Применение ядерных реакторов сообщение

Обновлено: 03.07.2024

Ядерный реактор — первый и наиболее яркий пример мощной промышленной установки, работающей по законам микромира. Управление реактором требует глубокого понимания протекающих в нем процессов и быстрого реагирования на их изменения. Особенно ясно это стало после Чернобыльской аварии.

Первый ядерный реактор построен и запущен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде 5 сентября 1945 года[1]. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова[2]. К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов.

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:Активная зона с ядерным топливом и замедлителем;Отражатель нейтронов, окружающий активную зону;Теплоноситель;Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита;Радиационная защита;Система дистанционного управления.

Иодная яма — состояние ядерного реактора после его остановки, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона 135Xe, который является продуктом распада изотопа иода-135 (из-за чего этот процесс и получил своё название). Высокое сечение захвата тепловых нейтронов ксеноном-135 приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности, что, в свою очередь, делает затруднительным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

По характеру использования ядерные реакторы делятся на:

Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт. В отдельную группу выделяют:

Транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения — морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике.

Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.

Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в том числе деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.

Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239Pu. Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды.

Еще они различаются по: виду теплонисителя;роду замедлителя;виду топлива;конструкции и генерации пара.

Выгорание и воспроизводство ядерного топлива: В процессе работы ядерного реактора из-за накопления в топливе осколков деления изменяется его изотопный и химический состав, происходит образование трансурановых элементов, главным образом изотопов Pu(Плутоний).Влияние осколков деления на реактивность ядерного реактора называется отравлением (для радиоактивных осколков) и зашлаковыванием (для стабильных изотопов).

Управление ядерным реактором: правление ядерным реактором возможно только благодаря тому, что часть нейтронов при делении вылетает из осколков с запаздыванием, которое может составить от нескольких миллисекунд до нескольких минут.Для управления реактором используют поглощающие стержни, вводимые в активную зону, изготовленные из материалов, сильно поглощающих нейтроны (в основном В, Cd и некоторые др.) и/или раствор борной кислоты, в определённой концентрации добавляемый в теплоноситель (борное регулирование). Движение стержней управляется специальными механизмами, приводами, работающими по сигналам от оператора или аппаратуры автоматического регулирования нейтронного потока.Ядерные реакторы проектируются так, чтобы в любой момент времени процесс деления находился в устойчивом равновесии относительно малых изменений параметров, влияющих на реактивность. Таким образом, случайное изменение скорости ядерной реакции гасится, а вызванное перемещением управляющих стержней или медленным изменением других параметров — приводит к квазистационарному изменению мощности реактора.На случай различных аварийных ситуаций в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону всех поглощающих стержней — система аварийной защиты.

Остаточное тепловыделение: Важной проблемой, непосредственно связанной с ядерной безопасностью, является остаточное тепловыделение. Это специфическая особенность ядерного топлива, заключающаяся в том, что, после прекращения цепной реакции деления и обычной для любого энергоисточника тепловой инерции, выделение тепла в реакторе продолжается ещё долгое время, что создаёт ряд технически сложных проблем.Остаточное тепловыделение является следствием β- и γ- распада продуктов деления, которые накопились в топливе за время работы реактора. Ядра продуктов деления вследствие распада переходят в более стабильное или полностью стабильное состояние с выделением значительной энергии.Хотя мощность остаточного тепловыделения быстро спадает до величин, малых по сравнению со стационарными значениями, в мощных энергетических реакторах она значительна в абсолютных величинах. По этой причине остаточное тепловыделение влечёт необходимость длительное время обеспечивать теплоотвод от активной зоны реактора после его остановки. Эта задача требует наличия в конструкции реакторной установки систем расхолаживания с надёжным электроснабжением, а также обуславливает необходимость длительного (в течение 3-4 лет) хранения отработавшего ядерного топлива в хранилищах со специальным температурным режимом — бассейнах выдержки, которые обычно располагаются в непосредственной близости от реактора.

В настоящее время самым мощным источником энергии на нашей планете является ядерный реактор. Атомные электростанции (АЭС) функционируют в более чем 30 странах мира и их количество приближается к 200.

Что такое ядерный реактор

Ядерный реактор — это устройство, в котором происходит постоянная контролируемая ядерная реакция с целью получения электроэнергии.

Другими словами, это устройство, внутри которого происходит превращение одного вещества (ядерное топливо) в другое (пар) с выделением огромной тепловой энергии.

История создания

Развитие ядерной энергетики связано с именем французского химика Антуана Анри, который занимался изучением урана и обнаружил его радиоактивность. Позже Пьер и Мария Кюри смогли выделить из солей урана полоний и радий.

Первая ядерная установка была создана в США Э. Ферми в 1942 году. В 1945 году вторым выпущенным в мире реактором стал ZEEP в Канаде. А в 1946 году под руководством И. В. Курчатова ядерный реактор сконструировали и в СССР. Первые такие устройства сильно отличались от современных, они не имели системы охлаждения и обладали минимальной мощностью. Но они дали толчок к развитию атомной энергетики во всем мире. Первая атомная электростанция была построена в Обнинске.

Устройство реактора, главные комплектующие элементы агрегата

Строение реакторов, независимо от их типа, одинаковое:

Активная зона, в которой находятся ядерное топливо и замедлитель быстрых нейтронов. В этой зоне происходит управляемая реакция деления ядер. В качестве замедлителя может использоваться обычная вода, "тяжёлая" вода, жидкий графит и др.
Отражатель нейтронов вокруг активной зоны.
Теплоноситель, который выводит энергию, образующуюся при делении ядер в активной зоне. Теплоносителем может выступать вода, жидкий натрий и др.
Система управления ядерной реакцией. Представляет собой стержни, содержащие кадмий и бор. Для регулирования скорости реакции их при необходимости вводят в активную зону для поглощения лишних нейтронов.
Защитная система, которую делают из бетона с железным наполнителем. Она надежно удерживает нейтроны и радиационное излучение.
Система дистанционного управления.

Принцип работы

Работу реакторной установки можно сравнить с функционированием обычной печи. Только используются не уголь и дрова, а ядерное топливо. В отличие от печи, пламени не видно, так как реакция происходит на уровне деления ядер. Ядра распадаются на мелкие частицы, которые в свою очередь становятся источниками образования нейтронов. За счет этого процесса происходит высвобождение большого количества энергии. Освобожденная энергия нагревает воду, преобразуя ее в пар. Пар вращает турбину генератора, преобразуя энергию движения в электроэнергию.

Данная схема наглядно иллюстрирует принцип работы реакторной установки:

Основной функцией обслуживающего персонала АЭС является регулирование скорости ядерной реакции с помощью системы управления в виде стержней, которые операторы вводят в активную зону.

Типы ядерных реакторов, какие бывают

Существует несколько классификаций ядерных реакторов:

по типу конструкции;
по способу генерации пара;
по размещению топлива;
по спектру нейтронов.

По типу конструкции реакторы бывают:

Контурные. Активная зона в таком типе реактора находится в цилиндрическом корпусе с толстыми стенками.
Канальные. Активная зона представляет собой систему герметичных каналов, не зависящих друг от друга.

По способу генерации пара реакторы делятся на:

водо-водяные (с внешним парогенератором), где в качестве замедлителя и теплоносителя используется обычная вода;
кипящие, где пар генерируется в активной зоне и затем направляется в турбину.

В зависимости от того, где в реакторе находится топливо, они бывают:

гетерогенные (топливо в активной зоне размещено блоками, заместитель находится между ними);
гомогенные (топливо и замедлитель — это однородная смесь).

По спектру нейтронов бывают:

на медленных нейтронах (тепловой реактор);
на быстрых нейтронах (быстрый);
на промежуточных нейтронах;
реактор смешанного типа.

Также реакторные установки различаются между собой по виду топлива, теплоносителя и замедлителя.

Какое топливо используют для ядерных реакторов

Для ядерных реакторов применяют следующие виды топлива:

изотопы урана 235U, 238U, 233U;
изотоп плутония 239Pu, также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U;
изотоп тория 232Th (посредством преобразования в 233U).

По степени обогащения топливо бывает:

природным;
слабо обогащенным;
высоко обогащенным.

По химическому составу подразделяется на:

металлический уран;
диоксид урана;
карбид урана и т. д.

Области применения реакторов

Ядерные реакторы используются прежде всего на атомных электростанциях для получения электроэнергии. Тепловая мощность таких устройств достигает 5 ГВт.

Энергетические реакторы также применяются для работы некоторых видов транспортных средств, в частности, подводных лодок, надводных кораблей, космических аппаратов.

Реакторные установки в промышленных целях используют для опреснения морской воды и производства ядерного оружия.

Выделяют также 2 специальных типа реакторов, которые нужны для дальнейших изучений в атомной энергетике:

экспериментальные (необходимы для проектирования и дальнейшей эксплуатации ядерных реакторов, их мощность всего несколько КВт);
исследовательские (используются для изучения потока нейтронов, мощность реакторов такого типа более 100 МВт).

Тема реакторов крайне сложна. Вот почему, чтобы разобраться с ней, понадобится много времени и сил. А Феникс.Хелп тем временем подстрахует вас с другими предметами.

Применение ядерных реакторов в нефтеперерабатывающей промышленности связано с решением вопросов конструктивного оформления высокоэффективных и мощных теплообменников и парогенераторов. Такая температура теплоносителя хорошо корреспондируется с температурными пределами работы различных установок нефтепереработки: первичная переработка нефти, гидроочистка - 300 400 С, каталитический крекинг и риформинг, коксование, висбрекинг-400 - 550 С, пиролиз, производство водорода-800 - 900 С. [2]

Применение ядерных реакторов для судовых двигателей и прежде всего для подводных лодок представляет особый интерес. Основное преимущество ядерных двигателей заключается в практически безграничном районе действия без необходимости пополнения запасами топлива и кислорода. [3]

Возможности применения ядерных реакторов не ограничиваются производством энергии и ряда полезных изотопов. [4]

Наряду с применением ядерных реакторов в энергетике и на транспорте все большее значение в различных областях строительства начинают приобретать радиоактивные изотопы, использующиеся для контроля, регулирования и автоматизации производственных процессов. [5]

В ФРГ начаты разработки теоретических основ применения ядерных реакторов в черной металлургии. Разрабатываются способы использования тепла ядерных энергетических установок как для традиционных металлургических процессов ( по схеме доменные печи - конвертор), так и для процессов прямого восстановления железной руды. Изучаются принципиальные схемы конверсии природного газа и газификации бурого угля с помощью тепла ядерного реактора для получения восстановительного газа, вдуваемого в доменную печь. В Высшей технической школе в Аахене разработан перспективный план создания ядерно-металлургических комплексов, состоящих из следующих этапов. Первый этап предполагает использование тепла ядерного реактора с температурой до 1200 С для производства губчатого железа, а вырабатываемую электроэнергию для выплавки стали в дуговых печах, нагрева металла и других нужд. Второй этап предусматривает расширение использования тепла реакторов при 1200 С для нагрева шихтовых материалов и доменного дутья. На третьем этапе намечается развитие ядерных установок с повышением температуры теплоносителя до 1500 С для использования его в качестве греющей среды в агломерационных установках, коксовых, доменных и мартеновских печах. [6]

С каждым годом расширяется в нашей стране применение ядерных реакторов , дающих электрическую энергию. [7]

За последнее десятилетие неоднократно производились опыты по применению ядерных реакторов в ракетных двигателях. [8]

В Италии проводятся исследования по определению технико-экономических показателей применения ядерных реакторов для выработки высокотемпературного тепла и электроэнергии при получении губчатого железа. Предусматривается производство губчатого железа в агрегате кипящего слоя с использованием в качестве восстановителя водорода. Тепло ядерного реактора при 900 - 950 С применяется для первой конверсии природного газа, нагрева восстановительного газа. Удельный расход тепла составляет 6 5 ГДж / т железа. Затем губчатое железо переплавляется в электропечах при непосредственной загрузке его из восстановительного агрегата. [9]

К проблемным методам интенсификации разработки нефтяных месторождений и увеличения коэффициента нефтеотдачи следует отнести также применение забойных ядерных реакторов при добыче нефти. [11]

Помещая любое вещество в реактор, мы подвергаем его действию нейтронов. Реакции с нейтронами осуществляются наиболее легко и позволяют получить радиоактивные изотопы почти всех химических элементов. Поэтому в производстве радиоизотопов применение ядерных реакторов играет основную роль. [12]

Самое замечательное состоит в том, что в результате деления очень малых весовых количеств урана выделяется колоссальное количество тепла. Чтобы перевезти такое количество угля, нужно несколько железнодорожных эшелонов, а 400 г урана можно унести в руке. Вот откуда проистекают выгоды применения ядерного реактора в качестве мощного источника тепловой энергии на всех видах транспорта. [13]

Этот метод был распространен и на нерадиоактивные руды. Рентгеновская трубка на 1 2 Мэв или более облучает соответственно размельченную породу, находящуюся на движущемся транспортере, расположенном винтообразно для увеличения времени экспозиции. Радиоактивность образцов, искусственно вызванная рентгеновскими лучами, позволяет сортировать их указанным выше способом. Применение ядерных реакторов или других источников достаточно интенсивных нейтронных пучков позволит распространить этот метод для сортировки многих других минералов, поскольку под действием нейтронов большинство элементов становится искусственно радиоактивным. [14]

Труба как исходный элемент конструкции ТЭГ издавна привлекала внимание, так как подвод и отвод тепла жидким теплоносителем чаще всего связан с трубопроводами. ТЭГ с подводом и отводом тепла трубами можно представить в виде некоего теплообменника, в который подается нагретый теплоноситель и охлаждающий агент. Эта общая конструктивная схема пригодна для мощных установок как на обычном топливе, так и в случае применения ядерных реакторов . [15]

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

на тему “Ядерный реактор”

По характеру использования ядерные реакторы делятся на:

Энергетические реакторы , предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт. В отдельную группу выделяют:

Транспортные реакторы , предназначенные для снабжения энергией двигателей транспортных средств. Наиболее широкие группы применения — морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике.

Экспериментальные реакторы , предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.

Исследовательские реакторы , в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в том числе деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.

Еще они различаются по: виду теплонисителя;роду замедлителя;виду топлива;конструкции и генерации пара.

Читайте также: