Разделение изотопов и применение их в ядерном реакторе

 

Содержание

1. Принцип работы

1.1 Деление.

1.2 Выделение тепла.

1.3 Охлаждение.

1.4 Реактивность

1.5 Выделение электрической  энергии.

2. История.  Первые  реактора.

3. Составные части.

4. Люди  на ядерной  электростанции.

5. Типы реакторов.

5.1 Классификации.

5.1.1 Классификация по типу ядерной реакции.

5.1.2 Классификация по  веществу - замедлителю.

5.1.3 Классификация по  типу теплоносителя.

5.1.4  Классификация  по поколениям.

5.1.5 Классификация по  агрегатному состоянию топлива.

5.1.6 Классификация по  применению.

5.2 Действующие технологии.

5.3 Будущее и развитие  технологий.

5.3.1 Модернизированные  реакторы.

5.3.2 Реакторы 4 поколения.

5.3.3  Реакторы поколения  5 +.

5.3.4 Термоядерные реакторы.

6. Ядерный топливный  цикл.

6.1 Топливо  ядерных  ректоров.

7. Природные  ядерные  реакторы.

 

 

 

 

 

 

 

Принцип работы

 

 

 

Пример, показывающий реакцию ядерного деления. Нейтрон поглощается ядром урана – 235, который в свою очередь, расщепляется на более легкие, быстро движущиеся элементы (продукты деления) и на свободные нейтроны. Хотя как ядерные реактора, так и ядерное оружие основываются на цепной ядерной реакции деления, скорость реакции в реакторе намного медленнее, чем в бомбе.

Точно также как электростанции вырабатывают электричество за счет использования тепловой энергии, полученной при горении органического топлива, так и реактора преобразуют тепловую энергию, полученную от ядерного деления.

 

Деление

 

Когда большое атомное  делящееся ядро, такое как уран – 235 или плутоний – 239 поглощает  нейтрон, это может привести к  реакции ядерного деления. Тяжелое  ядро расщепляется на два или более легких ядер, испуская кинетическую энергию, гамма – излучение и свободные нейтроны; в совокупности известные как продукты деления. Часть этих нейтронов могут позже абсорбироваться другими делящимися атомами и вызывать дальнейшие реакции деления, в которых испускаются еще больше нейтронов и так далее. Это известно как цепная ядерная реакция.

Реакция может контролироваться использованием йодной ямой, которая  поглощает избыток нейтронов  и нейтронными замедлителями, которые, уменьшают скорость быстрых нейтронов, таким образом, превращая их в тепловые нейтроны, которые, скорее всего, должны поглощаться другими ядрами. Увеличение или уменьшение скорости деления имеет соответствующий эффект на энергию, выходящую из реактора.

 Обычно используют  замедлители, включающие обычную (легкую) воду (75% всех мировых реакторов), твердый графит (20 % реакторов) и тяжелую воду (5% реакторов). Бериллий также применяется на некоторых экспериментальных видах и углеводороды, которые были предложены в качестве альтернативы.

 

Выделение тепла

 

Активная зона реактора выделяет тепло несколькими способами:

- Кинетическая энергия  продуктов деления превращается  в тепловую энергию, когда эти  ядра сталкиваются с соседними  атомами.

- Некоторое гамма –  излучение, производимое в процессе деления, поглощается реактором, его энергия конвертируется в тепло.

- Тепло, производимое  радиоактивным распадом продуктов  деления и  материалами, вызванное  реакцией нейтронного захвата.  Этот распад, являющийся источником  тепла, будет продолжаться некоторое время даже после отключения реактора.

- Килограмм урана –  235, получается с помощью ядерных  процессов, содержащих приблизительно  в три миллиона раз больше  энергии, чем при горении килограмма  обычного угля. (7,2*10¹³ джоулей на килограмм урана – 235 против 2,4*10 ⁷ джоулей на килограмм угля).

Охлаждение

 

Теплоноситель ядерного реактора – обычно, вода, но иногда это газ или жидкий металл или  расплавленная соль – циркулируется  по оболочке активной зоны реактора, поглощая тепло, которое она генерирует. Это тепло отводится из реактора и затем используется для выработки пара. Самые используемые в реакторе системы – это системы охлаждения, которые физически отделена от воды, которая будет кипеть, тем самым, производя водяной пар для турбин, подобно  водо – водяному реактору. Но в некоторых реакторах вода для паровых турбин кипит непосредственно на активной зоне реактора, например  ядерные реактора кипения.

 

Реактивность

 

Мощность реактора контролируется количеством  делящихся нейтронов, способных к делению.

Стержни СУЗ, которые  сделаны из  материала с большим  радиационным  сечением захвата  используются для поглощения нейтронов. Поглощая больше нейтронов  стержнями  СУЗ, тем самым уменьшаем количество нейтронов, способных к делению, таким образом, стержень погружается глубже в реактор, уменьшая мощность реактора, и, наоборот, извлекая  его, мы будем увеличивать мощность.

В некоторых реакторах  теплоноситель выступает в качестве замедлителя. Замедлитель увеличивает  энергию реактора, так как является причиной появления быстрых нейтронов, которые при делении теряют энергию, превращаясь в тепловые нейтроны. Тепловые нейтроны с большей вероятностью, чем быстрые нейтроны подвержены делению, таким образом, замедлитель нейтронов подразумевает под собой большую мощность реактора. Если теплоноситель является замедлителем, то температурные скачки могут повлиять на плотность теплоносителя/замедлителя и поэтому изменять мощность. Более высокие температуры теплоносителя приведут к меньшей его плотности и, следовательно, к меньшей эффективности замедлителя.

В других реакторах теплоноситель  действует как отравляющий материал, поглощая нейтроны, точно так же, как это происходит в стержнях СУЗ. В этих реакторах мощность может  увеличиваться нагреванием теплоносителя, которое уменьшает плотность отравляющего материала. Ядерные реактора, как правило, имеют автоматическое и ручное управление, для вставки больших количеств отравляющего материала ( часто бора виде борной кислоты) в  реактор, чтоб прервать реакцию деления, если обнаружены небезопасные или угрожающие состояния реактора.

 

Выработка электрической  энергии

 

Энергия, полученная в  процессе деления, выделяет тепло, часть  которого может быть преобразована  в полезную энергию. Распространенный метод применения этой тепловой энергии – это использование, чтобы  кипятить воду для производства водяного пара, который затем приводит в движение паровую турбину, которая вырабатывает электричество.

 

 

История. Первые реактора

 

Концепция цепной ядерной  реакции была впервые реализована  венгерским ученым Лео Сцилардом в 1933 году. Он подал патент для своей идеи обычного ядерного реактора на следующий год.

Первый искусственный  ядерный реактор «Чикагская куча -1» был сконструирован в Чикагском  университете под руководством Энрико Ферми в 1942 году. Он достиг критической массы 2 декабря 1942 в 3:25 ночи. Реактор имел деревянную структуру, которая содержала кучу графитовых блоков, в которую были вставлены псевдосферы или брикеты оксида урана. Вдохновение для такого реактора было подчерпано из открытий Лизы Мейтнер, Фрица Штрассмана и Отто Хана в 1938, которые бомбардировали уран нейтронами ( предусматривая  термоядерную реакцию с образование в процессе альфа распада бериллий или реакция «нейтронная пушка») получая осадок бария, который они полагали, был создан за счет деления ядер урана. Последующие изучения  показали, что несколько нейтронов были также получены в процессе деления, давая основания полагать о возможности протекания цепной реакции. Вскоре после открытия деления, гитлеровская Германия вторглась в Польшу в 1939, начиная Вторую мировую войну в Европе, и все подобные исследования стали классифицироваться военными. 2 августа 1939 Альберт Эйнштейн написал письмо президенту Франклину Рузвельту, предполагая что открытие деления урана может привести к развитию «чрезвычайно мощных бомб нового типа», давая толчок к изучению реакторов и реакций деления.

Вскоре после «Чикагской пилы» американские военные разработали  ядерные реактора для Манхеттоновского проекта, начатого в 1943. Главной целью  для этих реакторов было массовое производство плутония (первоначальное в Хэнфорде) для ядерного оружия. Ферми и Лео Сцилард обратились за патентом на реакторы 19 декабря 1944.Этот  вопрос бал отложен на 10 лет из-за секретности военного времени. Первая в мире атомная электростанция является требованием, сделана на знаковом месте EBR-1, где сейчас находится музей около Арко, штат Айдахо. Этот экспериментальный LMFBR управляется американской комиссией по атомной энергии, производит в тестовом эксперименте 0,8 КВт 20 декабря 1951 и 100 КВт (электричества) на следующий день, имея намерение развить мощность 200 КВт (электричества).

Кроме военного применения ядерных реакторов, также существуют политические причины для преследования  гражданских целей атомной энергии. Американский президент Дуайт Эйзенхауэр стал знаменитым благодаря его речи о «Мирном атоме» на Генеральной Ассамблеи ООН 8 декабря 1953 года. Эта дипломатия привела к распространению технологии реакторов в Америке и по всему миру.

Первая  атомная электростанция, построенная в мирных целях, является  Обнинская атомная электростанции АМ-1, запущенная   27 июня 1954 в Советском Союзе. Она производила около 5МВт (энергии).

   После Второй  Мировой Войны, американские военные  искали другие применения технологии ядерных реакторов. Исследования армии и военно-воздушных сил не осуществились; однако, военному морскому флоту США 17 января 1955 удалось построить USS Nautilus (SSN – 571), который двигался за счет пара, используя ядерную энергию.

Первый коммерческая атомная электростанция Кальдер Холл в Селлафилде (Англия) была открыта в 1956 с первоначальной  мощностью 50 МВт (позже 200 Мвт).

Первый переносной ядерный  реактор Alco PM – 2A используется для выработки электрической энергии (2 МВт) для Камп Ценчури в 1960 году.

 

 

 

Составные части

 

Комната контроля ядерного реактора в Университете Северной Каролины.

Ключевые компоненты самых распространенных видов атомных электростанций:

- ядерное топливо

- активная зона

- замедлитель нейтронов

- йодная яма (отравляющие вещества)

- теплоноситель (часто замедлитель  нейтронов и теплоноситель обычно являются одним и тем  же веществом, оба очищаются водой).

- стержни СУЗ

- реакторный корпус

- насос питания кипящей водой

- паровые генераторы (не применяются  в реакторах типа BWR)

- паровая турбина

- электрический генератор

- конденсатор

- башня охлаждения (обычно не  требуется)

- Система радиоактивных отходов  (цех на заводе, обращающийся с  радиоактивными отходами)

- отдел по переработке отработанного  топлива

- бассейн для отработанного  топлива.

- системы ядерной  безопасности

- система защиты ректора  (RPS)

- запасной дизельные  генераторы

- запасная система  охлаждения активной зоны реактора (ECCS)

-  резервная система  контроля жидкости (запасной впрыск  бора, только в BWR)

- защитный контур

- операторная

- запасные операторные средства обслуживания

- отделение ядерного  тренинга (обычно содержит операторный  симулятор).

 

Люди на ядерной  электростанции

 

 На обычной атомной  электростанции работает меньше  чем тысяча людей на один  реактор (включая охрану и инженеров,  связанных с заводом, но работающих где - нибудь в другом месте)

- инженеры ядерщики

- операторы

- дозиметристы

- команда быстрого реагирования

- комиссия по ядерному регулированию  (Инспекторы, контролирующие чистоту  жилой местности)

В Соединенных Штатах и Канаде, рабочие за исключением управления - профессионалы( такие как инженеры) и охранный персонал, может являться членами Международного братства рабочих электриков (IBEW) или Союза предприятий рабочих Америки (UWUA).

 

Типы реакторов

 Исследовательский  реактор PULSTAR из штата Северная Каролина мощностью 1 МВт бассейнового типа  с 4% обогащением, с топливом PIN – типа, состоящего из таблеток  UO₂, покрытых циркалоем (сплав, состоящий, главный образом, из циркония).

Классификации

Атомные электростанции классифицируются несколькими способами; краткий план этих классификационных  систем изложен ниже.

 

 

 

 

Классификация по типу ядерной реакции

Ядерное деление. Все  коммерческие энергетические реакторы основаны на ядерной реакцией деления. Они, как правило, используют уран и производные плутония в качестве ядерного топлива, хотя ториевый топливный цикл также возможен. Реакторы деления могут быть разделены на два класса, в зависимости  от энергии нейтронов, из которых состоит цепная реакция деления:

- Тепловые реактора  используют медленные тепловые  нейтроны. Почти все действующие  реактора являются реакторами  этого типа. Они содержат материал  из замедлителя нейтронов, который  замедляет нейтроны до их температуры,  являющейся термически устойчивой, то есть до их кинетической энергии, обращенной к средней кинетической энергии окружающих частиц. Тепловые нейтроны имеют гораздо большее эффективное сечение ядра (вероятность) делящихся ядер урана – 235, плутония – 239 и плутония – 241 и, относительно, низкую вероятность нейтронного захвата ядер урана – 238, по сравнению с быстрыми нейтронами, которые, первоначально, получаются от деления, позволяя использовать низкообогащенный уран или даже натуральное урановое топливо. Замедлитель также часто является теплоносителем, обычно вода под высоким давлением увеличивает  точку кипения. Он окружает корпус реактора, оборудование для прослеживания работы и контроля реактора, радиационную защиту и  защитный контур.

- Реактора на быстрых  нейтронах используют быстрые нейтроны, вызывая деление в их топливе. Они не имеют замедлителя нейтронов и  используют менее замедляющий теплоноситель. Поддержание цепной реакции требует более обогащенного топлива ( около 20% или более) благодаря относительно более низкой возможности к делению по сравнению с захватом U – 238. Быстрые реактора имеют возможность производить меньше трансурановых отходов, потому что все актиноиды являются способными к делению на быстрых нейтронах, но они являются более сложными для монтажа и более дорогими в эксплуатации. В общем, реактора на быстрых нейтронах менее распространены, чем реактора на тепловых нейтронах. Некоторые ранние электростанции были реакторами на быстрых нейтронах, такие как российские военно-морские установки. Испытание экспериментальных установок продолжается.