Реакторы на быстрых нейтронах реферат

Обновлено: 02.07.2024

* Данная работа не является научным трудом, не является выпускной квалификационной работой и представляет собой результат обработки, структурирования и форматирования собранной информации, предназначенной для использования в качестве источника материала при самостоятельной подготовки учебных работ.

Реферат по Физике

Маньков Антон

Ядерный реактор (атомный реактор), устройство для осуществления управляемой ядерной цепной реакции деления. Первый ядерный реактор пущен в 1942 в США под руководством Э. Ферми. Первый европейский реактор ядерный реактор создан в Москве под руководством И.В. Курчатов. К 1982 году в мире работает около тысячи ядерных реакторов различных типов. Деление ядер происходит в активной зоне реактора, в которой сосредоточено ядерное топливо, и сопровождается высвобождением значительного количества энергии.

Схема энергетического ядерного реактора

Ядерные реакторы различают: по энергии нейтронов, вызывающих деление ядер (ядерные реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах); по характеру распределения ядерного топлива (гомогенные и гетерогенные); по используемому замедлителю (графитовые, водо-водяные и др.); по назначению (энергетические, исследовательские) и т. д. Используют для выработки электрической энергии на атомных электростанциях и в ядерных силовых установках атомных судов, для научных исследований, воспроизводства ядерного топлива и т. д. Основными частями любого ядерного реактора являются: активная зона, где находится ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия; отражатель нейтронов, окружающий активную зону; теплоноситель; система регулирования цепной реакции; радиационная защита.

Основная характеристика ядерного реактора – его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3 . 10 16 актов деления в 1 секунду. Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом размножения нейтронов К_эф в активной зоне или реактивностью р=( К_эф-1)/ К_эф . Если К_эф>1, то цепная реакция нарастает во времени, ядерный реактор находится надкритичном состоянии и его реактивность р>0; если К_эф 0; при К_эф=1, р=0, реактор находится в критичном состоянии, идёт стационарный процесс и число делений постоянно во времени. При пуске ядерного реактора в активную зону обычно вносят источник нейтронов (Ra+Be, 252 Cf и другие), хотя это не обязательно, так как спонтанное деление ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при К_эф>1.

В качестве делящегося вещества в ядерном реакторе применяют 235 U, 239 Pu, 233 U. Если активная зона, кроме ядерного топлива, содержит замедлитель нейтронов (графит, вода и другие вещества, содержащие лёгкие ядра), то основная часть делений происходит под действием тепловых нейтронов. В ядерных реакторах на тепловых нейтронах может быть использован природный уран (такими были первые ядерные реакторы). Если замедлителя в активной зоне нет, то основная часть делений вызывается быстрыми нейтронами с энергией Еn>10 кэВ (быстрый реактор). Возможны также ядерные реакторы на промежуточных нейтронах с энергией 1-1000эВ.

По конструкции ядерные реакторы делятся на гетерогенные, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов, и гомогенные, в которых ядерное топливо и замедлитель представляют однородную смесь (раствор или суспензия). Блоки с ядерным топливом в гетерогенном ядерном реакторе в виде стержней, называются тепловыделяющими элементами (ТВЭЛами), образуют правильную решётку (наиболее распространнёые ядерные ректоры.

УГАТУ ЭССН 3курс 6 семестр
26 страниц
содержание:
Атомные электрические станции
Объем ремонтов и предмонтажной ревизии электродвигателей
Литература:
В. М. Кузнецов "Российская атомная энергетика: Вчера, сегодня, завтра. Взгляд независимого эксперта". Москва, 2000г. изд. "Голос-пресс".
Атомные энергетические станции………………. А. А. Канаев 1961 г.
Почти всё о цепном реакторе………………………… Л. Матвеев 1990 г.
Атомная энергетика…………………………… А. П. Александров 1978 г.
Энергия будущего……………………………………А И. Проценко 1985 г.
Экономика электроэнергетики…………………… Фомина 2005 г.

Андронов О.Б., Стрихарь О.Л., Масько А.Н. Проблемы обращения с жидкими радиоактивными отходами АЭС Украины и возможные подходы к их решению

формат pdf
размер 2.18 МБ
добавлен 01 ноября 2011 г.

Вейнберг А., Вигнер Е. Физическая теория ядерных реакторов

формат pdf
размер 46.19 МБ
добавлен 08 февраля 2012 г.

Пер. с английского, Изд-во Иностранной литературы, Москва, 1961, 733 с. Монография написана крупнейшим американским физиком-теоретиком Е. Вигнером и известным специалистом в области теории реакторов А. Вейнбергом и посвящена рассмотрению физических процессов, лежащих в основе работы реакторов всех важнейших типов. Детально излагается теория гомогенных и гетерогенных реакторов на тепловых, резонансных и быстрых нейтронах, подробно анализируются ур.

Ковшов А.И. Монтаж водо-водяных атомных реакторов

формат djvu
размер 3.92 МБ
добавлен 20 марта 2011 г.

Издательство Энергия, 1979 г. - 96 с. (Серия Библиотека тепломонтажника). В книге приводятся описание конструкции и технологические схемы атомных электростанций с водо-водяными энергетическими реакторами, описываются основные вопросы организации и ведения монтажа технологического оборудования. Книга предназначена для бригадиров, мастеров, прорабов, выполняющих монтаж технологического оборудования и трубопроводов на атомных электростанциях с реакт.

Румянцев Г.Я. Расчет ядерного реактора на тепловых нейтронах

формат djvu
размер 11.99 МБ
добавлен 09 января 2012 г.

М.: Атомиздат, 1967 - 120 с. В пособии подробно описывается практическая схема упрощенного физического расчета ядерного реактора, работающего на тепловых нейтронах. Приводятся также некоторые, связанные с физическим расчетом, элементы теплового расчета. Методика физического расчета, основанная на двухгрупповом приближении диффузионно-возрастной теории, может использоваться при выполнении курсового проекта и в некоторых случаях для других целей, е.

Семенов В.К. Кинетика и регулирование ядерных реакторов

формат pdf
размер 932.82 КБ
добавлен 14 января 2012 г.

Сидоренко В.А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР

формат djvu
размер 2.59 МБ
добавлен 23 октября 2009 г.

Тевлин С.А. Атомные электрические станции с реакторами ВВЭР-1000

формат pdf
размер 61.45 МБ
добавлен 10 октября 2011 г.

Издательство МЭИ, 358 с, 2008 г. В учебном пособии изложены основные вопросы, определяющие состав оборудования атомных станций с водо-водяными энергетическими реакторами, а также способы экономичной эксплуатации оборудования и защиты от ИИ персонала АЭС и окружающей среды. Во втором издании представлены вопросы культуры безопасности АЭС. Пособие предназначено для обучения студентов по специальности "Атомные электрические станции и установки" в те.

Усынин Г.Б., Кусмарцев Е.В., Реакторы на быстрых нейтронах

формат djvu
размер 6.83 МБ
добавлен 09 марта 2011 г.

Учебное пособие. Москва, Энергоатомиздат, 1985, 288 с. Для студентов вузов энергофизических специальностей. Изложены физические основы реакторов на быстрых нейтронах. Рассмотрены методики нейтронно-физического, тепло-гидравлического расчета реактора. Приведены результаты расчетов эффектов реактивности и эффективности органов управления, физических характеристик реакторов со смешанным оксидным топливом. Рассмотрены конструкционные и схемные решени.

Чертежи - Технологические схемы реакторного и турбинного отделения

формат dwg, exe
размер 4.13 МБ
добавлен 27 марта 2010 г.

Технологические схемы реакторного и турбинного отделения серийника ВВЭР- 1000. Автокадовские схемы без пояснений.rn

Чечина О.А. Лихошерстов В.Н. Реакторы на быстрых нейтронах за рубежом. Вып. 8 Промышленная АЭС Superphenix-1

формат djvu
размер 471.53 КБ
добавлен 09 апреля 2010 г.

ЦНИИатоминформ. 1985г. 24с. Рассматриваются характеристики тепловыделяющих сборок, сборок зоны воспроизводства, систем управления, элементов реакторного блока, насосов, теплообменников, парогенераторов первой промышленной АЭС с реактором на быстрых нейтронах электрической мощностью 1200 МВт.

Общая тенденция роста энергопотребления усиливает зависимость большинства стран от импорта нефти и природного газа, обостряет конкуренцию за доступ к источникам энергоресурсов, порождает угрозу глобальной безопасности. Одновременно возрастает озабоченность экологическими последствиями энергопроизводства, в первую очередь, из-за опасности недопустимого загрязнения атмосферы выбросами продуктов сжигания углеводородного топлива.

По мнению многих ученых и специалистов, к числу которых относится и автор настоящей статьи, реальным энергетическим выбором человечества в XXI веке станет широкое использование ядерной энергии на основе реакторов деления*. Атомная энергетика могла бы уже сейчас взять на себя значительную часть прироста мировых потребностей в топливе и энергии. Сегодня она обеспечивает около 6% мирового потребления энергии, в основном, в сфере производства электроэнергии, где ее доля составляет около 18 % (в России – около 16%).

Для более широкого использования ядерной энергии, с тем чтобы она стала основным базовым энергоисточником уже в текущем столетии, необходимы следующие условия:

атомная энергетика должна отвечать требованиям гарантированной безопасности для населения и окружающей среды;

технико-экономические показатели атомной энергетики не должны уступать лучшим известным энергоисточникам на углеводородном топливе.

Кратко охарактеризуем практическую реализуемость атомной энергетики, отвечающей перечисленным требованиям.

После того как в конце 1940-х годов была осознана принципиальная возможность создания быстрых реакторов-размножителей, в мире начались интенсивные исследования их нейтронно-физических характеристик и поиски соответствующих инженерных решений. В нашей стране инициатором исследований и разработок по быстрым реакторам был академик Украинской Академии наук Александр Ильич Лейпунский, который до своей кончины (1972 г.) был научным руководителем Обнинского Физико-энергетического института (ФЭИ).

Инженерные сложности создания быстрых реакторов связаны с целым рядом присущих им особенностей, как то: высокая энергонапряженность топлива, необходимость обеспечения его интенсивного охлаждения, высокий уровень рабочих температур теплоносителя и элементов конструкции реактора и оборудования, большие потоки быстрых нейтронов и вызванные ими радиационные повреждения конструкционных материалов и др. Для решения этих новых научно-технических задач и отработки технологии быстрых реакторов потребовалось развитие крупномасштабной научно-исследовательской и опытно-экспериментальной базы с уникальными стендами, а также создание в 1960-1980-е годы целого ряда экспериментальных и демонстрационных энергетических реакторов этого типа в России, США, Франции, Великобритании и Германии.

Примечательно, что во всех странах в качестве охлаждающей среды –теплоносителя – для быстрых реакторов был выбран натрий, несмотря на его повышенную химическую активность по отношению к воде и водяному пару. Решающими достоинствами натрия как теплоносителя стали его исключительно хорошие теплофизические свойства, низкие затраты энергии на циркуляцию, пониженное коррозионно-эрозионное воздействие на конструкционные материалы реактора, относительная простота поддержания его чистоты в процессе эксплуатации.

Первый отечественный демонстрационный энергетический реактор на быстрых нейтронах БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт был введен в строй в 1973 г. на восточном побережье Каспийского моря. Он имел традиционную для атомной энергетики петлевую схему передачи теплоты и паротурбинный комплекс для преобразования тепловой энергии (рис.1). Часть тепловой мощности реактора использовалась для выработки электроэнергии, остальная мощность шла на опреснение морской воды. Заметим, что одной из отличительных особенностей схемы этой и последующих реакторных установок с натриевым теплоносителем является наличие промежуточного контура передачи теплоты между реактором и пароводяным контуром, что диктуется соображениями безопасности реактора.

Реакторная установка БН-350, несмотря на сложность ее технологической схемы, успешно работала с 1973 по 1988 гг. в составе Мангышлакского энергокомбината и завода опреснения морской воды в г.Шевченко (ныне – Мангистаус, Казахстан), превысив на 5 лет свой проектный ресурс.

^ Рис.1. Принципиальная схема реактора БН-350
1 – напорная камера реактора; 2 - активная зона; 3 - промежуточный теплообменник; 4 – фильтр системы очистки натрия; 5 - баки слива проточек циркуляционных насосов; 6 – циркуляционный насос натрия первого контура; 7 – циркуляционный насос натрия второго контура; 8 – испаритель парогенератора; 9 – пароперегреватель

Большая разветвленность натриевых контуров в реакторе БН-350 вызывала беспокойство, поскольку в случае аварийной разгерметизации натриевых трубопроводов могла возникнуть пожароопасная ситуация. Поэтому, не дожидаясь пуска реактора БН-350, в СССР было начато проектирование более мощного быстрого реактора БН-600 интегральной конструкции, в котором исключались натриевые трубопроводы большого диаметра и почти весь радиоактивный натрий первого контура был сосредоточен в корпусе реактора (рис.2). Это позволило практически исключить возможность разгерметизации первого натриевого контура, что в свою очередь снизило пожароопасность установки, повысило уровень радиационной безопасности и надежности реактора.

^ Рис.2. Принципиальная схема быстрого энергетического реактора БН-600
1 – напорная камера теплоносителя, 2 – активная зона реактора, 3 - насос первого натриевого контура, 4 – промежуточный теплообменник, 5 – фильтр системы очистки натрия, 6 - рекуператор, 7 - насос второго контура, 8 - буферная емкость, 9 - парогенератор, 10 - питательный насос, 11 - деаэратор, 12 - конденсатный насос, 13 - конденсатор, 14 - турбогенератор, 15 - турбина.

Реакторная установка БН-600 надежно работает с 1980 г. в составе третьего энергоблока Белоярской АЭС. Сегодня это самый мощный из действующих в мире реакторов на быстрых нейтронах, который служит источником уникального эксплуатационного опыта и базой для натурной отработки усовершенствованных материалов и топлива.

Во всех последующих проектах реакторов этого типа в России, так же как и в большинстве проектов коммерческих быстрых реакторов, разработанных за рубежом, используется интегральная конструкция (табл.1).
^ Белоярская АЭС с реактором БН-600 Таблица 1. Коммерческие быстрые реакторы
Характеристика

Опасна ли ядерная энергетика? Этим вопросом особенно часто стали задаваться в последнее время, особенно после аварий на атомных электростанциях Тримайл-Айленд и Чернобыльской АЭС. И если опасность все же имеется, то каким образом можно уменьшить риск неприятных последствий аварии? И где же причина того или иного фактора опасности? Ответу на эти вопросы и посвящена данная работа.

В данном докладе будут освещены основные вопросы устройства и работы атомных электростанций и ядерных реакторов, проведена сравнительная характеристика различных типов ядерных реакторов, разъяснены причины их опасности.

2.Общее устройство электростанции.

Все аппараты для преобразования различных видов энергии в электрическую - электростанции можно условно разделить на следующие виды:

· Тепловые электростанции - они преобразуют различные виды энергии в энергию нагретого теплоносителя (в основном воды), который, в свою очередь, передает свою энергию на турбину, вырабатывающую электрический ток. К этому виду относятся угольные, газовые, атомные электростанции, электростанции, работающие на нефти и ее производных, некоторые виды солнечных.

· Гидроэлектростанции - преобразовывают энергию движущейся воды в электричество, передавая ее непосредственно на турбину. К ним относятся гидроэлектростанции и приливные электростанции.

· Электростанции, непосредственно вырабатывающие электричество - солнечные на фотоэлементах, ветряные.

Принципиальная схема тепловой электростанции представлена на рис.1. Стоит иметь в виду, что в ее конструкции может быть предусмотрено несколько контуров - теплоноситель от тепловыделяющего реактора может не идти сразу на турбину, а отдать свое тепло в теплообменнике теплоносителю следующего контура, который уже может поступать на турбину, а может дальше передавать свою энергию следующему контуру. Также в любой электростанции предусмотрена система охлаждения отработавшего теплоносителя, чтобы довести температуру теплоносителя до необходимого для повторного цикла значения. Если поблизости от электростанции есть населенный пункт, то это достигается путем использования тепла отработавшего теплоносителя для нагрева воды для отопления домов или горячего водоснабжения, а если нет, то излишнее тепло отработавшего теплоносителя просто сбрасывается в атмосферу в градирнях (их можно видеть на рисунке обложки: из себя они представляют широкие конусообразные трубы). Конденсатором отработавшего пара на неатомных электростанциях чаще всего служат именно градирни.

Атомные электростанции относятся к тепловым, так как в их устройстве имеются тепловыделители, теплоноситель и генератор электрического тока - турбина. Существуют как одноконтурные АЭС, так и двух-трех-контурные (это зависит от типа ядерного реактора).

3.Немного ядерной физики.

Для лучшего уяснения принципов работы ядерного реактора и смысла процессов, происходящих в нем, вкратце изложим основные моменты физики реакторов.

· Ядерный реактор - аппарат, в котором происходят ядерные реакции - превращения одних химических элементов в другие. Для этих реакций необходимо наличие в реакторе делящегося вещества, которое при своем распаде выделяет элементарные частицы, способные вызвать распад других ядер.

· Деление атомного ядра может произойти самопроизвольно или при попадании в него элементарной частицы. Самопроизвольный распад в ядерной энергетике не используется из-за очень низкой его интенсивности.

· В качестве делящегося вещества в настоящее время могут использоваться изотопы урана — уран-235 и уран-238, а также плутоний-239.

· В ядерном реакторе происходит цепная реакция. Ядра урана или плутония распадаются, при этом образуются два-три ядра элементов середины таблицы Менделеева, выделяется энергия, излучаются гамма-кванты и образуются два или три нейтрона, которые, в свою очередь, могут прореагировать с другими атомами и, вызвав их деление, продолжить цепную реакцию. Для распада какого-либо атомного ядра необходимо попадание в него элементарной частицы с определенной энергией (величина этой энергии должна лежать в определенном диапазоне: более медленная или более быстрая частица просто оттолкнется от ядра, не проникнув в него). Наибольшее значение в ядерной энергетике имеют нейтроны.

· В зависимости от скорости элементарной частицы выделяют два вида нейтронов: быстрые и медленные. Нейтроны разных видов по-разному влияют на ядра делящихся элементов.

· Уран-238 делится только быстрыми нейтронами. При его делении выделяется энергия и образуется 2-3 быстрых нейтрона. Вследствие того, что эти быстрые нейтроны замедляются в веществе урана-238 до скоростей, неспособных вызвать деление ядра урана-238, цепная реакция в уране-238 протекать не может.

· Поскольку в естественном уране основной изотоп - уран-238, то цепная реакция в естественном уране протекать не может.

· В уране-235 цепная реакция протекать может, так как наиболее эффективно его деление происходит, когда нейтроны замедлены в 3-4 раза по сравнению с быстрыми, что происходит при достаточно длинном их пробеге в толще урана без риска быть поглощенными посторонними веществами или при прохождении через вещество, обладающее свойством замедлять нейтроны, не поглощая их.

· Поскольку в естественном уране имеется достаточно большое количество веществ, поглощающих нейтроны (тот же уран-238, который при этом превращается в другой делящийся изотоп - плутоний-239), то в современных ядерных реакторах необходимо для замедления нейтронов применять не сам уран, а другие вещества, мало поглощающие нейтроны (например, графит или тяжелая вода).

· Обыкновенная вода нейтроны замедляет очень хорошо, но сильно их поглощает. Поэтому для нормального протекания цепной реакции при использовании в качестве замедлителя обыкновенной легкой воды необходимо использовать уран с высокой долей делящегося изотопа - урана-235 (обогащенный уран). Обогащенный уран производят по достаточно сложной и трудоемкой технологии на горнообогатительных комбинатах, при этом образуются токсичные и радиоактивные отходы.

· Графит хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании графита в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды.

· Тяжелая вода очень хорошо замедляет нейтроны и плохо их поглощает. Поэтому при использовании тяжелой воды в качестве замедлителя можно использовать менее обогащенный уран, чем при использовании легкой воды. Но производство тяжелой воды очень трудоемко и экологически опасно.

· При попадании медленного нейтрона в ядро урана-235 он может быть захвачен этим ядром. При этом произойдет ряд ядерных реакций, итогом которых станет образование ядра плутония-239. (Плутоний-239 в принципе может тоже использоваться для нужд ядерной энергетики, но в настоящее время он является одним из основных компонентов начинки атомных бомб.) Поэтому ядерное топливо в реакторе не только расходуется, но и нарабатывается. У некоторых ядерных реакторов основной задачей является как раз такая наработка.

· Другим способом решить проблему необходимости замедления нейтронов является создание реакторов без необходимости их замедлять - реакторов на быстрых нейтронах. В таком реакторе основным делящимся веществом является не уран, а плутоний. Уран же (используется уран-238) выступает как дополнительный компонент реакции - от быстрого нейтрона, выпущенного при распаде ядра плутония, произойдет распад ядра урана с выделением энергии и испусканием других нейтронов, а при попадании в ядро урана замедлившегося нейтрона он превратится в плутоний-239, возобновляя тем самым запасы ядерного топлива в реакторе. В связи с малой величиной поглощения нейтронов плутонием цепная реакция в сплаве плутония и урана-238 идти будет, причем в ней будет образовываться большое количество нейтронов.

· Таким образом, в ядерном реакторе должен использоваться либо обогащенный уран с замедлителем, поглощающем нейтроны, либо необогащенный уран с замедлителем, мало поглощающем нейтроны, либо сплав плутония с ураном без замедлителя. О различных типах ядерных реакторов, реализующих эти три возможности разными способами, будет говориться дальше.

4. Ядерный реактор.

Как уже указывалось, тремя обязательными элементами для реакторов на тепловых нейтронах являются тепловыделитель, замедлитель и теплоноситель. На данном рисунке представлена типичная схема активной зоны.

Через реактор с помощью насосов (обычно называемых циркуляционными) прокачивается теплоноситель, поступающий потом или на турбину (в РБМК) или в теплообменник (в остальных типах реакторов). Нагретый теплоноситель теплообменника поступает на турбину, где теряет часть своей энергии на выработку электричества. Из турбины теплоноситель поступает в конденсатор для пара, чтобы в реактор поступал теплоноситель с нужными для оптимальной работы параметрами. Также в реакторе имеется система управления им (на рисунке не показана), которая состоит из набора стержней диаметром в несколько сантиметров и длиной, сопоставимой с высотой активной зоны, состоящих из высокопоглощающего нейтроны материала, обычно из соединений бора. Стержни располагаются в специальных каналах и могут быть подняты или опущены в реактор. В поднятом состоянии они способствуют разгону реактора, в опущенном - заглушают его. Приводы стержней регулируются независимо друг от друга, поэтому с их помощью можно конфигурировать активность реакции в различных частях активной зоны.

Реакторы, работающие на быстрых нейтронах, устроены несколько иначе. О них будет сказано ниже.

Топливная кассета - конструкция из таблеток урана и собирающего их вместе корпуса толщиной 10-20 см и длиной в несколько метров, являющаяся выделителем энергии за счет распада урана. Материалом корпуса обычно является цирконий.

ТВС - тепловыделяющая сборка - топливная кассета и ее крепление. ТВС находится в активной зоне реактора.

СУЗ - система управления защитой. В основном состоит из нейтронопоглощающих стержней.

5. Устройство различных типов ядерных реакторов.

В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это 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. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке. Параметры этих реакторов лучше всего представить в виде таблицы.

Для учеников 1-11 классов и дошкольников
Бесплатные сертификаты учителям и участникам

Муниципальное автономное общеобразовательное учреждение

Е.В. БАТИЩЕВ, Р.С. ШЕВЛЯКОВ, Е.В. ТЮРИН,

Е.А. ЯСКЕВИЧ, О.Е. КАЗАКОВ, И.В. КОНОПЛЕВА

Руководитель – учитель информатики и ИКТ

Атомная энергетика на быстрых нейтронах

Новоуральский городской округ

Виды топлива для реакторов на быстрых нейтронах,

некоторые методы обогащения урана ……………………………………….

Степени обогащения урана ……………………………………..

Технологии получения обогащенного урана …………………..

Производство обогащенного урана в мире …………………….

Основные узлы энергоблока (на примере БН-600) ………………………..

Список использованных источников ……………………………………….

ВАЖНЕЙШИЕ ВЕХИ НА ПУТИ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

К тому времени был накоплен большой массив разведданных о работах по урану в США, Великобритании, Канаде, Франции, Германии и события развивались стремительно. В феврале 1943 года Государственный комитет по обороне (ГКО) распоряжением № 2872 сс от 11.02.43 возложил на Первухина М.Г. (заместителя председателя совета народных комиссаров) и Кафтанова С.В. (уполномоченного Государственного комитета обороны) обязанности повседневно руководить работами по урану и оказывать систематическую помощь спец. лаборатории атомного ядра Академии наук СССР, научное руководство возложил на профессора И.В. Курчатова, разрешил перевести группу работников спец. лаборатории атомного ядра из г. Казани (место эвакуации) в г. Москву для выполнения наиболее ответственной части работ по урану.

29 августа 1949 года на Семипалатинском полигоне был успешно испытан первый советский плутониевый ядерный заряд (РДС-1). Таким образом, самые насыщенные героическим трудом больших научных и производственных коллективов четыре года (1945-1949 гг.) позволили Советскому Союзу овладеть знаниями и технологиями создания ядерного оружия и начать решение политической задачи достижения ядерного паритета с США.

РАЗВИТИЕ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

В 1949 А.И. Лейпунский, руководитель Физико-энергетического института, носящего сегодня его имя, направляет руководству отрасли первую докладную записку, где были приведены наиважнейшие наработки, обозначены основные преимущества быстрых реакторов. Были предложены шаги по созданию экспериментальной базы, экспериментальных и демонстрационных реакторов. С 1950 года А.И. Лейпунский стал научным руководителем этого направления реакторостроения.

Если не считать установку CLEMENTINE (1946 г.), то первый демонстрационный реактор на быстрых нейтронах EBR-I был запущен 20 декабря 1951 года в Айдахо (США). Теплоносителем в нем служила смесь натрия и калия. В 1963 году на смену ему пришел EBR-II, эксперименты на котором позволили продемонстрировать возможность замыкания ядерного топливного цикла и расширенного воспроизводства плутония-239 вместо добычи урана из недр земли и его последующего обогащения изотопом уран-235.

Конечно, эти устройства обладали чрезвычайно низкой мощностью, поскольку перед ними стояли другие задачи: отработка технических решений для создания более мощных реакторов. Тот же самый подход использовался и в других странах.

В 1955 году первый исследовательский быстрый реактор нулевой мощности (при его работе тепло практически не выделялось) был запущен в СССР – в Физико-энергетическом институте (г. Обнинск) под руководством А.И. Лейпунского. В том же институте двумя годами позже запустили исследовательский реактор БР-2 с ртутным теплоносителем. В 1954-1955 годах реакторы ZEUS и ZEPHYR были опробованы в Великобритании. Быстрый французский реактор RAPSODIE заработал в 1967, а японский JOYO – в 1977 году.

Таким образом, ведущие державы подключились к развитию этой многообещающей технологии. Что же произошло потом? По какой причине исследовательские программы в области развития быстрой энергетики во многих странах были свернуты?

Еще один наглядный пример – в Германии установка с быстрым реактором SNR-300 была построена еще в 1985 году, но так до сих пор и не запущена.

Бесценный опыт был получен при эксплуатации экспериментальных установок БР-5 (после реконструкции их мощность повысилась, и название стало БР-10) и БОР-60, энергетических демонстрационных реакторов БН-350 и БН-600.

На БР-5 (Физико-энергетический институт, г. Обнинск) были проведены важнейшие исследования в области физики и технологии радиоактивного натрия, работоспособности твэлов, стойких в потоках быстрых нейтронов конструкционных материалов. Необходимость выполнения таких исследований понятна: ученые не имели достаточных сведений о том, как поведут себя в условиях реактора различные материалы, насколько они окажутся надежными и как с ними, в конце концов, обращаться. Было показано, например, что основными материалами для тепловыделяющих элементов и сборок должны стать специальные стали, а не циркониевые сплавы, традиционные для реакторов на медленных нейтронах.

Реактор БОР-60 (Научно-исследовательский институт атомных реакторов, г. Димитровград) использовался для испытаний ядерного топлива, отработки новых технологий. Затем, накопив опыт, перешли к крупной промышленной установке: реактор БН-350 заработал в 1972 году в Актау (г. Шевченко, Казахстан). Он не только производил электроэнергию, но и использовался для опреснения воды Каспийского моря, стал экспериментальной базой для крупномасштабного освоения технологии натрия, физических исследований и испытаний топливных сборок и других элементов активной зоны. Результаты его эксплуатации были положены в основу наиболее успешного в настоящее время проекта энергетического реактора на быстрых нейтронах БН-600. Этот реактор уже в течение 30 лет успешно работает на Белоярской АЭС (г. Заречный, Свердловская область); опыт его эксплуатации сегодня вызывает живейший интерес зарубежных ученых и инженеров.

ПЕРСПЕКТИВЫ РАЗВИТИЯ ЭНЕРГЕТИКИ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ

Развитие мировой экономики требует все больше энергии, и очень скоро человечество может столкнуться с глобальным энергетическим кризисом. Развивающемуся производству, сфере услуг, бытовым приборам не хватит электроэнергии, рост экономики замедлится и это повлечет за собой целый ряд неприятных последствий.

В последние годы ряд государств включились в процесс разработки и совершенствования бридерных технологий.

Отметим, что развитие технологии реакторов на быстрых нейтронах будет означать переход к замкнутому ядерному топливному циклу, к более эффективному использованию запасов урана. Для быстро развивающихся экономик Китая и Индии это немаловажный вопрос, поскольку наибольший рост энергопотребления наблюдается именно в этих странах.

Идут и параллельные разработки реактора малой мощности со свинцововисмутовым теплоносителем СВБР-100, который, возможно, будет запущен в 2017 году. Реактор малой мощности, разрабатываемый Росатомом и АКМЭ-инжиниринг, наследует достижения советского реакторостроения для военных судов, представляет собой типовой модуль, а из нескольких таких модулей можно будет собрать атомную электростанцию необходимой мощности. Размеры реактора позволят перевозить его железнодорожным транспортом. На сегодняшний день уже есть спрос на подобные небольшие энергоблоки. Их география и сфера применения огромны от развивающихся стран с недостаточно развитой инфраструктурой и дефицитом денежных средств до отдельных предприятий, которым необходимы модульные установки в технологических процессах по опреснению воды, производству водорода, нефтехимии и т.д. Большой интерес к реактору СВБР-100 проявляют в США, специалисты этой страны сотрудничают с АКМЭ-инжиниринг.

Отсутствие широкомасштабного внедрения реакторов на быстрых нейтронах объясняется не столько неразвитостью технологии, сколько отсутствием крупных производств по переработке ОЯТ. Как уже говорилось, такие предприятия нужны для извлечения как урана, так и плутония из отработавшего топлива; они являются важным звеном, гарантирующим замыкание ядерного топливного цикла. На сегодняшний день промышленная переработка ОЯТ ведется лишь в четырех странах (Франции, Великобритании, России и Японии). Главным образом перерабатывается топливо реакторов на тепловых нейтронах, из которого извлекается уран и плутоний. Сегодня этот плутоний не находит применения, а ведь его можно было бы с пользой сжечь в бридере.

Уран, выделенный из отработавшего ядерного топлива, также можно использовать в реакторе на быстрых нейтронах для наработки нового плутония.

Другое потенциальное преимущество бридера: он является мощным инструментом для переработки радиоактивных отходов. При переработке топлива образуются радиоактивные отходы, для которых нужно строить довольно дорогие хранилища, способные обеспечить их изоляцию от окружающей среды на протяжении нескольких миллионов лет. А если облучить такие радиоактивные вещества быстрыми нейтронами, время, необходимое для их изоляции, резко снизится. И затраты меньше, и выгоды для окружающей среды налицо!

Во-первых, в результате более глубокого и полного использования урана в бридерах для получения энергии и наработки нового топлива – плутония снижается потребность в его добыче, а значит, и воздействие на окружающую среду. Дополнительные меры позволят вообще прекратить добычу урана на довольно длительный срок. Топливо для реакторов на быстрых нейтронах будут компоновать из плутония, полученного из отработавшего ядерного топлива (ОЯТ) тепловых реакторов, и обедненного гексафторида урана (ОГФУ), запасы которых более чем достаточны как в России, так и за рубежом.

Во-вторых, снижается воздействие на окружающую среду при обращении с радиоактивными отходами. Радиоактивные отходы требуют обустройства дорогостоящих хранилищ, чтобы обеспечить их изоляцию от окружающей среды на протяжении длительного времени. Бридеры позволяют сжигать долгоживущие высокоактивные отходы и тем самым перевести отходы в новое состояние и резко снизить для них время, необходимое для их изоляции и уменьшить потенциальную опасность отходов.

В-третьих, плутоний, полученный при переработке ОЯТ реакторов на тепловых нейтронах, может быть естественным образом утилизирован в бридерах, произведет энергию и создаст новое топливо. Противоположный подход (хранение и окончательное захоронение плутония в качестве радиоактивных отходов) требует особых мер по обеспечению безопасности и, соответственно, высоких затрат.

ВИДЫ ТОПЛИВА ДЛЯ РЕАКТОРОВ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ,

НЕКОТОРЫЕ МЕТОДЫ ОБОГАЩЕНИЯ УРАНА

Развитие энергетики на быстрых нейтронах требует использования высокоэффективного плутониевого топлива, смешанного с ураном-238. В результате ядерных реакций мы можем получить энергию от сжигания плутония и новый плутоний, образующийся в результате взаимодействия урана-238 с нейтронами.

Ввиду отсутствия широкомасштабного извлечения плутония из отработавшего топлива тепловых реакторов действующие реакторы на быстрых нейтронах используют в качестве топлива уран, обогащенный ураном-235 до высоких концентраций. А наработка плутония осуществляется не только в активной зоне реактора, но и в его периферийных зонах (боковой, нижней, верхней), куда помещаются материалы, приготовленные из урана-238.

На сегодня в России не решена проблема приготовления серийного таблеточного МОКС топлива из смеси оксидов урана и плутония, которое планировалось создать для БН-800. Отставание Горно-химического комбината Красноярского края, входящего в состав Топливной компании Росатома ТВЭЛ, составляет около двух лет. Поэтому пуск ректора БН-800 планируется с использованием гибридной активной зоны, включающей уран, высокобогащенный ураном -235, опытное таблеточное МОКС топливо из оксидов плутония и урана, приготовленное Научно-исследовательским институтом атомных реакторов (НИИАР) в г. Дмитровграде. Эта организация входит в состав Блока управления инновациями Росатома.

Анализ состояния по созданию новых видов топлива показывает, что еще долгое время реакторы на быстрых нейтронах будут использовать уран, обогащенный ураном-235, в технологии получения которого Уральский электрохимический комбинат является мировым лидером. Поэтому рассмотрим вопросы получения обогащенного урана.

Обогащение урана технологический процесс увеличения доли изотопа 235 U в уране. В результате природный уран разделяют на обогащенный уран и обедненный уран [3].

Степени обогащения урана

Природный уран с содержанием 235 U 0,711% находит применение в некоторых энергетических реакторах (например, в канадских CANDU), в реакторах- наработчиках плутония (например, А-1).

Уран с содержанием 235 U до 20% называют низкообогащенным (англ. Lowenricheduranium, LEU ). Уран с обогащением 2. 5% в настоящее время широко используется в энергетических реакторах по всему миру. Уран с обогащением до 20% используется в исследовательских и экспериментальных реакторах.

Уран с содержанием 235 U свыше 20% называют высокообогащенным (англ. Highlyenricheduranium, HEU ). На заре ядерной эры были спроектированы несколько образцов ядерного оружия пушечной схемы на основе урана с обогащением около 90%. Высокообогащенный уран может использоваться в термоядерном оружии в качестве тампера (обжимающей оболочки) термоядерного заряда. Кроме того, уран с высоким обогащением используется в энергетических ядерных реакторах с длительной топливной кампанией (т.е. с редкими перезагрузками или вовсе без перезагрузки), например в реакторах космических аппаратов или корабельных реакторах.

В отвалах обогатительных производств остается обедненный уран с содержанием 235 U 0,1. 0,3%. Он широко используется в качестве сердечников бронебойных снарядов артиллерийских орудий благодаря высокой плотности урана и дешевизне обедненного урана. В будущем возможно использование обедненного урана в составе уран-плутониевого топлива для энергетических быстрых реакторов.

Технологии получения обогащенного урана

Многие из методов пытались использовать для промышленного обогащения урана, однако в настоящее время практически все мощности по обогащению работают на основе газового центрифугирования. Наряду с центрифугированием в прошлом широко использовался газодиффузионный метод. На заре ядерной эры использовались электромагнитный, термодиффузия, аэродинамический методы. На сегодняшний день центрифугирование демонстрирует наилучшие экономические параметры обогащения урана. Однако ведутся исследования перспективных методов разделения, например, лазерного разделения изотопов.

Производство обогащенного урана в мире

Работы по разделению изотопов исчисляются в специальных единицах работы разделения (ЕРР, англ. Separativeworkunit, SWU ). Мощности заводов по разделению изотопов урана в тысячах ЕРР в год согласно WNA MarketReport 2013 с прогнозом развития.

Читайте также: