Как работает ядерный атомный реактор

Как работает ядерный (атомный) реактор

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

Градирни АЭС

Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция – это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Ядерные реакции могут проходить как с поглощением, так и с выделением энергии. В реакторе используются вторые реакции.

Ядерный реактор – это устройство, назначением которого является поддержание контролируемой ядерной реакции с выделением энергии.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово «ядерный». Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды.

Реактор

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали «Чикагской поленницей».

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Первый в мире ядерный реактор

Принцип работы ядерного (атомного) реактора

У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, теплоноситель, система управления и защиты. В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232). Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций — пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.

Приведем ниже схему работы ядерного реактора.

Схема ядерного реактора на АЭС

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Здесь нужно упомянуть коэффициент размножения нейтронов. Так, если этот коэффициент превышает значение, равное единице, происходит ядерный взрыв. Если значение меньше единицы, нейтронов слишком мало и реакция угасает. А вот если поддерживать значение коэффициента равным единице, реакция будет протекать долго и стабильно.

Цепная реакция

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

ТВЭЛы, помещенные в топливную кассету

Как запускают ядерный реактор?

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он — кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы.

Ядерное топливо

Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества.

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

В данной статье мы постарались дать Вам общее представление об устройстве и принципе работы ядерного (атомного) реактора. Если у Вас остались вопросы по теме или в университете задали задачу по ядерной физике – обращайтесь к специалистам нашей компании. Мы, как обычно, готовы помочь Вам решить любой насущный вопрос по учебе. А пока мы этим занимаемся, Вашему вниманию очередное образовательное видео!

• Контрольная работа от 1 дня / от 100 р. Узнать стоимость
• Дипломная работа от 7 дней / от 7950 р. Узнать стоимость
• Курсовая работа 5 дней / от 1800 р. Узнать стоимость
• Реферат от 1 дня / от 700 р. Узнать стоимость

Иван Колобков, известный также как Джони. Маркетолог, аналитик и копирайтер компании Zaochnik. Подающий надежды молодой писатель. Питает любовь к физике, раритетным вещам и творчеству Ч. Буковски.

Источник

Я́ДЕРНЫЙ РЕА́КТОР

Я́ДЕРНЫЙ РЕА́КТОР, уст­рой­ст­во, в ко­то­ром осу­ще­ст­в­ля­ет­ся управ­ляе­мая ядер­ная цеп­ная ре­ак­ция де­ле­ния. Пер­вый в ми­ре Я. р. скон­ст­руи­ро­ван и за­пу­щен в 1942 в Чи­ка­го (США) под рук. Э. Фер­ми. В СССР пер­вый Я. р. по­стро­ен в 1946 под рук. И. В. Кур­ча­то­ва.

Цеп­ная ядер­ная ре­ак­ция в Я. р. идёт под дей­ст­ви­ем ней­тро­нов. Для осу­ще­ст­в­ле­ния управ­ляе­мой ре­ак­ции не­об­хо­ди­мы сле­дую­щие ком­по­нен­ты: ядер­ное то­п­ли­во, за­мед­ли­тель ней­тро­нов (умень­шаю­щий энер­гию ней­тро­нов до не­об­хо­ди­мых для ре­ак­ции де­ле­ния зна­че­ний) и те­п­ло­но­си­тель для от­во­да те­п­ло­ты из ак­тив­ной зо­ны ре­ак­то­ра. Яд­ро 235 U под дей­ст­ви­ем ней­тро­на де­лит­ся, ис­пус­кая 2–3 ней­тро­на и вы­де­ляя те­п­ло­вую энер­гию. Ис­пу­щен­ные ней­тро­ны в свою оче­редь вы­зы­ва­ют де­ле­ние сле­дую­щих ядер 235 U. Вы­де­лен­ная те­п­ло­та от­во­дит­ся те­п­ло­но­си­те­лем, в те­п­ло­об­мен­ных ап­па­ра­тах ге­не­ри­ру­ет­ся пар, по­сту­паю­щий на тур­би­ну. При ра­бо­те Я. р. об­ра­зу­ют­ся так­же со­пут­ст­вую­щие α -, β -, γ -из­лу­че­ния, за­щи­той от ко­то­рых слу­жит шах­та ре­ак­то­ра.

По ти­пу ак­тив­ной зо­ны Я. р. под­раз­де­ля­ют на ге­те­ро­ген­ные ре­ак­то­ры и го­мо­ген­ные ре­ак­то­ры; по на­зна­че­нию – на энер­ге­ти­че­ские, про­мыш­лен­ные и ис­сле­до­ва­тель­ские; по ти­пу те­п­ло­но­си­те­ля – на во­дя­ные, га­зо­вые и жид­ко­ме­тал­ли­че­ские; по энер­гии ней­тро­нов – на ре­ак­то­ры на те­п­ло­вых ней­тро­нах, ре­ак­то­ры на про­ме­жу­точ­ных ней­тро­нах и ре­ак­то­ры на бы­ст­рых ней­тро­нах; по ко­ли­че­ст­ву кон­ту­ров те­п­ло­но­си­те­ля – на од­но-, двух- и трёх­кон­тур­ные. Не­ко­то­рые Я. р. (ре­ак­то­ры-раз­мно­жи­те­ли) в про­цес­се ра­бо­ты спо­соб­ны са­ми вос­про­из­во­дить вто­рич­ное ядер­ное то­п­ли­во, ко­то­рое мо­жет быть ис­поль­зо­ва­но впо­след­ст­вии; к та­ким Я. р. от­но­сят­ся ре­ак­то­ры на бы­ст­рых ней­тро­нах БН-600, БН-800.

Осн. при­ме­не­ние Я. р. – вы­ра­бот­ка элек­тро­энер­гии. Кпд Я. р. дос­ти­га­ет 31,7% (во­до-во­дя­ной энер­ге­тич. ре­ак­тор ВВЭР-1000). Пер­вая в ми­ре АЭС мощ­но­стью 5 МВт бы­ла за­пу­ще­на в СССР в 1954 (см. Об­нин­ская атом­ная элек­тро­стан­ция). Обо­ру­до­ва­ние кон­ту­ра ге­не­ра­ции элек­тро­энер­гии АЭС ана­ло­гич­но обо­ру­до­ва­нию ти­по­вой ТЭС. Те­п­ло­вая энер­гия ути­ли­зи­ру­ет­ся в ат­мо­сфе­ру по­сред­ст­вом во­до­хра­ни­лищ, пру­дов-ох­ла­ди­те­лей, гра­ди­рен и др.

Те­п­ло­вы­де­ляю­щие эле­мен­ты (твэл) Я. р. раз­ли­ча­ют по ти­пам: труб­ча­тые, стерж­не­вые, пла­стин­ча­тые, ша­ро­вые и др. Для разл. ти­пов твэ­лов ис­поль­зу­ют ядер­ное то­п­ли­во раз­но­го обо­га­ще­ния: от 2 до 90%. Обыч­но твэ­лы со­би­ра­ют в осо­бые кон­ст­рук­ции – те­п­ло­вы­де­ляю­щие сбор­ки (ТВС). Гл. ча­стью Я. р. слу­жит ак­тив­ная зо­на, в ко­то­рой про­те­ка­ет управ­ляе­мая ре­ак­ция де­ле­ния. Ак­тив­ная зо­на со­сто­ит из ТВС, ус­та­нов­лен­ных в со­от­вет­ст­вую­щих ячей­ках или ка­на­лах, и рас­по­ла­га­ет­ся в кор­пу­се, по­ме­щае­мом в шах­ту из «тя­жё­ло­го» бе­то­на. Осн. обо­ру­до­ва­ние Я. р. раз­ме­ща­ет­ся в гер­ме­тич­ном со­ору­же­нии, пре­дот­вра­щаю­щем вы­ход ра­дио­ак­тив­ных ве­ществ в ок­ру­жаю­щую сре­ду при на­ру­ше­нии нор­маль­ной экс­плуа­та­ции или в ава­рий­ных си­туа­ци­ях (рис.). Те­п­ло­от­вод осу­ще­ст­в­ля­ет­ся глав­ны­ми цир­ку­ля­ци­он­ны­ми на­со­са­ми. В про­цес­се ра­бо­ты Я. р. от­ра­бо­тан­ное то­п­ли­во не­об­хо­ди­мо пе­рио­ди­че­ски из­вле­кать и за­гру­жать све­жее. Для разл. ти­пов Я. р. су­ще­ст­ву­ют раз­ные спо­со­бы пе­ре­груз­ки ТВС: пе­рио­ди­че­ский (1 раз в год) и не­пре­рыв­ный.

Управ­ле­ние цеп­ной ядер­ной ре­ак­ци­ей обес­пе­чи­ва­ют стерж­ни, на­пол­нен­ные по­гло­ти­те­лем ней­тро­нов (кар­бид бо­ра, кад­мий, ев­ро­пий и др.). Стерж­ни обыч­но рас­по­ла­га­ют­ся в верх­ней час­ти Я. р. и вво­дят­ся в ак­тив­ную зо­ну свер­ху вниз, хо­тя бы­ва­ет и го­ри­зон­таль­ная ком­по­нов­ка стерж­ней. Ино­гда стерж­ни из­го­тав­ли­ва­ют в ви­де тон­ких из­де­лий и раз­ме­ща­ют пря­мо внут­ри ТВС. В до­пол­не­ние к стерж­ням для вы­рав­ни­ва­ния по­ля ней­трон­но­го по­то­ка, а так­же для умень­ше­ния ко­ли­че­ст­ва по­гло­щаю­щих стерж­ней мо­жет быть ис­поль­зо­ван жид­кий по­гло­ти­тель ней­тро­нов (напр., рас­твор бор­ной ки­сло­ты), ко­то­рый вы­во­дит­ся из кон­ту­ра в про­цес­се ра­бо­ты Я. р. В не­ко­то­рых ти­пах Я. р. ис­поль­зу­ют­ся вы­го­раю­щие по­гло­ти­те­ли, ус­та­нав­ли­вае­мые в ячей­ках ак­тив­ной зо­ны вме­сто штат­ных ТВС.

В Я. р. пре­ду­смот­ре­на ава­рий­ная за­щи­та, так­же обес­пе­чи­вае­мая по­гло­щаю­щи­ми стерж­ня­ми. Ино­гда до­пус­ка­ет­ся со­вме­ще­ние функ­ций стерж­ней управ­ле­ния и ава­рий­ной за­щи­ты. Вре­мя по­гру­же­ний стерж­ней в ак­тив­ную зо­ну Я. р. со­став­ля­ет неск. се­кунд (3–4 с для ВВЭР-1000). При опус­ка­нии стерж­ней в ак­тив­ную зо­ну ре­ак­ция де­ле­ния ядер пре­кра­ща­ет­ся и Я. р. ос­та­нав­ли­ва­ет­ся, по­сле че­го не­об­хо­ди­мо снять ос­та­точ­ное энер­го­вы­де­ле­ние из ак­тив­ной зо­ны, ко­то­рое в мо­мент ос­та­но­ва со­став­ля­ет ок. 6% от но­ми­наль­но­го уров­ня мощ­но­сти и за­тем экс­по­нен­ци­аль­но умень­ша­ет­ся.

При ра­бо­те Я. р. об­ра­зу­ют­ся жид­кие, твёр­дые и га­зо­об­раз­ные про­дук­ты де­ле­ния, тре­бую­щие ути­ли­за­ции. Га­зы по­сле фильт­ро­ва­ния (в осн. от 131 I) вы­бра­сы­ва­ют­ся в ок­ру­жаю­щую сре­ду че­рез вен­тиля­ци­он­ную тру­бу; жид­ко­сти кон­ди­цио­ни­ру­ют и от­прав­ля­ют на спец. пред­при­ятия для под­го­тов­ки к дли­тель­но­му хра­не­нию. Твёр­дые ра­дио­ак­тив­ные от­хо­ды сор­ти­ру­ют по сте­пе­ни ак­тив­но­сти для по­сле­дую­щей от­прав­ки на дли­тель­ное хра­не­ние. От­ра­бо­тан­ное ядер­ное то­п­ли­во вы­дер­жи­ва­ют в хра­ни­ли­щах для спа­да ра­дио­ак­тив­но­сти и за­тем пе­ре­да­ют на ре­ге­не­ра­цию. Из ТВС из­вле­ка­ют не­вы­го­рев­шее то­п­ли­во, ко­то­рое слу­жит сырь­ём для из­го­тов­ле­ния но­вых ТВС.

Я. р. ис­поль­зу­ют так­же для про­из-ва ра­дио­нук­ли­дов ме­ди­цин­ско­го ( 99 Мо, 131 I и др.) и тех­ни­че­ско­го ( 60 Co, 192 Ir и др.) на­зна­че­ния. В ме­ди­ци­не ра­дио­нук­ли­ды, дос­тав­ляе­мые с Я. р., при­ме­ня­ют для ди­аг­но­сти­ки и ле­че­ния он­ко­ло­гич. за­бо­ле­ва­ний.

Источник

Как работает АЭС. Часть 1. Реактор

Начинаю короткую серию научно-популярных уроков об устройстве атомных электростанций, базирующихся на реакторе типа ВВЭР. Информацию постараюсь донести очень простым языком при помощи большого количества картинок и короткой описательной части к каждой из них. Представленная информация является обобщенной для станций с водо-водяными реакторами и не ссылается на какой-либо конкретный проект, так что возможны несоответствия, однако, основная часть текста ориентируется на проект АЭС-2006 с реактором ВВЭР-1200.

Каждый из уроков будет логическим продолжением предыдущего с точки зрения технологии работы атомной станции и сегодня рассмотрим устройство ядерного реактора.

Как работает АЭС. Часть 1. Реактор.

Любой водо-водяной ядерный энергетический реактор имеет стальной корпус, в котором располагается внутрикорпусное оборудование. Ниже фото корпуса.

Рисунок 1. Фото корпуса реактора

Конечно, нет производственных мощностей для создания такой цельнокованой громадины, поэтому корпус сварной и состоит из отдельных обечаек. Обозначил их цифрами.

Рисунок 2. Обечайки корпуса реактора

Коротко о каждой из них:
1) Эллиптическое днище
2) Нижняя обечайка
3) Верхняя обечайка
4) Опорная обечайка. Уже интереснее. На ней есть бурт, на котором реактор “крепится и висит” в шахте реактора. Крепится на опорной ферме бетонной шахты, в которой располагается реактор.

Рисунок 3. Бурт опорной обечайки

Ниже красным выделил место крепления бурта опорной обечайки и бетонной шахты реактора, в которой он располагается.

Рисунок 4. Реактор в шахте

Далее про обечайки.
5) Нижняя обечайка зоны патрубков
В ней располагаются патрубки для входа теплоносителя(воды) в реактор. Патрубков в сумме 4. Фото ниже.

Рисунок 5. Нижняя обечайка зоны патрубков

Почему 4 входа теплоносителя в реактор? Потому что один реактор работает на 4 парогенератора.

Рисунок 6. В центре реактор и 4 пары из парогенератора и главного циркуляционного насоса качающего воду.

Вход и выход воды в реакторе осуществляется с 4 направлений. Сложно сделать один большой парогенератор(о нем в следующем уроке) и поэтому сделано 4 маленьких.
6) Верхняя обечайка зоны патрубков.
Такая же, что и нижняя, но для выхода теплоносителя наружу уже нагретой воды из реактора. Так же в ней есть 4 патрубка для САОЗ (в следующих уроках, в двух словах в случае аварии через них реактор зальют дополнительной водой с поглощающей ядерную реакцию добавкой) и один патрубок для контрольно-измерительных приборов.

Рисунок 7. Верхняя обечайка зоны патрубков. Стрелкой указан патрубок для САОЗ

7) Фланец корпуса.
К нему крепится крышка реактора (блок верхний) при помощи шпилек. При необходимости крышку (далее блок верхний) снимают для доступа к активной зоны реактора(ремонт, перегрузки топлива).
Так же на нем есть кольцо упорное, для восприятия радиальной нагрузки. Простыми словами, за него реактор держится с шахтой так, чтобы он не вращался вокруг своей оси, а упорное, повторюсь, для того чтобы реактор не падал вниз.

Рисунок 8. Фланец корпуса.

Рисунок 9. Красное – кольцо упорное и упорная ферма шахты, на которой держится реактор. Синее – опорное кольцо с опорной фермой.

Для целостности картины далее фото реактора с верхним блоком.

Рисунок 10. Серая часть – блок верхний

Внутри корпуса между верхней и нижней обечайкой патрубков приварено разделительное кольцо. Оно “прислоняется” к шахте внутрикорпусной (не бетонная, уже внутри корпуса) и не позволяет воде из нижнего патрубка напрямую попасть в верхний, а вынуждена идти через всю активную зону.

Рисунок 11. Кольцо разделительное.

С корпусом разобрались, теперь об оборудовании внутри корпуса.
Сначала в корпус помещают шахту внутрикорпусную, которая нужна для обеспечения правильной циркуляции теплоносителя в реакторе, защиты корпуса от изучения, на ней устанавливаются хвостовики тепловыделяющих сборок и в принципе в ней уже находится остальное оборудование. У меня она вызывает ассоциации с нательной рубашкой реактора, не знаю почему.
Шахта имеет перфорации (дырки). Через которую теплоноситель попадает внутрь шахты и выходит наружу к выходным патрубкам корпуса.

Рисунок 12. Шахта реактора. Синим указана перфорация.

Снизу шахты есть плита с опорами, на которые “ставятся, крепятся” хвостовики ТВС.

Рисунок 13. Корпус и шахта. Захватил ещё выгородку, о ней дальше. Красное – опоры.

Вот опоры ближе. Плита выше эллиптического днища, а в ней опоры, которые перфорированы. Сверху они крепят тепловыделяющие сборки (далее – ТВС) за хвостовики. Перфорация нужна, так как теплоноситель движется снизу вверх сквозь, собственно, опоры и попадает на ТВС. Далее я покажу движение теплоносителя.
Выше опор внутри шахты устанавливается выгородка, которая состоит из 4 колец.

Рисунок 14. Выгородка.

Ниже реальное фото. Видно шахту, снизу опоры шахты и выгородку

Рисунок 15. Фото выгородки с шахтой.

Зачем она нужна? Во-первых она формирует правильную геометрию активной зоны реактора. Реактор цилиндрический, а ТВС с топливом шестигранные. Она своего рода переходник от “круглого к квадратному”. Так же она защищает стенки корпуса от излучения от активной зоны. Сама выгородка при этом нагревается от излучения топлива и для охлаждения в ней есть каналы, по которым движется охлаждающий её теплоноситель.

Рисунок 16. Выгородка. Красное – труба для закрепления в шахте, синие – каналы для охлаждения

Теперь можно загружать топливо. Оно находится в ТВС (тепловыделяющая сборка).

Рисунок 17. ТВС

ТВС состоит из твэлов (тепловыделяющий элемент), грубо говоря, ТВС это сваренные твэлы в один пучек.

Рисунок 18. Элементы ТВС.

ТВС состоит из головки, которая сверху подпирается блоком защитных труб от всплытия, а так же при загрузке/выгрузке обеспечивает сцепку с перегрузочными аппаратами. Нижняя часть – хвостовик, который ставится в опору шахты и обеспечивает правильное расположение ТВС.
Чертеж твэла ниже.

Рисунок 19. Твэл.

Простыми словами это бесшовная трубка с топливными таблетками (3) и пружиной (5), которая их поджимает.
В некоторых ТВС есть каналы, в которых располагаются не твэлы, а стержни СУЗ, необходимые для регуляции ядерной реакции. Для понижения ядерной реакции СУЗы опускаются в активную зон, а для повышения – наоборот.
Отдельных стержней СУЗ в активной зоне нет, только в составе ТВС. Фото, к сожалению, не нашел.
Далее ТВС и выгородку накрывает блок защитных труб.

Рисунок 20. Фото блока защитных труб.

Стенки у корпуса перфорированные, чтобы теплоноситель проходил насквозь.
Сам он представляет из себя трубы, в которых находятся штанги приводов, которые двигают СУЗы и контрольно-измерительные приборы. Название говорит само за себя, трубы защищают это дело от воздействия давления и излучения реактора.

Рисунок 21. Чертеж блока защитных труб

И в конце все это дело накрывается верхним блоком.

Рисунок 22. Блок верхний.

Он состоит из крышки, которая крепится к фланцу корпуса и обеспечивает герметичность внутри реактора, патрубков для штанг СУЗ и систем контрольно-измерительных приборов. Иными словами, эти патрубки – продолжение от блока защитных труб.

Рисунок 23. Чертеж блока верхнего

В нем же располагается привода двигающие СУЗ и прочая электроника. В самом верху есть траверса для захвата при снятии верхнего блока с целью ремонта или перегрузок.
И на конец чертеж со всем оборудованием.

Рисунок 24. Цельный чертеж реактора.

И теперь как движется теплоноситель. Он попадает через входной патрубок, движется вниз между корпусом и шахтой (вверх не идет, так как там ему преграждает путь разделительное кольцо, проходит через перфорацию в шахте снизу, движется вверх через перфорацию в опорах, попадает в активную зону, где его нагревают ТВС, далее движется вверх до блока защитных труб, выходит через перфорацию в стенках его корпуса, далее через перфорацию в шахте в области верхнего выходного патрубка и выходит через верхний патрубок.
На этом касательно реактора всё.

Cпасибо всем за внимание. Хотелось бы воспользоваться возможностью и прорекламировать канал в телеграме, который я недавно создал. Большие статьи буду выкладывать и здесь, но там будут так же мои небольшие заметки касательно атомной энергетики.
https://t.me/tiny_atom_page

А я поддержу начинание автора. Пусть пилит посты о реакторах дальше. Начнет с описания ВВЭР, продолжит различиями РБМК и БН, завершит исследовательскими, плаву… Читать ещё

Автор, вот реакторы ВВЭР описаны уже в тысяче статей и презентаций того же РосАтома со всеми подробностями. На пикабу также были не раз подобные темы. Почему б… Читать ещё

Источник

Принцип работы ядерного 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:

1. 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.
2. Отражатель нейтронов вокруг активной зоны.
3. Теплоноситель, который выводит энергию, образующуюся при делении ядер в активной зоне. Теплоносителем может выступать вода, жидкий натрий и др.
4. 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.
5. Защитная система, которую делают из бетона с железным наполнителем. Она надежно удерживает нейтроны и радиационное излучение.
6. 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:

1. Контурные. Активная зона в таком типе реактора находится в цилиндрическом корпусе с толстыми стенками.
2. 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.

Источник



Принцип работы и устройство ядерного реактора

Наступила бурная, но недолгая эпоха пара, которую сменила еще более фантастическая эпоха электричества. Города наполнялись светом, а цеха – гулом невиданных доселе машин, приводимых в движение электродвигателями. Тогда казалось, что прогресс достиг своего апогея.

Все изменилось в конце XIX века, когда французский химик Антуан Анри Беккерель совершенно случайно обнаружил, что соли урана обладают радиоактивностью. Спустя 2 года, его соотечественники Пьер Кюри и его супруга Мария Склодовская-Кюри получили из них радий и полоний, причем уровень их радиоактивности в миллионы раз превосходил показатели тория и урана.

Эстафету подхватил Эрнест Резерфорд, детально изучивший природу радиоактивных лучей. Так начинался век атома, явивший на свет свое любимое дитя – атомный реактор.

Первый ядерный реактор

Типы ядерных реакторов

Их основное назначение – поддерживать контролируемую ядерную реакцию, производящую электроэнергию. На некоторых реакторах производятся изотопы. Если кратко, то они представляют собой устройства, в недрах которых одни вещества превращаются в другие с выделением большого количества тепловой энергии. Это своеобразная «печь», где вместо традиционных видов топлива «сгорают» изотопы урана – U-235, U-238 и плутоний (Pu).

В отличии, к примеру, от автомобиля, рассчитанного на несколько видов бензина, каждому виду радиоактивного топлива соответствует свой тип реактора. Их два – на медленных (с U-235) и быстрых (c U-238 и Pu) нейтронах. На большинстве АЭС установлены реакторы на медленных нейтронах. Помимо АЭС, установки «трудятся» в исследовательских центрах, на атомных субмаринах и опреснителях морской воды.

Как устроен реактор

У всех реакторов примерна одна схема. Его «сердце» — активная зона. Ее можно условно сравнить с топкой обычной печки. Только вместо дров там находится ядерное топливо в виде тепловыделяющих элементов с замедлителем – ТВЭЛов. Активная зона находится внутри своеобразной капсулы — отражателе нейтронов. ТВЭЛы «омываются» теплоносителем – водой. Поскольку в «сердце» очень высокий уровень радиоактивности, его окружает надежная радиационная защита.

Операторы контролируют работу установки с помощью двух важнейших систем – регулирования цепной реакции и дистанционной системы управления. Если возникает нештатная ситуация, мгновенно срабатывает аварийная защита.

Как работает реактор

Атомное «пламя» невидимо, так как процессы происходят на уровне деления ядер. В ходе цепной реакции тяжелые ядра распадаются на более мелкие фрагменты, которые, будучи в возбужденном состоянии, становятся источниками нейтронов и прочих субатомных частиц. Но на этом процесс не заканчивается. Нейтроны продолжают «дробиться», в результате чего высвобождается большая энергия, то есть, происходит то, ради чего и строятся АЭС.

Основная задача персонала – поддержание цепной реакции с помощью управляющих стержней на постоянном, регулируемом уровне. В этом его главное отличие от атомной бомбы, где процесс ядерного распада неуправляем и протекает стремительно, в виде мощнейшего взрыва.

Что произошло на Чернобыльской АЭС

Одна из основных причин катастрофы на Чернобыльской АЭС в апреле 1986 года – грубейшее нарушение эксплуатационных правил безопасности в процессе проведения регламентных работ на 4-м энергоблоке. Тогда из активной зоны было одновременно выведено 203 графитовых стержня вместо 15, разрешенных регламентом. В итоге, начавшаяся неуправляемая цепная реакция завершилась тепловым взрывом и полным разрушением энергоблока.

Реакторы нового поколения

За последнее десятилетие Россия стала одним из лидеров мировой ядерной энергетики. На данный момент госкорпорация «Росатом» ведет строительство АЭС в 12 странах, где возводятся 34 энергоблока. Столь высокий спрос – свидетельство высокого уровня современной российской ядерной техники. На очереди — реакторы нового 4-го поколения.

«Брест»

Один из них – «Брест», разработка которого ведется в рамках проекта «Прорыв». Ныне действующие системы разомкнутого цикла работают на низкообогащенном уране, после чего остается большое количество отработанного топлива, подлежащего захоронению, что требует огромных затрат. «Брест» — реактор на быстрых нейтронах уникален замкнутым циклом.

В нем отработанное топливо после соответствующей обработки в реакторе на быстрых нейтронах опять становится полноценным топливом, которое можно загружать обратно в ту же установку.

«Брест» отличает высокий уровень безопасности. Он никогда не «рванет» даже при самой серьезной аварии, очень экономичен и экологически безопасен, поскольку повторно пользуется своим «обновленным» ураном. Его также невозможно использовать для наработки оружейного плутония, что открывает широчайшие перспективы по его экспорту.

ВВЭР-1200

ВВЭР-1200 – инновационный реактор поколения «3+» мощностью 1150 МВт. Благодаря своим уникальным техническим возможностям, он обладает практически абсолютной эксплуатационной безопасностью. Реактор в изобилии оснащен системами пассивной безопасности, которые сработают даже в отсутствии электроснабжения в автоматическом режиме.

Одна из них – система пассивного отведения тепла, которая автоматически активируется при полном обесточивании реактора. На этот случай предусмотрены аварийные гидроемкости. При аномальном падении давления в первом контуре в реактор начинается подача большого количества воды, содержащей бор, которая гасит ядерную реакцию и поглощает нейтроны.

Еще одно ноу-хау находится в нижней части защитной оболочки – «ловушка» расплава. Если все же в результате аварии активная зона «потечет», «ловушка» не позволит разрушиться защитной оболочке и предотвратит попадание радиоактивных продуктов в грунт.

Источник