Разделение изотопов и применение их в ядерном реакторе

- Термоядерный синтез. Термоядерная энергия это экспериментальный  метод, как правило, использующий  топливо на водороде. Хотя не  подходящие для производства  электроэнергии, Фарнсворт – Хирш  излучатели используют для производства нейтронного излучения.

- Радиоактивный распад. Примеры включают в себя радиоизотопные  термоэлектрические генераторы, а  также другие типы атомных  батарей, которые производят тепло  и энергию, используя энергию  пассивного радиоактивного распада.

 

 

Классификация по веществу – замедлителю

 

Используется тепловыми  реакторами:

- Реактора на графитовых замедлителях.

- Реактора на водном замедлителе.

- Реактора на тяжеловодном замедлителе.

- Реактора на легководном замедлителе  (LWR). Легководные реактора  используют обычную воду для замедления и охлаждения реакторов. При рабочей температуре, происходит увеличение температуры воды, поэтому плотность воды падает и несколько нейтронов проходит через нее и замедляется достаточно для протекания дальнейших реакций. Отрицательная обратная связь стабилизирует скорость реакции. Графитовые и тяжеловодные реакторы имеют склонность к более тщательной термоустойчивости, чем легководные реактора. Из-за дополнительной термоустойчивости эти типы реакторов могут использовать природный уран или необогащенное топливо.

- Реактора из замедлителей легких  элементов. Эти реактора замедляются  литием или бериллием.

- Реактора на расплавленной  соли (MSRS) замедляются легкими элементами, такими как литий или бериллий, которые являются составными частями теплоносителя/ матрицей топлива солей LiF и BeF₂.

- Реактор с  жидкометаллическим  теплоносителем,  в таких где  теплоноситель представлен смесью  свинца и висмута, можно использовать  в качестве замедлителя BeO.

- Реактора на органическом замедлителе (OMR) используют дифенил и трифенил в качестве замедлителя и теплоносителя.

 

 

Классификация по типу теплоносителя

 

 

В тепловых ядерных реакторах (в особенности типа LWR) теплоноситель ведет себя как замедлитель, что должно замедлять нейтроны перед тем как они могут эффективно абсорбироваться топливом.

- Реактор водного  охлаждения. Существует 104 действующих реакторов в Соединенных Штатах Америки. Среди них, 69 водо - водяные реактора, (PWR) и 35 водяные реактора кипения (BWR).

-- Водо - водяные реактора (PWR).

  Главной характеристикой реакторов PWR является компенсатор, специализированный корпус давления. Большинство коммерческих и военно-морских реакторов используют компенсаторы. Во время обычного режима работы, компенсатор частично наполняется водой, и паровые пузыри поднимаются над ним, посредством нагревания воды, с погруженными в нее нагревателями. Во время нормального режима работы компенсатор соединен с главным контуром  давления реактора (RPV) и компенсатор «пузырь» обеспечивает расширение пространства за счет изменения объема воды в реакторе. Это устройство также обеспечивает контроль над давлением в реакторе путем увеличения или уменьшения давления пара в компенсаторе, используя нагреватели компенсатора.

- Реакторы на тяжелой  воде   являются разновидностью  водяных реакторов,  использующие  компенсатор, изолируя тепло транспортного  узла, но использующие тяжелую воду в качестве замедлителя и теплоносителя для большей экономии нейтронов.

- Водяной реактор  кипения (BWR).

BWR характеризуются кипением воды вокруг топливных стержней в нижней части первичного корпуса давления. Водяной реактор кипения использует уран – 235, обогащенный диоксид урана, в качестве топлива. Топливо собирается в стержнях, которые погружены в воду и помещены в стальном корпусе. Ядерное деление является причиной кипения воды, выделяя при этом пар. Этот пар направляется через трубы в турбины. Турбины, приводятся в движение паром, и этот процесс вырабатывает электричество. В течение нормального режима работы давление контролируется количеством пара, поступающим из реакторного корпуса давления в турбину.

 

Реакторы бассейнового типа

 

--Реактор с жидкометаллическим  теплоносителем. Так как вода  является замедлителем, она не  может быть использована в  качестве теплоносителя в реакторах  на быстрых нейтронах. Жидкометаллическими  теплоносителями являются натрий, NaK, свинец, сплав свинца и висмута и в первых реакторах ртуть.

-- Реактор натриевого  охлаждения на быстрых нейтронах.

-- Реактор свинцового  охлаждения на быстрых нейтронах.

-- Реакторы газового  охлаждения охлаждаются циркулирующим  инертным газом, часто гелием  в высокотемпературных конструкциях, в то время как диоксид углерода использовался в ранних английских и французских атомных электростанциях. Азот также используется. Использование тепла варьируется, в зависимости от реактора. Некоторые реакторы работают при больших температурах достаточных, чтобы газ мог непосредственно служить источником энергии газовой турбины. Более старые проекты обычно проводили газ через теплообменник, чтобы выработать пар для паровой турбины.

-- Реактора на расплавленной  соли (MSR) охлаждаются циркулирующей расплавленной солью, обычно эвтектической смесью солей фтора, таких как FLiBe. В обычном реакторе MSR теплоноситель также используется матрицей, в которой делящийся материал растворяется.

Классификация по поколениям

 

- Реактор 1 поколения.

- Реактор 2 поколения (большинство действующих ядерных электростанций).

- Реактор 3 поколения  (эволюционирующие усовершенствования  существующих проектов). 
- Реактор 4 поколения (технологии все еще развиваются).

«Gen 4» - термин, данный Министерством Энергетики Соединенных Штатов Америки (DOE) для развития заводов нового типа в 2000 году. В 2003 французский Коммисариат по Атомной Энергии (CEA) был первым, ссылающимся на  тип «Gen 2» в журнале «Ядерная неделя». Первое упоминание «Gen 3» было также в 2000 году  совместно с началом планов Международного Форума 4 поколения.(GIF).

 

Классификация по агрегатному состоянию топлива

 

-- Твердое топливо.

-- Жидкое топливо.

-- Водяной гомогенный  реактор.

-- Реактор на расплавленной  соли.

-- Газовое топливо.

Классификация по применению

 

- Электричество

- Атомные электростанции

- Двигатель, смотри  ядерный двигатель

- Военно-морской ядерный  двигатель

- Различные предполагаемые  формы ракетного двигателя

- Другие применения  тепла

-  Опреснение

- Тепло для бытового и промышленного отопления

- Производство водорода  для использования в  водородной  экономике.

- Производство реакторов  для трансмутации элементов. 

-- Реакторы размножения способны  производить больше делящихся  материалов, чем они потребляют  во время цепной реакции (превращением сырья урана – 238 в плутоний – 239), которые позволяет реакторам на быстрых нейтронах вырабатывать больше делящихся материалов, чем он потребляет. Таким образом, реактор размножения, однажды запущенный, может повторно использовать природный или даже обедненный уран.

-- Создание различных радиоактивных  изотопов, таких как америций  для использования в паровых  детекторах, и кобальт – 60 и  молибден – 99 и других, используемых  для работы с изображениями  и для медицинского лечения.

-- Производство материалов для ядерного оружия, такие как плутоний оружейного обогащения.

- Предоставление источника нейтронного  излучения (например, с использованием  импульсного устройства Godiva) и позитронного излучения (например, нейтронный активационный анализ и данные о системе калий – аргон).

- Исследовательский реактор. Типичные  реактора этого типа применяются  для исследований и тренингов,  тестирования материалов или  для производства радиоизотопов  для медицины или промышленности. Они намного меньше, чем электростанции или двигатели кораблей, так многие из них находятся в университетских городках. Существует около 280 таких реакторов, действующих в 56 странах. Некоторые работают с высокообогащенным топливом, и прилагаются  усилия по всему миру, чтобы заменить низкообогащенное топливо.

 

Действующие технологии

 

В настоящее время  используют два типа ядерной энергии:

- Радиоизотопный термоэлектрический  генератор производит тепло благодаря  самопроизвольному радиоактивному  распаду. Некоторые радиоизотопные  термоэлектрические генераторы были созданы для космических зондов (например, зонд Кассини), некоторые для маяков в бывшем Советском Союзе и некоторые для кардиостимуляторов. Тепло, выходящее из этих генераторов, уменьшается со временем; тепло превращается в электричество, используя термоэлектрический эффект.

- Реакторы ядерного деления  производят тепло благодаря контролируемой  цепной реакции, протекающей при  критической массе делящегося  материала. Все действующие ядерные  электростанции являются реакторами  деления критической массы, на которых сфокусировано внимание в этой статье. Выпуск реакторов деления является контролируемым процессом. Существует несколько подтипов реакторов деления критической массы, которых можно классифицировать по поколениям: реакторы 1,2 и 3 поколения. Все реактора можно сравнить с Водо-водяными реакторами (PWR), так как это стандартный современный проект реактора.

 

Каньон Дьявола – ядерный  реактор типа PWR.

Водо - водяной реактор  (PWR)

Эти реактора используют  корпус давления для содержания ядерного топлива, стержней СУЗ, замедлителя и теплоносителя. Они охлаждаются и замедляются под высоким давлением жидкой водой. Горячая радиоактивная вода, которая  уходит из корпуса давления, проходит через паровой генератор, в котором, в свою очередь, нагревает вторичный (нерадиоактивный) узел воды в пар, который может вращать турбины. Большинство из действующих реакторов являются реакторами этого типа, они, как правило, учитывают самые безопасные и надежные технологии, которые в настоящее время широко развиваются. Это проект реактора на тепловых нейтронах, новейшие из которых ВВЭР – 1200, Модернизированный Водо - водяной Реактор  и Европейский Водо - водяной Реактор под давлением. Военно-морские реакторы США являются реакторами этого  типа.

 

Лагуна Верде ядерная электростанция – реактор типа BWR.

Водяной реактор кипения (BWR)

Реактор BWR подобно PWR без парового генератора.  Водяной реактор кипения охлаждается и замедляется подобно реактору PWR, но при более низком давлении, которое позволяет воде кипеть внутри корпуса давления, вырабатывая пар, который вращает турбины.  Отличием от реактора PWR, является отсутствие  первичных и вторичных узлов. Тепловая эффективность этих реакторов, может быть больше, и они могут быть проще и даже, возможно, более надежными и безопасными. Это проект реактора на тепловых нейтронах, новейшие из которых, Модернизированный Водяной Реактор Кипения и Экономичный Упрощенный Водяной Реактор Кипения.

Ядерная электростанция CANDU в Цианшане.

Тяжеловодный реактор  под давлением (PHWR)

Канадский проект (известный как CANDU), это реактора на тяжелой воде охлаждаются и замедляются как (PWR). Взамен использования одиночного большого корпуса давления, как в реакторе  PWR, топливо содержится в сотнях трубках давления. Эти реактора, работающие на природном уране и являются проектами реакторов на тепловых нейтронах. Реактора PHWR могут быть повторно запущены на полную мощность, что делает их очень эффективными с точки зрения использования урана ( это позволяет провести точный контроль потока в активной зоне). CANDU PHWR реактора были построены в Канаде, Аргентине, Китае, Индии (до ДНЯО),  Пакистане (до ДНЯО), Румынии и Южной Корее. В Индии также действует ряд реакторов PHWR, часто выраженных « CANDU – производными», построенных после того как правительство Канады остановило ядерную сделку с Индией после теста ядерного оружия «Улыбающийся Будда» в 1974.

Игналинская  атомная электростанция – типа РБМК (закрыта в 2009)

- Реактор Большой Мощности Канальный  (RBMK).

Советский проект, построенный для  производства плутония в качестве энергии. Реакторы RBMK являются реакторами с водным теплоносителем и графитовым замедлителем. Они в некотором отношении подобны реакторам CANDU в том, что они способны повторно использовать топливо в течение энергетического процесса и используют трубку давления вместо корпуса давления PWR – типа. Однако, различие с CANDU в том, что они не прочны и большие по размеру, тем самым делая предохраняющие сооружения (внешний контур защиты) дорогими. Ряд критических недостатков по безопасности также отождествляется с проектом RBMK, хотя некоторые из них были исправлены после Чернобыльской аварии. Главное его преимущество в использовании легкой воды и необогащенного урана. На 2010 год 11 АЭС остаются действующими, большинство благодаря улучшениям в безопасности и помощи от международных агентств по безопасности, таких как DOE. Несмотря на эти улучшения в сфере безопасности реакторы RBMK все еще считаются самыми опасными используемыми проектами реакторов. Реакторы RBMK располагаются только на территории бывшего Советского Союза.

АЭС Magnox Sizewell A

АЭС Torness – AGR

Газоохлаждаемый реактор (GCR) и Модернизированный Газоохлаждаемый реактор (AGR).

Они, как правило, являются реакторами на графитовом замедлителе и на теплоносителе  CO_2.  Они могут иметь высокую тепловую эффективность по сравнению с реакторами PWR вследствие более высокой рабочей температуры. Ряд действующих реакторов этого проекта, находятся, главным образом, в Великобритании, где эта концепция была развита. Старые проекты (такие как Magnox станции) или закрыты или закроются в ближайшем будущем. Тем не менее, реакторы AGR, ожидается, будут работать еще 10 – 20 лет. Это проект реактора на тепловых нейтронах. Вывод из эксплуатации может иметь высокие издержки из-за большого объема активной зоны.

- Жидкометаллический реактор размножения  на быстрых нейтронах (LMFBR).

Проект этого реактора охлаждается  жидким металлом, совершенно не использующий замедлителя и производит больше топлива, чем потребляет. Они называются реакторами размножения топлива, потому что они производят делящееся  топливо во время процесса благодаря нейтронному захвату. Эти реактора могут функционировать подобно реакторам PWR с точки зрения эффективности и не требуют содержания высокого давления, так как не требуется держать жидкий металл под высоким давлением и, даже, при высокой температуре. BN – 350 и BN – 600 в СССР и Superphenix во Франции являются реакторами этого типа, также как Fermi – 1  в США. Реактор Monju в Японии имел протечку натрия в 1995 и самый ранний ожидаемый перезапуск должен состояться в феврале 2010. Все эти реактора используют жидкий натрий. Эти реактора являются реакторами на быстрых нейтронах, а не на тепловых нейтронах. Существует два типа этих реакторов: