Ядерный реактор

Проблема топлива

Не последнюю роль в популярности АЭС играет топливо – уран-235. Его требуется значительно меньше, чем любых других видов с одновременным огромным выбросом энергии. Принцип работы реактора АЭС подразумевает использование этого топлива в виде специальных «таблеток», уложенных в стержни. Фактически, единственная сложность в данном случае заключается в создании именно такой формы. Тем не менее в последнее время начинает появляться информация, что текущих мировых запасов тоже не хватит надолго. Но и это уже предусмотрено. Самые новые трехконтурные реакторы работают на уране-238, которого очень много, и проблема дефицита топлива исчезнет надолго.

Что собой представляет ядерный реактор?

Существует две основные категории реакторов – реакторы на тепловых (медленных) нейтронах и реакторы на быстрых нейтронах. В дальнейшем речь будет идти о реакторах на тепловых нейтронах

Основным элементом ядерного реактора является активная зона, в которую загружают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы). В этих элементах и происходит цепная реакция. ТВЭЛ реактора РБМК – это циркониевая трубка диаметром 10 мм и длинной 3,5 м. В трубке помещены таблетки двуокиси урана (UO2). ТВЭЛы размещены в замедлителе. В реакторах РБМК Чернобыльской АЭС в качестве замедлителя используют графит. К слову, именно это существенно усугубило ситуацию в апреле 1986 года. В конструкциях других атомных реакторов в качестве замедлителя используют воду.

Тепло, которое выделяется в ТВЭЛах в результате деления урана, отводится при помощи теплоносителя (например, водой). Теплоноситель непрерывно циркулирует сквозь активную зону. Через реактор РБМК-1000 ежечасно проходить 37500 м3 воды. Управление работой реактора осуществляется при помощи системы управления и защиты (СУЗ). СУЗ обеспечивает запуск, остановку реактора а также осуществляет регулирование его мощности. К ней относятся стержни, которые наполнены веществом сильно поглощающем нейтроны (кадмий, бор и т.д.). Введение в активную зону стержней приводит к остановке реактора, а извлекая их из реактора осуществляется регулировка мощности. Для реакторов на тепловых нейтронах характерным является наличие замедлителя в активной зоне (вода и графит).

Существует большое количество других типов реакторов, которые отличаются конструкцией, типом теплоносителя, энергией используемых нейтронов и т.д.

Принципиальная схема устройства ядерного реактора (активной зоны) представлена на рисунке.

Принцип работы атомной электростанции:

Выработка энергии происходит при помощи реактора, в котором происходит процесс деления ядер. При этом осуществляется распад тяжелого ядра на два осколка, которые, находясь в очень возбужденном состоянии, излучают нейтроны (и др. частицы). Нейтроны, в свою очередь, вызывают новые процессы деления, в результате которых излучается еще большее количество нейтронов. Этот непрерывный процесс распада носит название цепной ядерной реакции, характерной особенностью которой является выделение большого количества энергии. Производство этой энергии и является целью работы атомной электростанции (АЭС).

Производственный процесс включает в себя следующие этапы:

  1. 1. преобразование ядерной энергии в тепловую;
  2. 2. превращение тепловой энергии в механическую;
  3. 3. преобразование механической энергии в электрическую.

На первом этапе в реактор выполняется загрузка ядерного топлива (уран-235) для запуска контролируемой цепной реакции. Топливо высвобождает тепловые или медленные нейтроны, что приводит к выделению значительного количества тепла. Для отведения тепла из активной зоны реактора используется теплоноситель, который пропускается через весь объем активной зоны. Он может иметь жидкую или газообразную форму. Образующаяся тепловая энергия служит в дальнейшем для генерации пара в парогенераторе (теплообменнике).

На втором этапе осуществляется подача пара в турбогенератор. Здесь происходит преобразование тепловой энергии пара в механическую – энергию вращения турбины.

На третьем этапе, с помощью генератора происходит преобразование механической энергии вращения турбины в электрическую, которая далее направляется к потребителям.

Преимущества и недостатки атомных станций:

К плюсам и преимуществам АЭС следует отнести:

– отсутствие выбросов парниковых газов в атмосферу. Вредные выбросы присутствуют лишь в тех случаях, когда подключаются резервные дизельные генераторы, что происходит редко,

– существенное сокращение эмиссии углекислого газа. Согласно расчетам специалистов, в Европе атомные станции позволяют сократить выбросы углекислого газа примерно на 700 млн тонн в год,

– более низкий уровень радиоактивного излучения в сравнении с угольными электростанциями,

– отсутствие зависимости от источников топлива ввиду того, что для работы АЭС оно требуется в небольших объемах,

– высокую мощность (от 1000 до 1600 мегаватт на энергоблок) и круглосуточную работу,

– низкую стоимость производства энергии (что особенно относится к тепловой).

Недостатки атомных электростанций:

– опасность облученного топлива, переработка которого является сложной и дорогостоящей,

– весьма тяжкие последствия для окружающей среды в случае возникновения чрезвычайных ситуаций,

– необходимость высоких капиталовложений.

Несмотря на свои минусы, атомная энергетика на сегодняшний день рассматривается в качестве наиболее перспективного способа получения энергии.

Примечание:  Фото //www.pexels.com, //pixabay.com

Найти что-нибудь еще?

карта сайта

Коэффициент востребованности
6 102

Преимущества и недостатки атомных электростанций

Спрос на электроэнергию, постоянно растет во всем мире. Особенно это касается развитых стран, где потребление значительно опережает выработку электричества. Принимаются меры по использованию альтернативных источников, но заметных практических результатов они пока не дали. Решить эту проблему возможно разными способами, в том числе путем дальнейшего развития и совершенствования атомной энергетики. При этом, нужно обязательно учитывать все плюсы и минусы атомных электростанций.

Строительство новых АЭС имеет несомненные достоинства, среди которых можно отметить следующие:

  • Используемые топливные ресурсы обладают высокой энергоемкостью. Полноценное использование одного килограмма урана дает такое же количество энергии, которое получается при сжигании 50 т нефти или 100 т каменного угля. Отсюда и высокий КПД атомной электростанции.
  • Возможность переработки ресурсов и их вторичное применение. В отличие от традиционных видов топлива, уран после расщепления вполне может быть использован вновь. В перспективе возможен полный переход к замкнутому циклу, при котором не будут образовываться вредные и опасные отходы.
  • Когда эксплуатируется электростанция (АЭС), у нее отсутствует парниковый эффект. Эти установки ежедневно предотвращают выбросы в атмосферу миллионов тонн углекислого газа.
  • Независимость реакторов от мест, где располагается топливо. Из-за высокого энергетического эквивалента ядерных ресурсов, процесс их транспортировки не требует существенных затрат.
  • Стоимость эксплуатации сравнительно невысокая и не превышает расходы на содержание других типов электростанций.

Однако, учитывая специфику атомных установок, следует отметить и недостатки, связанные с их использованием:

  • В первую очередь, это тяжелые последствия, возникающие даже при незначительной аварии. В связи с этим, любая АЭС опасна и требует достаточно сложных систем безопасности с широкими возможностями резервирования. Это позволяет обезопасить основной механизм даже при значительных авариях.
  • Необходимость уничтожать отработанное топливо. Его утилизация требует серьезных затрат, достигающих 20% от общих эксплуатационных расходов.
  • Для атомных электростанций по техническим причинам нежелательна работа в маневренном режиме.

Тем не менее, несмотря на недостатки, данное направление считается перспективным, поэтому ведутся постоянные исследования по дальнейшему совершенствованию и развитию атомной энергетики.

Все атомные электростанции России

Плавучая атомная электростанция

Аварии на атомных электростанциях

Газотурбинная электростанция (ГТЭС)

Тепловые электростанции (ТЭС)

Волновая электростанция (ВЭС)

История «мирного атома» в СССР и России

XX век навсегда останется в истории точкой отсчёта покорения «атома». Незадолго до его начала английские физики Джозеф Томсон и Эрнест Резерфорд использовали радиоактивные частицы при изучении процесса ионизации. Первая ядерная реакция была осуществлена Резерфордом во время бомбардировки атомов азота α-частицами в 1919 году.

Тремя годами позже в Петрограде под руководством академика Вернадского начал работу Радиевый институт. Учреждение объединило в себе все организации города, работающие в области радиологии. В плане практической деятельности институт осуществлял научное руководство радиевым рудником и заводом посёлка Бондюга в Татарстане.

На базе учебного заведения в 1933 году проводится Всесоюзная научная конференция, посвящённая проблемам ядерной физики. 1939 год ознаменовался открытием возможности урановой ядерной реакции, в разработке которой приняли участие выдающиеся советские учёные того времени. Через год Президиумом Академии Наук СССР утверждается программа научных исследований.

Вторая мировая война, осуществление управляемой ядерной реакции Э. Ферми в Чикаго, бомбардировка атомными бомбами японских городов Хиросима и Нагасаки и последующие события внесли жёсткие коррективы в работу учёных-ядерщиков. Во главе работ по урану ставят профессора И. В. Курчатова. Создаётся профильная лаборатория, затем институт, который существует и поныне. Чрезвычайная упорная работа приносит результаты:

  • 1944 год – первые килограммы чистого урана на территории Европы и Азии;
  • 1946 год – запущен первый в Евразии реактор;
  • 29 августа 1949 года на полигоне под Семипалатинском испытана первая в СССР атомная бомба;
  • 1953 год – водородная бомба;
  • 26 июня 1954 года первая в мире атомная электростанция (реактор «Атом мирный») в городе Обнинске, СССР, дала электрический ток.

Помимо чисто военных целей (бомбы, ракеты, подводные лодки), ядерная энергия начинает использоваться в народном хозяйстве и научных исследованиях. Кроме электростанции, в 60-ых годах прошлого века был запущен в работу исследовательский реактор на быстрых нейтронах, появился первый атомный ледокол – «Ленин».

Атомная энергетика России

Строительство атомных электростанций в нашей стране принимает широкие масштабы. 1958 год. Запущена первая очередь Сибирской АЭС (атомная электрическая станция), начато сооружение промышленной Белоярской атомной электростанции. В сентябре 1964 года вступает в строй первый энергоагрегат Нововоронежской АЭС. 1973 год – Ленинградская атомная станция.

Так продолжается вплоть до 1986 года, когда катастрофа планетарного масштаба на Чернобыльской электростанции вынудила пересмотреть доктрину ядерной энергетической безопасности. На территории СССР появилось 11 недостроенных атомных объектов. 

После распада Советского Союза в атомной отрасли произошёл целый ряд структурных изменений. Одно ведомство сменяло другое. В 1992 году путём преобразований было создано профильное министерство. Огромные экономические трудности привели к стагнации ядерной индустрии страны. Лишь благодаря высокой потребности в энергоресурсах и активной позиции специалистов атомные мощности и ресурсный человеческий потенциал в значительной степени удалось сохранить. В конце 1991 года в работе оставались 28 энергоблоков производительностью 20 242 МВт.

Для справки: общая мощность электростанций страны составляла на начало 1992 года 211 755 МВт. С 2000 года открывается новый этап атомной энергетики России.

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.

Какие основополагающие принципы работы ядерного реактора определяются учеными-физиками и почему они незыблемы

Основополагающий принцип работы ядерного реактора базируется на особенностях проявления ядерной реакции. В момент стандартного физического цепного ядерного процесса протекает взаимодействие частицы с атомным ядром, как следствие, ядро превращается в новое с выделением вторичных частиц, которые ученые называют гамма-квантами. Во время ядерной цепной реакции высвобождается огромное количество тепловой энергии. Пространство, в котором протекает цепная реакция, называется активной зоной реактора.

Интересный факт! Активная зона внешне напоминает собой котел, через который протекает обычная вода, выполняющая роль теплоносителя.

Для упреждения потери нейтронов зону актива реактора окружают специальным отражателем нейтронов. Его первостепенная задача – отбрасывать большую часть вылетающих нейтронов внутрь активной зоны. В качестве отражателя используют обычно то же вещество, которое служит замедлителем.

Главное управление ядерным реактором происходит с помощью специальных регулирующих стержней. Известно, что эти стержни вводятся в активную зону реактора и создают все условия для функционирования агрегата. Обычно управляющие стержни изготавливаются из химических соединений бора и кадмия. Почему используются именно эти элементы? Да все потому, что бор или кадмий способны эффективно поглощать тепловые нейтроны. И как только планируется запуск, по принципу действия ядерного реактора, управляющие стержни вводятся в активную зону. Их первостепенная задача – поглощать значительную часть нейтронов, тем самым провоцируя развитие цепной реакции. Результат должен дойти до желаемого уровня. При увеличении мощности свыше установленного уровня включаются автоматы, обязательно погружающие управляющие стержни вглубь активной зоны реактора.

Таким образом, становится понятно, что управляющие или регулирующие стержни играют важную роль в работе теплового ядерного реактора.

А для уменьшения утечки нейтронов активную зону реактора окружают отражателем нейтронов, отбрасывающих значительную массу вылетающих свободно нейтронов внутрь активной зоны. В значении отражателя используют обычно то же самое вещество, что и для замедлителя.

Ядро атомов вещества-замедлителя по стандарту обладает сравнительно небольшой массой, чтобы при столкновении с легким ядром имеющийся с цепи нейтрон терял энергию большую, чем при столкновении с тяжелым. Наиболее распространенные замедлители – обычная вода или графит.

Интересный факт! Нейтроны в процессе ядерной реакции характеризуются чрезвычайно высокой скоростью движения, поэтому и требуется замедлитель, подталкивающий нейтроны терять часть своей энергии.

Ни один реактор в мире не может функционировать нормально без помощи теплоносителя, так как его назначение – выводить энергию, которая вырабатывается в сердце реактора. В качестве теплоносителя используется обязательно жидкость или газы, так как они не способны поглощать нейтроны. Приведем пример теплоносителя для компактного ядерного реактора – вода, углекислый газ, а иногда даже жидкий металлический натрий.

Таким образом, принципы работы ядерного реактора всецело базируются на законах цепной реакции, ее протекании. Все комплектующие реактора — замедлитель, стержни, теплоноситель, ядерное горючее – выполняют поставленные задачи, обуславливая нормальную работоспособность реактора.

С чего начиналась атомная энергетика

В 1949 году в СССР были успешно проведены экспериментальные взрывы атомной бомбы. В процессе экспериментов осуществлялась выработка плутония, для нужд ядерного реактора производился обогащенный уран. Разработки в данной области позволили вплотную подойти к решению задачи, чтобы использовать ядерную энергию в мирных целях. Тогда же приступили к созданию плана первой установки.

На тот момент в Советском Союзе уже накопился определенный опыт по созданию промышленных реакторов, производящих материал для атомных бомб. Они имели существенное отличие от энергетических установок, поскольку для выработки электроэнергии требовалось разогреть теплоноситель до высокой температуры. Для этого понадобились совершенно другие материалы и сплавы, способные работать в экстремальных условиях, не поглощающие большого количества нейтронов, устойчивые к коррозии и т.д. Эти проблемы были определены еще до проектирования, и вся сложность заключалась лишь во времени.
Строительство 1-й АЭС велось с 1950 по 1954 годы в городе Обнинске. Пуск первой в мире атомной электростанции и введение в действие произошел 27.06.1954 года. В первоначальной конструкции оборудования использовался реактор АМ-1, мощность у которого составляла всего 5 МВт. Данный объект смог непрерывно прослужить целых 48 лет и в апреле 2002 года работа в плановом порядке прекратилась по причине физического износа и невозможности ее дальнейшего использования с точки зрения экономики.

Первые энергетические сооружения на ядерном топливе проложили путь для строительства новых, более совершенных станций, использующих возможности атома в мирных целях. Накоплен большой объем инженерно-технических и научных разработок, позволивших успешно проектировать новые сооружения. Первая в мире атомная электростанция была своеобразной кузницей для подготовки и обучения кадров, научных сотрудников и технического персонала, которые нашли свое место на других, вновь созданных объектах.

Устройство ядерного реактора

На данный момент имеется два типа:

  • ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор);
  • РБМК (реактор большой мощности канальный).

Их отличие состоит в том, что второй считается кипящим, а первый использует воду с давлением в 120 атмосфер.

Схема ядерного реактора ВВЭР 1000. 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни.

Каждый реактор отдаленно напоминает котел, через который проходит тепло в виде жидкости 75%, жидкого графита 20%, тяжелой воды 5%. В целях эксперимента к смеси добавляли бериллий и углеводород.

Определение 3

ТВЭЛ – это тепловыделяющий элемент в виде стержней с циркониевой оболочкой и ниобийным легированием, где и располагаются таблетки из диоксида урана.

Нужна помощь преподавателя?
Опиши задание — и наши эксперты тебе помогут!

Описать задание

ТВЭЛ реактора РБМК. Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

Устройство ядерного реактора.

В настоящее время существует два типа ядерных реакторов ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и РБМК (реактор большой мощности канальный). Отличие в том, что РБМК – кипящий реактор, а ВВЭР использует воду под давлением в 120 атмосфер.

Реактор ВВЭР 1000. 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;

Каждый ядерный реактор промышленного типа представляет собой котел, сквозь который протекает теплоноситель. Как правило это обычная вода (ок. 75% в мире), жидкий графит (20%) и тяжелая вода (5%). В экспериментальных целях использовался берилий и предполагался углеводород.

ТВЭЛ – (тепловыделяющий элемент). Это стержни в циркониевой оболочке с ниобийным легированием, внутри которых расположены таблетки из диоксида урана.

ТВЭЛ раквтора РБМК. Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

Также ТВЭЛ включает в себя пружинную систему удержания топливных таблеток на одном уровне, что позволяет точнее регулировать глубину погружения/выведения топлива в активную зону. Они собраны в кассеты шестигранной формы, каждая из которых включает в себя несколько десятков ТВЭЛов. По каналам в каждой кассете протекает теплоноситель.

ТВЭЛы в кассете выделены зеленым.

Топливная кассета в сборе.

Активная зона реактора состоит из сотен кассет, поставленных вертикально и объединенных вместе металлической оболочкой – корпусом, играющим также роль отражателем нейтронов. Среди кассет, с регулярной частотой вставлены управляющие стержни и стержни аварийной защиты реактора, которые в случае перегрева призваны заглушить реактор.

Приведем в пример данные по реактору ВВЭР-440:

Количество топливных кассет 349 шт
ТВЕЛов в кассете 126 шт
Диаметр ТВЕЛа 9,1 мм
Диаметр активной зоны 2880 мм
Высота активной зоны 2500 мм

Управляющие  могут перемещаться вверх и вниз погружаясь или наоборот, выходя из активной зоны, где реакция идет интенсивнее всего. Это обеспечивают мощные электромоторы, в совокупности с системой управления.Стержни аварийной защиты призваны заглушить реактор в случает нештатной ситуации, упав в активную зону и поглотив больше количество свободных нейтронов.

Каждый реактор имеет крышку, через которую производится погрузка и выгрузка отработавших и новых кассет.

Поверх корпуса реактора обычно устанавливается теплоизоляция. Следующим барьером идет биологическая защита. Это как правило железобетонный бункер, вход в который закрывается шлюзовой камерой с герметичными дверьми. Биологическая защита призвана не выпустить в атмосферу радиоактивный пар и куски реактора, если все таки произойдет взрыв.

Ядерный взрыв в современных реактора крайне мало возможен. Потому что топливо достаточно мало обогащено, и разделено на ТВЕЛы. Даже если расплавится активная зона, топливо не сможет настолько активно прореагировать. Масимум что может произойти – тепловой взрыв как на Чернобыле, когда давление в реакторе достигло таких величин, что металлический корпус просто разорвало, а крышка реактора, весом в 5000 тонн сделала прыжок с переворотом, пробив крышу реакторного отсека и выпустив пар наружу. Если бы чернобыльская АЭС была оснащена правильной биологической защитой, наподобие сегодняшнего саркофага, то катастрофа обошлась человечеству намного дешевле.

Принцип работы АЭС

Принцип работы атомной электростанции основан на действии ядерного (иногда называемого атомным) реактора – специальной объёмной конструкции, в которой происходит реакция расщепления атомов с выделением энергии.

Существуют различные виды ядерных реакторов:

  1. PHWR (также имеет название «pressurised heavy water reactor» – «тяжеловодный ядерный реактор»), используемый преимущественно на территории Канады и в городах Индии. В его основе используется вода, формула которой – D2O. Она выполняет функцию как теплоносителя, так и замедлителя нейтронов. Коэффициент полезного действия близится к 29%;
  2. ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). В настоящее время ВВЭР эксплуатируют только в СНГ, в частности, модель ВВЭР-100. Реактор имеет КПД равный 33%;
  3. GCR, AGR (графитоводный). Жидкость, содержащаяся в таком реакторе, выступает в роли теплоносителя. В данной конструкции замедлитель нейтронов – графит, отсюда и название. КПД составляет около 40%.

По принципу устройства реакторы также делят на:

  • PWR (pressurised water reactor) – устроен так, что вода, находящаяся под определенным давлением, замедляет реакции и подает тепло;
  • BWR (сконструирован таким образом, что пар и вода находятся в главной части устройства, не имея водяного контура);
  • РБМК (канальный реактор, имеющий особенно большую мощность);
  • БН (система работает за счет быстрого обмена нейтронами).

Устройство и структура атомной электростанции. Как работает АЭС?

Устройство АЭС

Типичная атомная электростанция состоит из блоков, внутри каждого из которых размещены различные технические приспособления. Самый значимый из таких блоков – комплекс с реакторным залом, обеспечивающий работоспособность всей АЭС. Он состоит из следующих устройств:

  • реактора;
  • бассейна (именно в нем хранят ядерное топливо);
  • машины, перегружающие топливо;
  • БЩУ (щит управления в блоках, с помощью него за процессом деления ядра могут наблюдать операторы).

Помимо прочего, имеется блок с бассейнами для отработанного топлива и специальные блоки, предназначенные для охлаждения (они называются градирнями). Кроме того, для охлаждения применяются распылительные бассейны и природные водоемы.

Принцип работы АЭС

На всех без исключения АЭС существует 3 этапа преобразования электрической энергии:

  • ядерная с переходом в тепловую;
  • тепловая, переходящая в механическую;
  • механическая, преобразовывающаяся в электрическую.

Уран отдает нейтроны, вследствие чего происходит выделение тепла в огромных количествах. Горячая вода из реактора прокачивается насосами через парогенератор, где отдает часть тепла, и снова возвращается в реактор. Поскольку эта вода находится под большим давлением, она остается в жидком состоянии(в современных реакторах типа ВВЭР около 160 атмосфер при температуре ~330 °C). В парогенераторе это тепло передается воде второго контура, которая находится под гораздо меньшим давлением (половина давления первого контура и менее), поэтому закипает. Образовавшийся пар поступает на паровую турбину, вращающую электрогенератор, а затем в конденсатор, где пар охлаждают, он конденсируется и снова поступает в парогенератор. Конденсатор охлаждают водой из внешнего открытого источника воды (например, пруда-охладителя).

И первый и второй контур замкнуты, что снижает вероятность утечки радиации. Размеры конструкций первого контура минимизированы, что также снижает радиационные риски. Паровая турбина и конденсатор не взаимодействуют с водой первого контура, что облегчает ремонт и уменьшает количество радиоактивных отходов при демонтаже станции.

Легководные

На сегодняшний день наиболее распространенным типом ядерного реактора обеспечивающий цепную реакцию на легкой воде. В легководных реакторах вода служит как замедлителем для замедления деления нейтронов, так и теплоносителем для переноса тепла от активной зоны к турбинам для выработки электроэнергии.

Легководные реакторы развились из военно-морской реакторной программы для атомных подводных лодок. Подводные устройства требуют высокой плотности мощности, что обусловлено ограниченностью пространства. Вода легко доступна как для замедления, так и для охлаждения. Эти реакторы также заправляются “в автономном режиме”; другими словами, отключаются для дозаправки, что не является проблемой для подводных лодок, поскольку они должны возвращаться в порт и обслуживаться через регулярные промежутки времени.

Но пока считается что на легкой воде считается оптимальным типом ядерных реакторов  для гораздо более крупных наземных гражданских электростанций и обеспечивающих ядерный топливный цикл.

Легководные типы реакторов сегодня составляют подавляющее большинство глобальных установленных мощностей.

В России строились, в основном, легководные реакторы где замедлителем нейтронов и теплоносителем является обычная вода.

Где используют ядерные реакторы и какие виды использует человечество

  • Промышленные реакторы. Их используют для выработки энергии на АЭС.
  • Атомные реакторы, выступающие как движетель атомных подводных лодок.
  • Экспериментальные (портативные, малые) реакторы. Без них не проходит ни один современный научный опыт или исследование.

Сегодня научный свет научился при помощи специальных реакторов опреснять морскую воду, обеспечивать население качественной питьевой водой. Действующих ядерных реакторов в России очень много. Так, по статистике по состоянию на 2018 год работает в государстве около 37 блоков.

А по классификации они могут быть следующими:

  • Исследовательские (исторические). К ним относят станцию Ф-1, которая создавалась как опытная площадка по получению плутония. На Ф-1 работал Курчатов И.В., руководил первым физическим реактором.
  • Исследовательские (действующие).
  • Оружейные. Как образец реактора – А-1, который вошел в историю, как первый реактор с охлаждением. Прошлая мощность ядерного реактора небольшая, но функциональная.
  • Энергетические.
  • Судовые. Известно, что на кораблях и подводных лодках по необходимости и технической целесообразности используют водо-водяные или жидкометаллические реакторы.
  • Космические. Как пример, назовем установку «Енисей» на космических кораблях, которая вступает в действие, если необходимо добыть дополнительное количество энергии, и получать ее придется при помощи солнечных батарей и изотопных источников.

Таким образом, тема о ядерных реакторах достаточно расширенная, поэтому требует глубокого изучения и понимания законов квантовой физики. Но значение ядерных реакторов для энергетики и экономики государства уже, бесспорно, овеяно аурой полезности и выгоды.

Мировое развитие атомной энергетики

Активная позиция СССР по освоению нового направления энергетики вызвала атомный бум во всём мире. В 1956 году в Великобритании, неподалёку от города Сискейл, начинает работу АЭС под названием Колдер Холл – первая за пределами нашей страны. Станция Шиппингпорт, вырабатывающая 60 МВт, в США выдала электрический ток в 1957 году. Дальше темпы нарастали как «снежный ком»:

  • 1959 – Франция становится полноправным участником «мирового атомного энергетического клуба»;
  • 1961 – Германия;
  • 1962 – Канада;
  • 1964 – Швеция;
  • 1966 – Япония;
  • 1976 – в мире идёт строительство 44 ядерных реакторов.

Казалось бы, атомная энергетика стала достойной альтернативой традиционным источникам, употребляемым для выработки энергоресурсов. Время и произошедшие события перечеркнули столь поспешные оптимистические выводы. Авария на атомной станции Три-Майл-Айленд в США, Чернобыльская катастрофа на Украине, трагедия Фукусимы-1 показали страшную опасность использования радиоактивных материалов.   

Сегодня мировая атомная энергетика, по отчётам Агентства по атомной энергии на начало 2019 года, имеет в своём арсенале 449 реактора общей мощностью 392 ГВт, находящихся в 34 странах. Первыми в отрасли на 2018 год были:

Страна

Реакторы (шт.)

Выработка эл. энергии (млрд Вт·ч/год)

Примечание

США

99

805,3

Франция

58

395,9

Признанный лидер атомной энергетики, почти 72% вырабатываемой электроэнергии в этой стране производится на АЭС

Китай

46

277,1

Держит высокие темпы ввода новых ядерных мощностей

Россия

37

191,3

Республика Корея

24

127,1

Атомная энергетика

Поcледние 30 лет ядерная энергетика находится в глубоком кризисе, возникшем под воздействием:

  • стабилизации цен на углеводороды;
  • отсутствия роста уровня потребления энергоресурсов;
  • увеличение капитальных затрат на строительство новых энергоблоков.

Ряд стран существенно ограничили свои программы модернизации и строительства АЭС.

Вопросы экономии и безопасности требуют принципиально новых подходов. И они появляются: создана плавучая АЭС в России, запущены в работу первые мини-АЭС. Разрабатываются реакторы высокого уровня безопасности с увеличенным КПД (коэффициент полезного действия).

Добавить комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *

Adblock
detector