Принцип работы ядерного реактора: как выглядит и как устроен

Первый ядерный реактор

«Первенец» родом из США.В декабре 1942 года реактор дал первый ток, который был назван в честь его создателя, одного из величайших физиков века Э.Ферми. Три года спустя в Канаде ожила атомная электростанция ZEEP. «Бронза» досталась первому советскому реактору Ф-1, запущенному в конце 1946 года. Руководителем отечественного атомного проекта стал И.В. Курчатов. Сегодня в мире успешно эксплуатируются более 400 атомных энергоблоков.

Типы ядерных реакторов

Его основная цель — поддерживать управляемую ядерную реакцию, производящую электричество. Некоторые реакторы производят изотопы. Короче говоря, это устройства, в недрах которых одни вещества превращаются в другие с выделением большого количества тепловой энергии. Это своеобразная «печь», где вместо традиционных видов топлива «сжигаются» изотопы урана — U-235, U-238 и плутоний (Pu).

В отличие, например, от автомобиля, рассчитанного на различные виды бензина, для каждого вида радиоактивного топлива имеется свой тип реактора. Их два: на медленных (с U-235) и быстрых (с U-238 и Pu) нейтронах. Большинство атомных электростанций оснащены реакторами на медленных нейтронах. Помимо атомных электростанций, установки «работают» в исследовательских центрах, на атомных подводных лодках и опреснительных установках морской воды.

Энергетические установки

Существует несколько типов таких реакторов, но широкое применение нашла легководная конструкция. В свою очередь, вы можете использовать воду под давлением или кипящую воду. В первом случае жидкость высокого давления нагревается за счет тепла активной зоны и поступает в парогенератор. Там тепло из первичного контура передается во вторичный контур, в котором также содержится вода. Образующийся в итоге пар служит рабочим телом в цикле паровой турбины.

Реактор кипящего типа работает по принципу прямого энергетического цикла. Вода, проходя через активную зону, доводится до кипения при среднем уровне давления. Насыщенный пар проходит через ряд сепараторов и осушителей, расположенных в корпусе реактора, приводя его в перегретое состояние. Затем перегретый пар используется в качестве рабочего тела для вращения турбины.

Высокотемпературные с газовым охлаждением

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) — ядерный реактор, принцип действия которого основан на использовании в качестве топлива смеси графита и топливных микросфер. Есть два конкурирующих дизайна:

• немецкая «наполнительная» система, в которой используются 60-миллиметровые сферические топливные элементы, представляющие собой смесь графита и топлива в графитовой оболочке;
• американская версия в виде шестиугольных графитовых призм, которые смыкаются, образуя активную зону.

В обоих случаях хладагент состоит из гелия под давлением около 100 атмосфер. В немецкой системе гелий проходит через отверстия в слое сферических твэлов, а в американской системе — через отверстия в графитовых призмах, расположенных по оси центральной зоны реактора. Оба варианта могут работать при очень высоких температурах, так как графит имеет чрезвычайно высокую температуру сублимации, а гелий полностью химически инертен. Горячий гелий можно использовать непосредственно в качестве рабочего тела в высокотемпературной газовой турбине или использовать его тепло для получения пара в водяном цикле.

Жидкометаллический ядерный реактор: схема и принцип работы

Реакторам на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем уделялось большое внимание в 1960-х и 1970-х годах, тогда казалось, что их способность воспроизводить ядерное топливо в ближайшем будущем необходима для производства топлива для бурно развивающейся атомной промышленности. Когда в 1980-х годах стало ясно, что эти ожидания нереалистичны, энтузиазм угас. Однако несколько таких реакторов построено в США, России, Франции, Великобритании, Японии и Германии. Большинство из них работают с диоксидом урана или его смесью с диоксидом плутония. Однако в Соединенных Штатах наибольший успех был достигнут с металлическими метательными зарядами.

Ядерные реакторы на медленных и быстрых нейтронах

В ядерных реакторах на медленных нейтронах в активной зоне помимо ядерного горючего находится замедлитель быстрых нейтронов, образующийся при цепной реакции деления атомных ядер.

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

При отсутствии замедлителя в активной зоне большая часть деления ядер происходит под действием быстрых нейтронов с энергией более 10 кэВ.

Реактор без замедлителя, реактор на быстрых нейтронах, может стать критическим только при использовании природного урана, обогащенного одним изотопом
U в концентрации около 10%.

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

Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) представляют собой блоки делящегося материала, заключенные в герметичную оболочку, слабо поглощающую нейтроны. За счет энергии деления твэлы нагреваются и отражают энергию теплоносителю, циркулирующему в каналах.

Цепная реакция контролируется специальными регулирующими стержнями, изготовленными из материалов, сильно поглощающих нейтроны (например, бора, кадмия). Изменяя количество и глубину погружения регулирующих стержней, можно регулировать потоки нейтронов, а следовательно, интенсивность цепной реакции и энерговыделение.

Реакторы, в которых ядерное деление производится в основном нейтронами с энергией более 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых наибольшее деление происходит в результате поглощения промежуточных нейтронов делящимися изотопами, называются реакторами с промежуточными (резонансными) нейтронами.

Из чего состоит атомный реактор?

Чтобы понять принцип работы ядерного реактора и, следовательно, принцип работы атомной электростанции, вы должны понимать компоненты реактора.

• Активная зона. Это место, где размещается ядерное горючее (тепловыделение) и замедлитель. Атомы топлива (чаще всего топливом является уран) проходят цепную реакцию деления. Замедлитель предназначен для управления процессом деления и позволяет осуществить необходимую реакцию по скорости и силе.
• Отражатель нейтронов. Рефлектор окружает активную зону. Он состоит из того же материала, что и модератор. По сути, это ящик, основное назначение которого — не допустить выхода нейтронов из активной зоны в окружающую среду.
• Хладагент. Теплоноситель должен поглощать тепло, выделившееся при делении атомов топлива, и передавать его другим веществам. Теплоноситель во многом определяет конструкцию атомной электростанции. Самым популярным теплоносителем на сегодняшний день является вода.
  Система управления реактором. Датчики и механизмы, запускающие реактор атомной электростанции.

Топливо для АЭС

Что делает атомная электростанция? Топливом для атомных электростанций являются химические элементы с радиоактивными свойствами. На всех атомных электростанциях уран является одним из таких элементов.

Конструкция установок предполагает, что атомные электростанции работают на сложном топливе, а не на чистом химическом элементе. А для того, чтобы извлечь урановое топливо из природного урана, который загружается в ядерный реактор, необходимо произвести множество манипуляций.

Обогащенный уран

Уран состоит из двух изотопов, то есть содержит ядра с разными массами. Они были названы по количеству протонов и нейтронов изотопа -235 и изотопа -238. Исследователи 20-го века начали извлекать уран-235 из руды, потому что его было легче разлагать и трансформировать. Оказалось, что такого урана в природе всего 0,7% (остальные проценты достались изотопе 238).

Что делать в этом случае? Они решили обогатить уран. Обогащение урана — это процесс, в котором остается много необходимых изотопов 235x и мало ненужных изотопов 238x. Задача обогатителей урана — получить практически 100% уран-235 из 0,7.

Уран можно обогащать двумя способами: газодиффузионным или газовым центрифугированием. Для использования уран, извлеченный из руды, переводится в газообразное состояние. В газовой форме он обогащается.

Урановая пыль

Обогащенный газообразный уран переходит в твердое состояние: диоксид урана. Этот чистый твердый уран 235 выглядит как большие белые кристаллы, которые затем измельчают в урановый порошок.

Урановые таблетки

Таблетки урана представляют собой шайбы из цельного металла, длиной в пару сантиметров. Для формовки таких таблеток из порошка урана его смешивают с веществом — пластификатором — он улучшает качество прессования таблеток.

Прессованные шайбы запекают при температуре 1200 градусов Цельсия более суток для придания таблеткам особой прочности и устойчивости к высоким температурам. То, как непосредственно работает атомная электростанция, зависит от того, насколько хорошо сжато и сожжено урановое топливо.

Таблетки запекают в молибденовых коробочках, потому что только этот металл не может плавиться при «адских» температурах более полутора тысяч градусов. После этого урановое топливо для АЭС считается готовым.

Что такое ТВЭЛ и ТВС?

Активная зона реактора выглядит как огромный диск или труба с отверстиями в стенках (в зависимости от типа реактора), размером в 5 раз больше человеческого тела. Эти отверстия содержат урановое топливо, атомы которого осуществляют нужную реакцию.

Невозможно просто так сбросить топливо в реактор, ну если не хотите чтобы вся станция взорвалась и авария с последствиями для пары близлежащих штатов. Поэтому урановое топливо помещается в твэлы, а затем собирается в ТВС. Что означают эти сокращения?

• ТВЭЛ — тепловыделяющий элемент (не путать с одноименным названием российской компании, их выпускающей). По сути, это длинная тонкая циркониевая трубка из сплавов циркония, в которую помещены урановые таблетки. Именно в твэлах атомы урана начинают взаимодействовать друг с другом, выделяя в ходе реакции тепло.

Цирконий был выбран в качестве материала для изготовления твэлов благодаря его тугоплавким и антикоррозионным свойствам.

Тип топливных элементов зависит от типа и конструкции реактора. Как правило, конструкция и назначение твэлов не меняются; длина и ширина трубки могут быть разными.

Машина загружает более 200 урановых таблеток в циркониевую трубку. Всего в реакторе одновременно работает около 10 миллионов урановых таблеток.
ТВС — ТВС. Работники атомной электростанции называют пучки тепловыделяющих элементов.

По сути, речь идет о нескольких ТВЭЛах, связанных воедино. Тепловыделяющие сборки — это готовое к использованию ядерное топливо, на котором работает атомная электростанция. Это тепловыделяющие элементы, загружаемые в ядерный реактор. В реактор помещают от 150 до 400 твэлов.
В зависимости от реактора, в котором будет работать ТВС, они бывают разной формы. Иногда упаковки складываются в кубическую форму, иногда в цилиндрическую, иногда в шестиугольную.

Топливный элемент за 4 года работы вырабатывает такое же количество энергии, как при сжигании 670 вагонов угля, 730 цистерн с природным газом или 900 цистерн, загруженных нефтью.
Сегодня топливные элементы в основном производятся на заводах в России, Франции, США и Японии.

Для доставки топлива для АЭС в другие страны топливные сборки запаивают в длинные и широкие металлические трубы, из труб откачивают воздух и на специальных машинах доставляют на борт грузовых самолетов.

Ядерное топливо для АЭС весит 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 реактор

Атомное «пламя» невидимо, так как процессы происходят на уровне ядерного деления. В ходе цепной реакции тяжелые ядра распадаются на более мелкие осколки, которые, находясь в возбужденном состоянии, становятся источниками нейтронов и других субатомных частиц. Но на этом процесс не заканчивается. Нейтроны продолжают «давить», в результате чего выделяется много энергии, то есть происходит то, для чего строятся АЭС.

Основная задача штаба — поддерживать цепную реакцию с помощью регулирующих стержней на постоянном и регулируемом уровне. В этом ее основное отличие от атомной бомбы, где процесс ядерного распада неуправляем и протекает быстро, в виде мощного взрыва.

Начало работы реактора

В начальный момент времени после первой загрузки топлива в реакторе отсутствует цепная реакция деления, реактор находится в подкритическом состоянии. Температура охлаждающей жидкости намного ниже рабочей температуры.

Чтобы начать цепную реакцию, делящийся материал должен образовать критическую массу: достаточное количество спонтанно делящегося материала в достаточно малом пространстве, условие, при котором количество нейтронов, высвобождаемых при ядерном делении, должно быть больше, чем количество нейтронов, высвобождаемых, поглощаемых.

Это можно сделать, увеличив содержание урана-235 (количество загруженных топливных элементов) или замедлив нейтроны, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.

Реактор запускается в несколько этапов.

С помощью регуляторов реактивности реактор переводят в сверхкритическое состояние Кэф>1 и повышают мощность реактора до уровня 1-2% от номинальной. На этом этапе реактор разогревается до рабочих параметров теплоносителя и ограничивается скорость нагрева. Во время процесса нагрева органы управления поддерживают мощность на постоянном уровне.

Затем включаются циркуляционные насосы и в работу вводится система отбора тепла. После этого мощность реактора может быть увеличена до любого уровня в пределах от 2 до 100% номинальной мощности.

При нагреве реактора реактивность изменяется из-за изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при нагреве взаимное положение активной зоны и входящих или выходящих из активной зоны элементов управления изменяется, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного движения органов управления.

Реактор ВВЭР 1000. 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных трубок (БЗТ); 5 — шахта; 6 — перегородка сердечника; 7 — тепловыделяющие сборки (ТВС) и стержни управления;

Деление урана

Деление ядер урана под действием нейтронов открыли немецкие ученые Отто Ган и Фриц Штрассман в 1938 году. Нейтроны были выбраны для эксперимента потому, что они электрически нейтральны, т е не имеют заряда. А так как нет заряда, то нет и кулоновского отталкивания между протонами и нейтронами, и нейтроны легко проникают в ядро.

Когда нейтрон попадает в ядро ​​урана-235, оно деформируется и удлиняется. Ядерные силы действуют на очень малых расстояниях, но не на больших расстояниях. Но электростатическое взаимодействие может происходить на больших расстояниях. Поэтому ядерное взаимодействие не может противодействовать электростатическому отталкиванию противоположных частей удлиненного ядра, и удлиненное ядро ​​разрывается. При этом испускается та самая пара нейтронов, о которой мы уже упоминали выше, а близкие по массе осколки разлетаются с большой скоростью.

Результаты деления ядра урана-235:

1. Распад на барий и криптон с выделением трех нейтронов:

2. Распад на ксенон и стронций с выделением двух нейтронов:

Еще больше наглядных примеров есть в курсах физики 9 класса онлайн-школы Skysmart.

Управляемая ядерная реакция

Естественная ядерная реакция происходит очень быстро, менее чем за секунду. Такая быстрая ядерная реакция вызывает ядерный взрыв.

Хорошая новость заключается в том, что ядерной реакцией можно управлять. Задача проста: следите за своей реакцией, контролируйте и не дайте урану распасться слишком быстро. Легко сказать!

Для выполнения этой задачи был изобретен ретардер. Замедлитель — это не устройство, а вещество, уменьшающее кинетическую энергию нейтронов за счет многократных столкновений с молекулами замедлителя. В качестве замедлителя часто используют графитовые стержни и воду, обычную (Н2О) или тяжелую (Д2О).

Оказывается… На Земле был природный ядерный реактор. Он был расположен на урановом месторождении Окло. Это в Габоне, в Центральной Африке. В природном ядерном реакторе процесс распада урана происходит без участия человека. Но есть нюанс: этот реактор остыл более миллиарда лет назад.

Техническая реализация

Если вы когда-нибудь смотрели «Симпсонов» (или если в вашем городе есть реактор), то вы знаете, как выглядят большие трубы, стоящие на газоне атомной электростанции (АЭС). Эти трубы называются градирнями и служат для быстрого охлаждения пара.

В момент распада ядро ​​урана распадается на две части. Эти части разлетаются в разные стороны с большой скоростью, но, несмотря на скорость, летят не очень далеко. Они ударяются о близлежащие атомы, и их кинетическая энергия преобразуется в тепло. Количество тепла от этих ударов нагревает воду и превращает ее в пар. Пар вращает турбину, а турбина вращает генератор, который вырабатывает электричество.

Вот и получается, что мы живем в стимпанке — все работает на пару.

АЭС

Короче говоря, атомная электростанция — это объект, который производит электричество с помощью ядерного реактора.

Более подробно атомная электростанция представляет собой крупный комплекс, возглавляемый ядерным реактором. Кроме реактора на АЭС есть турбина, генератор и трансформаторы для преобразования напряжения. В общем, отличная система.

В обиходе атомную электростанцию ​​часто отождествляют с ядерным реактором, и это нельзя считать неправильным. Просто ядерный реактор в этом ходу главный, поэтому он определяет все остальное.

Кстати, когда вы играете в крокодила, подумайте об атомной электростанции. Будет весело, посмотрите.

Цепная реакция и критичность

Физика ядерного реактора деления такова, что цепная реакция определяется вероятностью ядерного деления после испускания нейтрона. Если популяция последних уменьшится, скорость деления в конечном итоге упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в подкритическом состоянии. Если популяция нейтронов поддерживается на постоянном уровне, скорость деления останется стабильной. Реактор будет в критическом состоянии. И, наконец, если популяция нейтронов со временем будет расти, скорость деления и мощность возрастут. Состояние активной зоны станет закритическим.

Принцип работы ядерного реактора заключается в следующем. Перед его запуском популяция нейтронов близка к нулю. Затем операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, что увеличивает ядерное деление, временно переводя реактор в сверхкритическое состояние. После выхода на номинальную мощность операторы частично возвращают стержни СУЗ, регулируя количество нейтронов. В дальнейшем реактор остается в критическом состоянии. Когда необходимо его остановить, операторы полностью вставляют стержни. Это подавляет деление и приводит активную зону в подкритическое состояние.

Безопасность работы АЭС

Узнав принцип работы атомных электростанций, мы должны понять, как устроена безопасность. В настоящее время проектирование атомных электростанций требует повышенного внимания к нормам безопасности.
Стоимость безопасности АЭС составляет примерно 40% от общей стоимости самой станции.

Схема АЭС включает 4 физических барьера, препятствующих выбросу радиоактивных веществ. Что должны делать эти барьеры? В нужный момент иметь возможность остановить ядерную реакцию, обеспечить постоянный отвод тепла от активной зоны и самого реактора, не допустить выхода радионуклидов из защитной оболочки (зоны гермозоны).

• Первым барьером является прочность урановых таблеток. Важно, чтобы они не разрушались под воздействием высоких температур в ядерном реакторе. Во многом работа атомной электростанции зависит от того, как были «обожжены» урановые таблетки на начальном этапе производства. Если таблетки уранового топлива обожжены неправильно, реакции атомов урана в реакторе будут непредсказуемыми.
• Второй барьер – герметичность твэлов. Циркониевые трубки должны быть герметичны, при нарушении герметичности в лучшем случае будет поврежден реактор и работа остановится, в худшем — все взорвется.
• Третий барьер – это прочный стальной корпус реактора (та же большая башня, защитная зона), который «содержит» в себе все радиоактивные процессы. Корпус поврежден — в атмосферу будет выпущена радиация.
• Четвертый барьер – это планки аварийной защиты. Над активной зоной на магнитах подвешены стержни с замедлителями, способными за 2 секунды поглотить все нейтроны и остановить цепную реакцию.

Если, несмотря на строительство АЭС со многими степенями защиты, не удается вовремя охладить активную зону реактора и температура топлива повышается до 2600 градусов, то вступает в действие последняя надежда системы безопасности играть. — так называемая термоядерная ловушка.

Дело в том, что при такой температуре дно корпуса реактора расплавится и все остатки ядерного топлива и расплавленных конструкций стекут в специальный «стакан», подвешенный над активной зоной реактора».

Ловушка расплава охлаждаемая и огнеупорная. Он заполнен так называемым «жертвенным материалом», который постепенно останавливает цепную реакцию деления.

Таким образом, схема АЭС предполагает несколько степеней защиты, практически полностью исключающих любую возможность аварии.

Что произошло на Чернобыльской АЭС

Одной из основных причин катастрофы на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 года стало серьезное нарушение правил безопасности при проведении регламентных работ на четвертом энергоблоке. Тогда из керна одновременно извлекли 203 графитовых слитка вместо разрешенных регламентом 15. В результате начавшаяся неуправляемая цепная реакция закончилась тепловым взрывом и полным разрушением силового агрегата.

Реакторы нового поколения

За последнее десятилетие Россия стала одним из мировых лидеров атомной энергетики. На данный момент госкорпорация «Росатом» ведет строительство АЭС в 12 странах, где возводится 34 энергоблока. Такой высокий спрос свидетельствует о высоком уровне современных российских ядерных технологий. На очереди новые реакторы четвертого поколения.

«Брест»

Один из них — «Брест», который разрабатывается в рамках проекта «Прорыв». Существующие системы открытого цикла работают на низкообогащенном уране, поэтому большое количество отработавшего топлива необходимо утилизировать с огромными затратами. «Брест» — уникальный реактор на быстрых нейтронах замкнутого цикла.

В нем отработавшее топливо после соответствующей обработки в реакторе на быстрых нейтронах снова превращается в готовое топливо, которое можно перезагружать на той же установке.

Брест отличается высоким уровнем безопасности. Он никогда не «взорвется» даже при самой серьезной аварии, он очень экономичен и экологичен, так как повторно использует свой «обновленный» уран. Он также не может быть использован для производства оружейного плутония, что открывает широчайшие перспективы для его экспорта.

ВВЭР-1200

ВВЭР-1200 — инновационный реактор поколения 3+ мощностью 1150 МВт. Благодаря своим уникальным техническим возможностям он обладает практически абсолютной безопасностью эксплуатации. Реактор оснащен многочисленными системами пассивной безопасности, которые будут работать даже при отсутствии электропитания в автоматическом режиме.

Одна из них — пассивная система отвода тепла, которая автоматически включается при полном обесточивании реактора. На этот случай предусмотрены аварийные гидробаки. При аномальном перепаде давления в первом контуре в реактор подается большое количество борсодержащей воды, которая гасит ядерную реакцию и поглощает нейтроны.

Еще одно ноу-хау лежит на дне защитной оболочки: «ловушка» расплава. Если же в результате аварии активная зона «потеряет», «ловушка» не даст разрушиться защитной оболочке и предотвратит попадание радиоактивных продуктов в грунт.

CANDU

Канада сосредоточила свои усилия на реакторах, использующих природный уран. Это избавляет от необходимости для своего обогащения прибегать к услугам других стран. Результатом этой политики стал дейтериево-урановый реактор (CANDU). Управление и охлаждение в нем осуществляются тяжелой водой. Устройство и принцип работы ядерного реактора заключается в использовании резервуара с холодным D2O при атмосферном давлении. Активная зона перфорирована трубами из сплава циркония с топливом из природного урана, через которые она охлаждается тяжелой водой. Электроэнергия вырабатывается путем передачи теплоты деления тяжелой воды теплоносителю, циркулирующему через парогенератор. Затем пар во вторичном контуре проходит через обычный турбинный цикл.

Использование атомной энергии

Ядерная энергия используется не только в ядерных реакторах. Например, есть корабли и подводные лодки, работающие на атомной энергии.

В начале 21 века в связи с высокими ценами на нефть поиск путей использования атомной энергии был очень актуален. Потом были разработки по малогабаритным атомным электростанциям, которые могут работать десятилетиями без обслуживания и к тому же безопасны.

Кроме того, ученые работают над ядерными методами диагностики и лечения рака. Есть исследования, которые подтверждают, что радиоактивные изотопы способны уничтожать раковые клетки.

Исследовательские установки

Для научных исследований чаще всего используют ядерный реактор, принцип работы которого заключается в использовании урановых тепловыделяющих элементов в виде пластин и водяного охлаждения в виде сборок. Способны работать в широком диапазоне уровней мощности, от нескольких киловатт до сотен мегаватт. Поскольку выработка электроэнергии не является основной задачей исследовательских реакторов, они характеризуются вырабатываемой тепловой энергией, плотностью и номинальной энергией нейтронов в активной зоне. Именно эти параметры помогают количественно оценить способность исследовательского реактора проводить конкретные исследования. Системы малой мощности обычно используются в университетах в учебных целях.

Наиболее распространен ядерный исследовательский реактор, устройство и принцип действия которого таковы. Его активная зона находится на дне большого глубокого бассейна с водой. Это упрощает наблюдение и размещение каналов, по которым можно направлять пучки нейтронов. При низких уровнях мощности продувку охлаждающей жидкости не требуется, поскольку естественная конвекция охлаждающей жидкости обеспечивает достаточное рассеивание тепла для поддержания безопасного режима работы. Теплообменник обычно располагается на поверхности или в верхней части бассейна, где собирается горячая вода.

Корабельные установки

Первоначальным и основным применением ядерных реакторов является их использование на подводных лодках. Их главное преимущество заключается в том, что, в отличие от систем сжигания ископаемого топлива, им не требуется воздух для выработки электроэнергии. Так, атомная подводная лодка может длительное время находиться под водой, в то время как обычная дизель-электрическая подводная лодка должна периодически подниматься на поверхность для запуска своих двигателей в воздухе. Ядерная энергия дает стратегическое преимущество кораблям ВМФ. Благодаря ему нет необходимости дозаправляться в иностранных портах или легко уязвимых танкерах.

Принцип работы ядерного реактора на подводной лодке засекречен. Однако известно, что в США используется высокообогащенный уран, а замедление и охлаждение производится легкой водой. На конструкцию первого реактора атомной подводной лодки USS Nautilus большое влияние оказали мощные исследовательские установки. Его уникальными особенностями являются очень большой запас реактивности, гарантирующий длительный период работы без дозаправки, и возможность перезапуска после остановки. Силовая установка подводных лодок должна работать очень тихо, чтобы ее не обнаружили. Для удовлетворения конкретных потребностей подводных лодок разных классов были созданы разные модели силовых установок.

Авианосцы ВМС США используют ядерный реактор, принцип работы которого, как полагают, был заимствован у более крупных подводных лодок. Подробности его конструкции также не разглашаются.

Помимо США атомные подводные лодки есть у Великобритании, Франции, России, Китая и Индии. В каждом случае дизайн не разглашается, но считается, что все они очень похожи; это следствие одинаковых требований к его техническим характеристикам. У России также есть небольшой флот атомных ледоколов с такими же реакторами, как и у советских подводных лодок.

Промышленные установки

Для производства оружейного плутония-239 используется ядерный реактор, принцип работы которого — высокая производительность при низком уровне энерговыделения. Это связано с тем, что длительное пребывание плутония в активной зоне приводит к накоплению нежелательного 240Pu.

Производство трития

В настоящее время основным материалом, производимым этими системами, является тритий (3H или T), заряд для водородных бомб. Плутоний-239 имеет длительный период полураспада — 24 100 лет, поэтому страны, имеющие запасы ядерного оружия, которые используют этот элемент, как правило, имеют больше, чем им нужно. В отличие от 239Pu период полураспада трития составляет примерно 12 лет. Таким образом, для поддержания необходимых запасов этот радиоактивный изотоп водорода должен производиться непрерывно. Например, в Соединенных Штатах в Саванна-Ривер, Южная Каролина, работает несколько тяжеловодных реакторов, производящих тритий.

Плавучие энергоблоки

Созданы ядерные реакторы, способные обеспечить электричеством и паровым обогревом отдаленные и изолированные районы. В России, например, нашли применение малые электростанции, предназначенные специально для обслуживания арктических сообществ. В Китае установка HTR-10 мощностью 10 МВт поставляет тепло и электроэнергию научно-исследовательскому институту, в котором она расположена. Небольшие управляемые реакторы с аналогичными возможностями разрабатываются в Швеции и Канаде. Между 1960 и 1972 годами армия США использовала компактные водяные реакторы для питания удаленных баз в Гренландии и Антарктиде. На смену им пришли масляные электростанции.

Покорение космоса

Кроме того, были разработаны реакторы для энергоснабжения и движения в космическом пространстве. Между 1967 и 1988 годами Советский Союз установил небольшие ядерные установки на спутниках «Космос» для питания оборудования и телеметрии, но эта политика стала объектом критики. Как минимум один из этих спутников вошел в атмосферу Земли, что привело к радиоактивному заражению отдаленных районов Канады. Соединенные Штаты запустили только один спутник с ядерной установкой в ​​1965 году. Однако продолжают разрабатываться проекты для использования в полетах в дальний космос, пилотируемых исследованиях других планет или в качестве постоянной лунной базы. Это точно будет жидкометаллический или газоохлаждаемый ядерный реактор, физические принципы которого обеспечат максимально возможную температуру, необходимо минимизировать размер радиатора. Кроме того, реактор космического корабля должен быть максимально компактным, чтобы свести к минимуму количество материала, используемого для защиты, и уменьшить вес во время запуска и космического полета. Запас топлива обеспечит работу реактора в течение всего периода космического полета.

Несколько фактов об атомных реакторах…

Интересно, что реактор АЭС строится минимум 3 года!
Чтобы построить реактор, нужно оборудование, работающее на электрическом токе в 210 килоампер, что в миллион раз превышает ток, который может убить человека.

Оболочка (конструктивный элемент) ядерного реактора весит 150 тонн. В реакторе 6 таких элементов.

Реактор с водой под давлением

Мы уже выяснили, как вообще работает атомная электростанция, чтобы «поправить дело» посмотрим, как работает самый популярный водо-водяной ядерный реактор.
Сегодня водо-водяные реакторы поколения 3+ используются во всем мире. Они считаются самыми надежными и безопасными.

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

Конструкция АЭС на основе водо-водяных реакторов предполагает, что между твэлами циркулирует дистиллированная вода, нагретая до 320 градусов. Чтобы он не перешел в парообразное состояние, его держат под давлением 160 атмосфер. На схеме АЭС это называется первичной водой.

Нагретая вода поступает в парогенератор и отдает свое тепло воде второго контура, после чего «возвращается» обратно в реактор. Внешне кажется, что трубы первого контура воды соприкасаются с другими трубами: вода второго контура передает тепло друг другу, но воды не соприкасаются. Трубки соприкасаются.

Таким образом, исключается возможность попадания радиации в воду второго контура, которая в дальнейшем будет участвовать в процессе выработки электроэнергии.

Уже хорошо известно, как работают атомные электростанции: вторичная вода в парогенераторах превращается в пар, пар крутит турбину, а турбина приводит в действие электрогенератор, вырабатывающий электроэнергию.