил ему об этом в начале своего стремления составить письмо Эйнштейна-Сциларда, чтобы предупредить правительство США . .

Вскоре после этого гитлеровская Германия вторглась в Польшу в 1939 году, начав Вторую мировую войну в Европе. Официально США еще не находились в состоянии войны, но в октябре, когда ему было доставлено письмо Эйнштейна-Сциларда, Рузвельт заметил, что целью проведения исследования было убедиться, что «нацисты не взорвут нас». Затем последовал ядерный проект США, хотя и с некоторой задержкой, поскольку сохранялся скептицизм (частично со стороны Ферми), а также мало действий со стороны небольшого числа официальных лиц в правительстве, которым изначально было поручено продвигать проект.

В следующем году правительство США получило меморандум Фриша-Пайерлса из Великобритании, в котором говорилось, что количество урана , необходимое для цепной реакции , намного меньше, чем считалось ранее. Меморандум был продуктом Комитета MAUD , который работал над британским проектом атомной бомбы, известным как Tube Alloys , который позже был включен в Манхэттенский проект .

В конце концов, первый искусственный ядерный реактор, Chicago Pile-1 , был построен в Чикагском университете группой под руководством итальянского физика Энрико Ферми в конце 1942 года. в войну. Чикагская куча достигла критичности 2 декабря 1942 года в 15:25. Опорная конструкция реактора была сделана из дерева, на которое опиралась стопка (отсюда и название) графитовых блоков, в которые были встроены «псевдосферы» или «брикеты» природного оксида урана.

Вскоре после Чикагского взрыва военные США разработали ряд ядерных реакторов для Манхэттенского проекта , начиная с 1943 года. Основной целью крупнейших реакторов (расположенных на Хэнфордской площадке в Вашингтоне ) было массовое производство плутония для ядерного оружия. Ферми и Сцилард подали заявку на патент на реакторы 19 декабря 1944 года. Его выдача была отложена на 10 лет из-за секретности военного времени.

«Первая в мире атомная электростанция» — так гласит табличка на месте EBR -I , которое сейчас является музеем недалеко от Арко, штат Айдахо . Первоначально называвшаяся «Чикагская свая-4», она выполнялась под руководством Уолтера Зинна для Аргоннской национальной лаборатории . Этот экспериментальный LMFBR, эксплуатируемый Комиссией по атомной энергии США, произвел 0,8 кВт при испытании 20 декабря 1951 г. и 100 кВт (электрическую) на следующий день, имея расчетную мощность 200 кВт (электрическую).

Помимо использования ядерных реакторов в военных целях, были и политические причины для использования атомной энергии в гражданских целях. Президент США Дуайт Эйзенхауэр выступил со своей знаменитой речью «Атом во имя мира» на Генеральной Ассамблее ООН 8 декабря 1953 года. Эта дипломатия привела к распространению технологии реакторов в учреждениях США и во всем мире.

Первой атомной электростанцией, построенной для гражданских целей, стала Обнинская АЭС АМ-1 , запущенная 27 июня 1954 года в Советском Союзе . Он произвел около 5 МВт (электрической). Он был построен после F-1 (ядерного реактора) , который был первым реактором, который стал критическим в Европе, а также был построен Советским Союзом.

После Второй мировой войны военные США искали другие способы использования технологии ядерных реакторов. Исследования, проведенные армией, привели к созданию электростанций для Кэмп Сенчури, Гренландия и станции Мак-Мердо, программы ядерной энергетики армии Антарктиды . Результатом проекта атомного бомбардировщика ВВС стал эксперимент с реактором на расплавленной соли . ВМС США добились успеха, когда 17 января 1955 года они запустили USS Nautilus (SSN-571) на ядерной энергии.

Первая коммерческая атомная электростанция Колдер Холл в Селлафилде , Англия, была открыта в 1956 году с первоначальной мощностью 50 МВт (позже 200 МВт).

Первый переносной ядерный реактор «Алко РМ-2А» использовался для выработки электроэнергии (2 МВт) для Кэмп-сенчури с 1960 по 1963 год.

Система теплоносителя первого контура, показывающая корпус реактора (красный), парогенераторы (фиолетовый), компенсатор давления (синий) и насосы (зеленый) в трех контурах теплоносителя Конструкция реактора с водой под давлением Hualong One

Типы реакторов

Pressurized Water Reactor Boiling Water Reactor Gas Cooled Reactor Pressurized Heavy Water Reactor LWGR Fast Breeder ReactorКруг кадр.svg
  •  PWR: 277 (63,2%)
  •  BWR: 80 (18,3%)
  •  ОКР: 15 (3,4%)
  •  PHWR: 49 (11,2%)
  •  LWGR: 15 (3,4%)
  •  ФБР: 2 (0,5%)
Количество реакторов по типу (конец 2014 г.)
Pressurized Water Reactor Boiling Water Reactor Gas Cooled Reactor Pressurized Heavy Water Reactor LWGR Fast Breeder ReactorКруг кадр.svg
  •  Силовая мощность: 257,2 (68,3%)
  •  BWR: 75,5 (20,1%)
  •  ГКЛ: 8,2 (2,2%)
  •  PHWR: 24,6 (6,5%)
  •  LWGR: 10,2 (2,7%)
  •  FBR: 0,6 (0,2%)
Полезная электрическая мощность (ГВт) по типам (конец 2014 г.)
Реактор PULSTAR в штате Северная Каролина представляет собой исследовательский реактор бассейнового типа мощностью 1 МВт с топливом штифтового типа с обогащением 4%, состоящим из таблеток UO 2 в оболочке из циркалоя .

Классификации

По типу ядерной реакции

Все коммерческие энергетические реакторы основаны на ядерном делении . Обычно в качестве ядерного топлива они используют уран и получаемый из него плутоний , хотя возможен и ториевый топливный цикл . Реакторы деления можно условно разделить на два класса в зависимости от энергии нейтронов, поддерживающих цепную реакцию деления :

В принципе, термоядерная энергия может быть получена путем ядерного синтеза таких элементов, как изотоп водорода дейтерия . Несмотря на то, что по крайней мере с 1940-х годов это постоянная богатая тема для исследований, никогда не было построено ни одного самоподдерживающегося термоядерного реактора для каких-либо целей.

По материалам модератора

Используется тепловыми реакторами:

  • Реакторы с графитовым замедлителем
  • Реакторы с водяным замедлителем
    • Тяжеловодные реакторы (используются в Канаде, Индии, Аргентине, Китае, Пакистане, Румынии и Южной Корее).
    • Легководные реакторы (LWR). Легководные реакторы (наиболее распространенный тип тепловых реакторов) используют обычную воду для замедления и охлаждения реакторов. Поскольку легкий изотоп водорода является слабым нейтронным ядом, эти реакторы нуждаются в искусственно обогащенном топливе. При рабочей температуре , если температура воды повышается, ее плотность падает, и меньшее количество нейтронов, проходящих через нее, замедляется достаточно, чтобы вызвать дальнейшие реакции. Эта отрицательная обратная связь стабилизирует скорость реакции. Графитовые и тяжеловодные реакторы имеют тенденцию к большей термализации, чем легководные реакторы. Благодаря дополнительной термализации и отсутствию эффектов отравления легким водородом эти типы могут использовать природный уран /необогащенное топливо.
  • Реакторы с замедлителями из легких элементов.
    • Жидкосолевые реакторы (МСР) замедляются легкими элементами, такими как литий или бериллий, которые входят в состав матричных солей теплоносителя/топлива «LiF» и «BeF 2 », «LiCl» и «BeCl 2 », а также других легких элементов, содержащих все соли могут вызывать сдерживающий эффект.
    • Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем , например, те, теплоносителем которых является смесь свинца и висмута, могут использовать BeO в качестве замедлителя.
  • В реакторах с органическим замедлителем (OMR) в качестве замедлителя и теплоносителя используются бифенил и терфенил .

По охлаждающей жидкости

Обработка внутренней части корпуса реактора ВВЭР-1000 на Атоммаше
В тепловых ядерных реакторах (в частности, LWR) теплоноситель действует как замедлитель, который должен замедлять нейтроны, прежде чем они смогут эффективно поглотиться топливом.
  • Реактор с водяным охлаждением. Они составляют подавляющее большинство действующих ядерных реакторов: по состоянию на 2014 год 93% ядерных реакторов в мире имеют водяное охлаждение, что обеспечивает около 95% общей мощности атомных электростанций в мире.
    • Реактор с водой под давлением (PWR) Реакторы с водой под давлением составляют подавляющее большинство всех западных атомных электростанций.
      • Основной характеристикой PWR является компенсатор давления, специализированный сосуд высокого давления . В большинстве коммерческих реакторов PWR и военно-морских реакторов используются компенсаторы давления. При нормальной работе компенсатор частично заполнен водой, а над ним поддерживается паровой пузырь за счет нагрева воды погружными нагревателями. Во время нормальной работы компенсатор давления соединен с основным корпусом реактора (RPV), а «пузырь» компенсатора давления обеспечивает пространство для расширения при изменении объема воды в реакторе. Эта компоновка также обеспечивает средство регулирования давления в реакторе за счет увеличения или уменьшения давления пара в компенсаторе давления с использованием нагревателей компенсатора давления.
      • Реакторы с тяжелой водой под давлением представляют собой подмножество реакторов с водой под давлением, в которых используется изолированный контур теплопередачи под давлением, но в качестве теплоносителя и замедлителя используется тяжелая вода для большей экономии нейтронов, которую она предлагает.
    • Реактор с кипящей водой (BWR)
      • BWR характеризуются кипением воды вокруг топливных стержней в нижней части основного корпуса реактора. Реактор с кипящей водой использует в качестве топлива 235 U, обогащенный диоксидом урана. Топливо собрано в стержни, помещенные в стальной сосуд, погруженный в воду. Ядерное деление заставляет воду кипеть, образуя пар. Этот пар поступает по трубам в турбины. Турбины приводятся в движение паром, и этот процесс вырабатывает электроэнергию. При нормальной работе давление регулируется количеством пара, протекающего из корпуса реактора в турбину.
    • Реактор со сверхкритической водой (SCWR)
      • SCWR - это концепция реактора поколения IV , в которой реактор работает при сверхкритическом давлении, а вода нагревается до сверхкритической жидкости, которая никогда не переходит в пар, но ведет себя как насыщенный пар для питания парогенератора .
    • Водяной реактор с пониженным замедлением [RMWR], в котором используется более высокообогащенное топливо с топливными элементами, расположенными ближе друг к другу, чтобы обеспечить более быстрый спектр нейтронов, иногда называемый спектром эпитепловых нейтронов .
    • Реактор бассейнового типа может относиться к реакторам с открытым бассейном с водяным охлаждением без давления , но не путать с LMFBR бассейнового типа , которые охлаждаются натрием.
    • Некоторые реакторы охлаждались тяжелой водой , которая также служила замедлителем. Примеры включают:
      • Ранние реакторы CANDU (более поздние используют тяжеловодный замедлитель, но легководный теплоноситель)
      • Исследовательские реакторы класса DIDO
  • Реактор с жидкометаллическим теплоносителем . Поскольку вода является замедлителем, ее нельзя использовать в качестве теплоносителя в реакторе на быстрых нейтронах. Жидкометаллические теплоносители включали натрий , NaK , свинец, эвтектику свинец-висмут , а в первых реакторах - ртуть .
  • Реакторы с газовым охлаждением охлаждаются циркулирующим газом. На коммерческих атомных электростанциях обычно использовался углекислый газ, например, на нынешних британских атомных электростанциях AGR и ранее на ряде британских, французских, итальянских и японских станций первого поколения. Также использовались азот и гелий, причем гелий считается особенно подходящим для высокотемпературных конструкций. Использование тепла варьируется в зависимости от реактора. Коммерческие атомные электростанции пропускают газ через теплообменник, чтобы произвести пар для паровой турбины. Некоторые экспериментальные конструкции нагреваются до такой степени, что газ может напрямую питать газовую турбину.
  • Жидкосолевые реакторы (MSR) охлаждаются за счет циркуляции расплавленной соли, обычно эвтектической смеси фторидных солей, такой как FLiBe . В типичном MSR теплоноситель также используется в качестве матрицы, в которой растворяется делящийся материал. Другие используемые комбинации эвтектических солей включают «ZrF 4 » с «NaF» и «LiCh» с «BeCh 2 » .
  • Органические ядерные реакторы используют в качестве теплоносителя органические жидкости, такие как бифенил и терфенил, а не воду.

По поколению

  • Реактор поколения I (ранние прототипы, такие как атомная электростанция Шиппорт , исследовательские реакторы, некоммерческие энергетические реакторы)
  • Реактор поколения II (самые современные атомные электростанции , 1965–1996 гг.)
  • Реактор поколения III (эволюционные усовершенствования существующих конструкций, 1996–2016 гг.)
  • Реактор поколения III+ (эволюционное развитие реакторов поколения III, обеспечивающее повышение безопасности по сравнению с конструкциями реакторов поколения III, 2017–2021 гг.)
  • Реактор поколения IV (технологии все еще находятся в стадии разработки; дата запуска неизвестна, см. Ниже)
  • Реактор поколения V (конструкции, которые теоретически возможны, но в настоящее время активно не рассматриваются и не исследуются).

В 2003 году Французский Комиссариат по атомной энергии (CEA) первым упомянул типы «Gen II» в Nucleonics Week .

Первое упоминание о «Поколении III» было в 2000 году в связи с запуском планов Международного форума «Поколение IV» (GIF).

«Поколение IV» было названо в 2000 году Министерством энергетики США (DOE) за разработку новых типов установок.

По фазам топлива

По форме ядра

  • Кубический
  • Цилиндрический
  • восьмиугольный
  • Сферический
  • плита
  • Кольцо

По использованию

Современные технологии

В этих реакторах используется сосуд высокого давления для хранения ядерного топлива, регулирующих стержней, замедлителя и теплоносителя. Горячая радиоактивная вода, выходящая из сосуда под давлением, проходит через парогенератор, который, в свою очередь, нагревает вторичный (нерадиоактивный) контур воды до пара, который может запускать турбины. Они составляют большинство (около 80%) существующих реакторов. Это проект реактора на тепловых нейтронах , новейшими из которых являются российский ВВЭР-1200 , японский усовершенствованный реактор с водой под давлением , американский AP1000 , китайский реактор под давлением Hualong и франко-немецкий европейский реактор под давлением . Все реакторы ВМС США относятся к этому типу.
BWR похож на PWR без парогенератора. Более низкое давление его охлаждающей воды позволяет ей кипеть внутри сосуда под давлением, производя пар, который приводит в движение турбины. В отличие от PWR здесь нет первичного и вторичного контуров. Тепловой КПД таких реакторов может быть выше, они могут быть проще и даже потенциально более стабильны и безопасны. Это конструкция реактора на тепловых нейтронах, новейшими из которых являются усовершенствованный реактор с кипящей водой и экономичный упрощенный реактор с кипящей водой .
Канадская конструкция (известная как CANDU ), очень похожая на PWR, но использующая тяжелую воду . Хотя тяжелая вода значительно дороже обычной воды, она имеет большую экономию нейтронов (создает большее количество тепловых нейтронов), что позволяет реактору работать без установок по обогащению топлива . Вместо использования одного большого сосуда под давлением, как в PWR, топливо содержится в сотнях напорных трубок. Эти реакторы работают на природном уране и представляют собой реакторы на тепловых нейтронах. PHWR можно заправлять на полной мощности ( заправка в режиме онлайн ), что делает их очень эффективными в использовании урана (это позволяет точно контролировать поток в активной зоне). CANDU PHWR построены в Канаде, Аргентине , Китае, Индии , Пакистане , Румынии и Южной Корее . Индия также эксплуатирует ряд PHWR, часто называемых «производными CANDU», построенными после того, как правительство Канады прекратило ядерные отношения с Индией после испытания ядерного оружия «Улыбающийся Будда» в 1974 году.
Игналинская АЭС - типа РБМК (закрыта в 2009 г.)
  • Реактор Большой Мощности Канальный ( РБМК ) [модератор: графит; теплоноситель: вода высокого давления]
РБМК советской конструкции в некоторых отношениях похожи на CANDU в том, что они допускают дозаправку во время работы на мощности и используют конструкцию с напорной трубой вместо корпуса высокого давления типа PWR. Однако, в отличие от CANDU, они очень нестабильны и велики, что делает их защитными сооружениями дорогими. В конструкции РБМК также был выявлен ряд критических недостатков безопасности, хотя некоторые из них были исправлены после Чернобыльской катастрофы . Их главная привлекательность заключается в использовании легкой воды и необогащенного урана. По состоянию на 2022 год 8 остаются открытыми, в основном из-за повышения безопасности и помощи международных агентств по безопасности, таких как Министерство энергетики. Несмотря на эти улучшения безопасности, реакторы РБМК по-прежнему считаются одной из самых опасных используемых конструкций реакторов. Реакторы РБМК были развернуты только в бывшем Советском Союзе .
Атомная электростанция Magnox Sizewell A
Эти конструкции имеют более высокий тепловой КПД по сравнению с реакторами PWR из-за более высоких рабочих температур. Есть несколько действующих реакторов этой конструкции, в основном в Соединенном Королевстве, где и была разработана эта концепция. Старые конструкции (например, станции Magnox ) либо закрыты, либо будут закрыты в ближайшем будущем. Однако предполагаемый срок службы AGR составляет от 10 до 20 лет. Это конструкция реактора на тепловых нейтронах. Затраты на вывод из эксплуатации могут быть высокими из-за большого объема активной зоны реактора.
Уменьшенная модель ядерного реактора ТОПАЗ
Эта конструкция реактора без замедлителя производит больше топлива, чем потребляет. Говорят, что они «размножают» топливо, потому что они производят делящееся топливо во время работы из-за захвата нейтронов . Эти реакторы могут работать так же, как PWR с точки зрения эффективности, и не требуют большой защитной оболочки высокого давления, поскольку жидкий металл не нужно поддерживать под высоким давлением даже при очень высоких температурах. Это реакторы на быстрых , а не на тепловых нейтронах. Эти реакторы бывают двух типов:
Superphénix , закрытый в 1998 году, был одним из немногих FBR.
Свинцовое охлаждение
Использование свинца в качестве жидкого металла обеспечивает превосходную радиационную защиту и позволяет работать при очень высоких температурах. Кроме того, свинец (в основном) прозрачен для нейтронов, поэтому в охлаждающей жидкости теряется меньше нейтронов, и охлаждающая жидкость не становится радиоактивной. В отличие от натрия, свинец в основном инертен, поэтому риск взрыва или аварии меньше, но такие большие количества свинца могут быть проблематичными с точки зрения токсикологии и утилизации. Часто в реакторе этого типа используется эвтектическая смесь свинец-висмут . В этом случае висмут будет представлять некоторые незначительные проблемы с излучением, поскольку он не так прозрачен для нейтронов и может быть преобразован в радиоактивный изотоп легче, чем свинец. Российская подводная лодка класса «Альфа» использует быстрый реактор со свинцово-висмутовым теплоносителем в качестве главной энергетической установки.
с натриевым охлаждением
Большинство LMFBR относятся к этому типу. ТОПАЗ , БН - 350 и БН-600 в СССР; Суперфеникс во Франции; и Fermi-I в США были реакторами этого типа. Натрий относительно легко получить и с ним работать, и он также фактически предотвращает коррозию различных частей реактора, погруженных в него. Однако натрий сильно взрывается при контакте с водой, поэтому необходимо соблюдать осторожность, но такие взрывы не будут более сильными, чем (например) утечка перегретой жидкости из реактора с водой под давлением. Реактор Monju в Японии пострадал от утечки натрия в 1995 году и не мог быть перезапущен до мая 2010 года. EBR-I , первый реактор с расплавлением активной зоны в 1955 году, также был реактором с натриевым охлаждением.
В них используется топливо, отформованное в керамические шарики, а затем газ циркулирует через шарики. В результате получается эффективный, малообслуживаемый и очень безопасный реактор с недорогим стандартизированным топливом. Прототипами были AVR и THTR-300 в Германии, которые производили до 308 МВт электроэнергии в период с 1985 по 1989 год, пока не были остановлены после серии инцидентов и технических проблем. HTR -10 эксплуатируется в Китае, где разрабатывается HTR-PM . Ожидается, что HTR-PM станет первым реактором IV поколения, который будет введен в эксплуатацию.
  • Жидкосолевые реакторы (MSR) [замедлитель: графит или нет для MSR быстрого спектра; теплоноситель: смесь расплавленных солей]
Они растворяют топливо во фторидных или хлоридных солях или используют такие соли в качестве охлаждающей жидкости. MSR потенциально имеют много функций безопасности, в том числе отсутствие высокого давления или легковоспламеняющихся компонентов в активной зоне. Первоначально они были разработаны для двигателей самолетов из-за их высокой эффективности и высокой удельной мощности. Один прототип, эксперимент с реактором на расплавленной соли , был построен для подтверждения осуществимости реактора с жидким фторидом тория , реактора с тепловым спектром, который будет производить делящееся топливо урана-233 из тория.
  • Водный гомогенный реактор (AHR) [замедлитель: легкая или тяжелая вода высокого давления; теплоноситель: легкая или тяжелая вода высокого давления]
Эти реакторы используют в качестве топлива растворимые ядерные соли (обычно сульфат урана или нитрат урана ), растворенные в воде и смешанные с теплоносителем и замедлителем. По состоянию на апрель 2006 г. в эксплуатации находилось всего пять AHR.

Будущее и развивающиеся технологии

Усовершенствованные реакторы

Более дюжины усовершенствованных конструкций реакторов находятся на различных стадиях разработки. Некоторые из них являются развитием конструкций PWR , BWR и PHWR , описанных выше, некоторые представляют собой более радикальные отличия. К первым относятся усовершенствованный кипящий реактор (ABWR), два из которых в настоящее время работают, а другие находятся в стадии строительства, а также планируемый пассивно-безопасный экономичный упрощенный кипящий реактор (ESBWR) и энергоблоки AP1000 (см. Программу ядерной энергетики 2010 г. ).

  • Интегральный быстрый реактор (IFR) был построен, испытан и оценен в 1980-х годах, а затем выведен из эксплуатации при администрации Клинтона в 1990-х годах из-за политики администрации в области нераспространения ядерного оружия. Переработка отработавшего топлива является основой его конструкции, и поэтому он производит лишь часть отходов нынешних реакторов.
  • Реактор с галечным слоем , высокотемпературный реактор с газовым охлаждением (HTGCR), спроектирован таким образом, что высокие температуры снижают выходную мощность за счет доплеровского расширения нейтронного сечения топлива. Он использует керамическое топливо, поэтому его безопасные рабочие температуры превышают диапазон температур снижения мощности. Большинство конструкций охлаждаются инертным гелием. Гелий не подвержен паровым взрывам, сопротивляется поглощению нейтронов, приводящему к радиоактивности, и не растворяет примеси, которые могут стать радиоактивными. Типичные конструкции имеют больше слоев пассивной защитной оболочки (до 7), чем легководные реакторы (обычно 3). Уникальная особенность, которая может способствовать безопасности, заключается в том, что топливные шары фактически образуют механизм активной зоны и заменяются один за другим по мере их старения. Конструкция топлива делает переработку топлива дорогой.
  • Небольшой , герметичный, транспортабельный, автономный реактор (SSTAR) в основном исследуется и разрабатывается в США, он предназначен для использования в качестве пассивно безопасного реактора на быстрых нейтронах, который может быть дистанционно остановлен в случае возникновения подозрений о взломе.
  • Чистый и экологически безопасный усовершенствованный реактор (CAESAR) — это концепция ядерного реактора, в которой в качестве замедлителя используется пар. Этот проект все еще находится в разработке.
  • Водяной реактор с уменьшенным замедлением основан на усовершенствованном реакторе с кипящей водой ABWR, который используется в настоящее время, это не полноценный быстрый реактор, вместо этого он использует в основном надтепловые нейтроны , которые по скорости находятся между тепловыми и быстрыми нейтронами.
  • Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль с водородным замедлителем ( HPM) представляет собой конструкцию реактора, разработанную Лос-Аламосской национальной лабораторией , в которой в качестве топлива используется гидрид урана .
  • Подкритические реакторы спроектированы так, чтобы быть более безопасными и стабильными, но создают ряд технических и экономических трудностей. Одним из примеров является усилитель энергии .
  • Реакторы на основе тория. Торий-232 можно преобразовать в U-233 в реакторах, специально разработанных для этой цели. Таким образом, торий, которого в четыре раза больше, чем урана, можно использовать для воспроизводства ядерного топлива U-233. Также считается, что U-233 обладает благоприятными ядерными свойствами по сравнению с традиционно используемым U-235, включая лучшую экономию нейтронов и меньшее образование долгоживущих трансурановых отходов.
    • Усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) — предлагаемый тяжеловодный ядерный энергетический реактор, который станет конструкцией следующего поколения типа PHWR. Разрабатывается в Центре атомных исследований Бхабха (BARC), Индия.
    • КАМИНИ — уникальный реактор, использующий в качестве топлива изотоп урана-233. Построен в Индии BARC и Центром атомных исследований Индиры Ганди ( IGCAR ).
    • Индия также планирует построить реакторы на быстрых нейтронах с использованием топливного цикла торий-уран-233. FBTR (испытательный реактор на быстрых нейтронах), работающий в Калпаккаме (Индия), использует плутоний в качестве топлива и жидкий натрий в качестве теплоносителя.
    • Китай, контролирующий месторождение Серро Импакто , имеет реактор и надеется заменить угольную энергию ядерной.

Rolls-Royce стремится продавать ядерные реакторы для производства синтетического топлива для самолетов.

Реакторы поколения IV

Реакторы поколения IV представляют собой набор теоретических конструкций ядерных реакторов. Как правило, ожидается, что они не будут доступны для коммерческого использования до 2040–2050 годов, хотя Всемирная ядерная ассоциация предположила, что некоторые из них могут быть введены в коммерческую эксплуатацию до 2030 года. Текущие реакторы, эксплуатируемые по всему миру, обычно считаются системами второго или третьего поколения, с системы первого поколения были сняты с производства некоторое время назад. Исследования этих типов реакторов были официально начаты Международным форумом «Поколение IV» (GIF) на основе восьми технологических целей. Основные цели заключаются в повышении ядерной безопасности, повышении устойчивости к распространению, минимизации отходов и использования природных ресурсов, а также в снижении стоимости строительства и эксплуатации таких станций.

Реакторы поколения V+

Реакторы поколения V - это конструкции, которые теоретически возможны, но в настоящее время активно не рассматриваются и не исследуются. Хотя некоторые реакторы поколения V потенциально могут быть построены с использованием современных или перспективных технологий, они не вызывают большого интереса по причинам экономики, практичности или безопасности.

  • Реактор с жидкостным сердечником. Ядерный реактор с жидкой активной зоной замкнутого цикла , в котором делящимся материалом является расплавленный уран или урановый раствор, охлаждаемый рабочим газом, закачиваемым через отверстия в основании защитной оболочки.
  • Реактор с газовым сердечником . Версия ракеты с ядерной лампочкой с замкнутым контуром , в которой делящимся материалом является газообразный гексафторид урана, содержащийся в сосуде из плавленого кварца. Рабочий газ (например, водород) будет обтекать этот сосуд и поглощать ультрафиолетовый свет, образующийся в результате реакции. Эта конструкция реактора может также функционировать как ракетный двигатель , как показано в научно-фантастическом романе Гарри Харрисона 1976 года Skyfall . Теоретически прямое использование UF 6 в качестве рабочего топлива (а не в качестве промежуточной стадии, как это делается сейчас) означало бы более низкие затраты на переработку и очень маленькие реакторы. На практике работа реактора с такой высокой плотностью мощности, вероятно, приведет к неуправляемому потоку нейтронов , ослабляющему большинство материалов реактора , и, следовательно, поскольку поток будет аналогичен ожидаемому в термоядерных реакторах, для него потребуются материалы, аналогичные тем, которые выбраны Международной организацией по термоядерному синтезу . Установка для облучения материалов .
    • ЭМ реактор с газовым сердечником. Как и в реакторе с газовым сердечником, но с фотоэлектрическими батареями, преобразующими ультрафиолетовый свет непосредственно в электричество. Этот подход аналогичен экспериментально доказанному фотоэлектрическому эффекту , который преобразует рентгеновские лучи, генерируемые в результате анейтронного синтеза , в электричество путем пропускания фотонов высокой энергии через массив проводящих фольг для передачи части их энергии электронам, энергия фотона захватывается электростатически, подобно конденсатору . Поскольку рентгеновские лучи могут проходить через гораздо большую толщину материала, чем электроны, для поглощения рентгеновских лучей необходимы многие сотни или тысячи слоев.
  • Реактор на осколках деления . Реактор на осколках деления — это ядерный реактор, который вырабатывает электричество за счет замедления ионного пучка побочных продуктов деления вместо использования ядерных реакций для выработки тепла. Таким образом, он обходит цикл Карно и может достигать эффективности до 90% вместо 40–45%, достигаемых эффективными тепловыми реакторами с турбинным приводом. Ионный пучок осколков деления будет проходить через магнитогидродинамический генератор для производства электроэнергии.
  • Гибридный ядерный синтез . Будет использовать нейтроны, испускаемые при синтезе, для расщепления слоя воспроизводимого материала , такого как U-238 или Th-232 , и преобразования отработавшего ядерного топлива / ядерных отходов других реакторов в относительно более безопасные изотопы.

Термоядерные реакторы

Управляемый ядерный синтез в принципе можно использовать на термоядерных электростанциях для производства энергии без сложностей обращения с актинидами , но остаются серьезные научные и технические препятствия. Несмотря на то, что исследования начались в 1950-х годах, до 2050 года не ожидается никакого коммерческого термоядерного реактора. В настоящее время проект ИТЭР возглавляет усилия по использованию термоядерной энергии.

Ядерный топливный цикл

Тепловые реакторы обычно зависят от очищенного и обогащенного урана . Некоторые ядерные реакторы могут работать на смеси плутония и урана (см. МОКС- топливо ). Процесс, посредством которого урановая руда добывается, перерабатывается, обогащается, используется, возможно, перерабатывается и утилизируется, известен как ядерный топливный цикл .

Менее 1% встречающегося в природе урана представляет собой легко расщепляющийся изотоп U-235 , и в результате для большинства конструкций реакторов требуется обогащенное топливо. Обогащение включает увеличение процентного содержания U-235 и обычно осуществляется с помощью газовой диффузии или газовой центрифуги . Обогащенный результат затем превращается в порошок диоксида урана , который прессуется и сжигается в виде гранул. Эти таблетки укладываются в трубы, которые затем герметизируются и называются топливными стержнями . Многие из этих топливных стержней используются в каждом ядерном реакторе.

Большинство коммерческих реакторов BWR и PWR используют уран, обогащенный U-235 примерно до 4%, а некоторые коммерческие реакторы с высокой экономией нейтронов вообще не требуют обогащения топлива (то есть они могут использовать природный уран). По данным Международного агентства по атомной энергии, в мире насчитывается не менее 100 исследовательских реакторов , работающих на высокообогащенном (оружейного качества с обогащением 90%) уране. Риск кражи этого топлива (потенциально используемого при производстве ядерного оружия) привел к кампаниям, выступающим за перевод этого типа реактора на низкообогащенный уран (который представляет меньшую угрозу распространения).

Делящийся U-235 и неделящийся, но делящийся и воспроизводящий U-238 используются в процессе деления. U-235 расщепляется тепловыми (т.е. медленно движущимися) нейтронами. Тепловой нейтрон — это тот, который движется примерно с той же скоростью, что и атомы вокруг него. Поскольку все атомы вибрируют пропорционально их абсолютной температуре, у теплового нейтрона есть наилучшие возможности для деления U-235, когда он движется с той же самой колебательной скоростью. С другой стороны, U-238 с большей вероятностью захватит нейтрон, когда нейтрон движется очень быстро. Этот атом урана-239 вскоре распадется на плутоний-239, еще одно топливо. Pu-239 является жизнеспособным топливом, и его необходимо учитывать даже при использовании высокообогащенного уранового топлива. В некоторых реакторах деление плутония будет преобладать над делением урана-235, особенно после того, как начальная загрузка урана-235 израсходована. Плутоний расщепляется как быстрыми, так и тепловыми нейтронами, что делает его идеальным как для ядерных реакторов, так и для ядерных бомб.

Большинство существующих конструкций реакторов представляют собой тепловые реакторы и обычно используют воду в качестве замедлителя нейтронов (замедлитель означает, что он замедляет нейтроны до тепловой скорости) и в качестве теплоносителя. Но в реакторе на быстрых нейтронах используется другой тип теплоносителя, который не будет сильно замедлять или замедлять нейтроны. Это позволяет доминировать быстрым нейтронам, которые можно эффективно использовать для постоянного пополнения запаса топлива. Просто поместив дешевый необогащенный уран в такую ​​активную зону, неделящийся уран-238 превратится в плутоний-239, «воспроизводящее» топливо.

В ториевом топливном цикле торий-232 поглощает нейтрон либо в быстром, либо в тепловом реакторе. Торий-233 бета распадается на протактиний -233, а затем на уран-233 , который, в свою очередь, используется в качестве топлива. Следовательно, как и уран-238 , торий-232 является плодородным материалом .

Заправка ядерных реакторов

Количество энергии в резервуаре с ядерным топливом часто выражается в терминах «дни на полной мощности», которые представляют собой количество 24-часовых периодов (дней), в течение которых реактор должен работать на полной выходной мощности для выработки тепла. энергия. Количество дней на полной мощности в рабочем цикле реактора (между остановами на перегрузку) связано с количеством делящегося урана-235 (U-235), содержащегося в тепловыделяющих сборках в начале цикла. Более высокий процент урана-235 в активной зоне в начале цикла позволит реактору работать большее количество дней на полной мощности.

В конце рабочего цикла топливо в некоторых сборках «вырабатывается», пробыв в реакторе от четырех до шести лет, вырабатывая мощность. Это отработавшее топливо выгружается и заменяется новыми (свежими) ТВС. Хотя эти тепловыделяющие сборки считаются «отработавшими», они содержат большое количество топлива. На практике именно экономика определяет срок службы ядерного топлива в реакторе. Задолго до того, как произойдет все возможное деление, реактор не может поддерживать 100% полную выходную мощность, и, следовательно, доход коммунального предприятия снижается по мере снижения выходной мощности станции. Большинство атомных станций работают с очень низкой рентабельностью из-за операционных накладных расходов, в основном издержек на регулирование, поэтому работа на мощности ниже 100% экономически нецелесообразна в течение длительного времени. Доля топливной активной зоны реактора, заменяемая во время перегрузки, обычно составляет одну треть, но зависит от того, как долго установка работает между перегрузками. Заводы обычно работают с 18-месячными циклами дозаправки или 24-месячными циклами дозаправки. Это означает, что одна перегрузка, заменяющая только одну треть топлива, может поддерживать ядерный реактор на полной мощности почти два года. Утилизация и хранение этого отработавшего топлива является одним из наиболее сложных аспектов эксплуатации коммерческой атомной электростанции. Эти ядерные отходы высокорадиоактивны, и их токсичность представляет опасность на протяжении тысячелетий. После выгрузки из реактора отработавшее ядерное топливо перемещается в пристанционный бассейн выдержки . Бассейн отработавшего топлива представляет собой большой бассейн с водой, который обеспечивает охлаждение и защиту отработавшего ядерного топлива. После того, как энергия несколько снизится (приблизительно через пять лет), топливо можно переместить из топливного бассейна в сухие экранированные контейнеры, которые можно безопасно хранить в течение тысяч лет. После загрузки в сухие экранированные контейнеры контейнеры хранятся на месте в специально охраняемом помещении в непроницаемых бетонных бункерах. Хранилища топлива на площадке спроектированы таким образом, чтобы выдерживать удары коммерческих авиалайнеров с минимальным повреждением отработавшего топлива или без него. Среднее хранилище топлива на площадке может вместить 30 лет отработавшего топлива на площади меньше футбольного поля.

Не все реакторы нужно останавливать для перезарядки; например, реакторы с галечным слоем , реакторы РБМК , жидкосолевые реакторы , реакторы Magnox , AGR и CANDU позволяют перемещать топливо через реактор во время его работы. В реакторе CANDU это также позволяет размещать отдельные топливные элементы в активной зоне реактора, которые лучше всего подходят для количества U-235 в топливном элементе.

Количество энергии, извлекаемой из ядерного топлива, называется его выгоранием , которое выражается через количество тепловой энергии, выделяемой на начальную единицу массы топлива. Выгорание обычно выражается в тепловых мегаватт-днях на метрическую тонну исходного тяжелого металла.

Ядерная безопасность

Ядерная безопасность охватывает действия, предпринимаемые для предотвращения ядерных и радиационных аварий и инцидентов или ограничения их последствий. Ядерная энергетика улучшила безопасность и производительность реакторов и предложила новые, более безопасные (но, как правило, не испытанные) конструкции реакторов, но нет гарантии, что реакторы будут спроектированы, построены и будут эксплуатироваться правильно. Ошибки действительно случаются, и проектировщики реакторов на Фукусиме в Японии не ожидали, что цунами, вызванное землетрясением, выведет из строя резервные системы, которые должны были стабилизировать реактор после землетрясения, несмотря на многочисленные предупреждения NRG и японского управления ядерной безопасности. . По данным UBS AG, аварии на АЭС «Фукусима-1» поставили под сомнение способность даже такой развитой экономики, как Япония, обеспечить ядерную безопасность. Возможны и катастрофические сценарии, связанные с терактами. Междисциплинарная группа из Массачусетского технологического института подсчитала, что с учетом ожидаемого роста ядерной энергетики с 2005 по 2055 год в этот период можно ожидать как минимум четыре серьезных ядерных аварии.

Ядерные аварии

Три реактора на Фукусиме-1 перегрелись, что привело к диссоциации охлаждающей воды и взрыву водорода. Это, наряду с расплавлением топлива, привело к выбросу в воздух большого количества радиоактивных материалов.

Произошли серьезные, хотя и редкие, ядерные и радиационные аварии . К ним относятся пожар в Виндскейле (октябрь 1957 г.), авария SL-1 (1961 г.), авария на острове Три-Майл (1979 г.), чернобыльская катастрофа (апрель 1986 г.) и ядерная катастрофа на Фукусима-дайити (март 2011 г.). Аварии атомных подводных лодок включают аварию реактора К-19 (1961 г.), аварию реактора К-27 (1968 г.) и аварию реактора К-431 (1985 г.).

Ядерные реакторы запускались на околоземную орбиту не менее 34 раз. Ряд инцидентов, связанных с советским беспилотным RORSAT с ядерным реактором, особенно с радиолокационным спутником Космос 954 , в результате которых ядерное топливо повторно вошло в атмосферу Земли с орбиты и было рассеяно в северной Канаде (январь 1978 г.).

Природные ядерные реакторы

Почти два миллиарда лет назад ряд самоподдерживающихся ядерных «реакторов» самостоятельно собрался в районе, ныне известном как Окло в Габоне , Западная Африка. Условия в том месте и в то время позволили произойти естественному ядерному делению с обстоятельствами, подобными условиям в построенном ядерном реакторе. К настоящему времени в трех отдельных месторождениях руды на урановом руднике Окло в Габоне было обнаружено пятнадцать ископаемых реакторов естественного деления. Впервые обнаруженные в 1972 году французским физиком Фрэнсисом Перреном , они известны под общим названием « реакторы ископаемых Окло» . Самоподдерживающиеся реакции ядерного деления происходили в этих реакторах примерно 1,5 миллиарда лет назад и длились несколько сотен тысяч лет, при средней выходной мощности за это время 100 кВт. Концепция естественного ядерного реактора была предложена еще в 1956 году Полом Курода из Арканзасского университета .

Такие реакторы больше не могут образовываться на Земле в ее нынешний геологический период. Радиоактивный распад ранее более распространенного урана-235 в течение сотен миллионов лет уменьшил долю этого встречающегося в природе делящегося изотопа до уровня ниже количества, необходимого для поддержания цепной реакции с использованием только простой воды в качестве замедлителя.

Естественные ядерные реакторы образовались, когда месторождение полезных ископаемых, богатое ураном, было затоплено грунтовыми водами, которые действовали как замедлитель нейтронов, и произошла сильная цепная реакция. Водный замедлитель выкипал бы по мере усиления реакции, снова замедляя ее и предотвращая расплавление. Реакция деления поддерживалась в течение сотен тысяч лет с циклами от нескольких часов до нескольких дней.

Эти естественные реакторы широко изучаются учеными, заинтересованными в захоронении геологических радиоактивных отходов . Они предлагают тематическое исследование того, как радиоактивные изотопы мигрируют через земную кору. Это серьезная область разногласий, поскольку противники захоронения геологических отходов опасаются, что изотопы из хранящихся отходов могут попасть в водоснабжение или попасть в окружающую среду.

Выбросы

Ядерные реакторы производят тритий как часть нормальной работы, который в конечном итоге выбрасывается в окружающую среду в следовых количествах.

Как изотоп водорода , тритий ( Т) часто связывается с кислородом и образует Т 2 О. Эта молекула химически идентична H 2 O и поэтому не имеет ни цвета, ни запаха, однако дополнительные нейтроны в ядрах водорода вызывают бета-распад трития с периодом полураспада 12,3 года. Несмотря на то, что его можно измерить, тритий, выбрасываемый атомными электростанциями, минимален. По оценкам NRC США , человек, пьющий воду в течение одного года из колодца, загрязненного тем, что они сочли бы значительным разливом тритиевой воды, получит дозу облучения 0,3 миллибэр. Для сравнения, это на порядок меньше, чем 4 миллибэр, которые человек получает при перелете туда и обратно из Вашингтона, округ Колумбия, в Лос-Анджелес, что является следствием меньшей защиты атмосферы от высокоэнергетических космических лучей на больших высотах .

Количество стронция-90 , выбрасываемого атомными электростанциями при нормальной эксплуатации, настолько мало, что его нельзя обнаружить выше естественного фонового излучения. Обнаружение стронция-90 в грунтовых водах и окружающей среде можно проследить до испытаний оружия, которые произошли в середине 20-го века (на долю которых приходится 99% стронция-90 в окружающей среде) и Чернобыльской аварии (на долю которой приходится оставшийся 1%). ).

Смотрите также

Рекомендации

Внешние ссылки