Ядерные реакторы и их применение

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Ядерные реакторы и их применение

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Содержание

 

1 Ядерные реакторы	3
2 История создания и использования ядерных реакторов	4
3 Классификация ядерных реакторов	5
4 Применение ядерных реакторов	8
Список использованных источников	10

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

1 Ядерные реакторы

 

Устройство, в котором  происходит управляемая цепная реакция  деления ядер, называется ядерным  реактором. В качестве делящегося вещества (ядерного топлива) применяют уран и  плутоний (получаемый искусственно радиоактивный  элемент с порядковым номером Z=94).

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 в сентябре 1945 года. В  Европе первым ядерным реактором  стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.

К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов  различных типов.

Прошло немного лет  со времени открытия способа использования  ядерной энергии в земных условиях. Открытие это уже дало свои первые плоды. Несомненно, дальнейшее развитие способов получения и использования  ядерной энергии создаст новые  невиданные возможности для науки, техники, промышленности. Масштаб этих возможностей на нынешнем этапе трудно еще полностью представить. Освобождение ядерной энергии означает колоссальное расширение власти человека над природой при условии, однако, что ядерная  энергия будет использована для  мирных целей. Советский Союз, обладая  атомными и водородными бомбами, борется за использование атомной  энергии только для мирных целей, за запрещение атомного и водородного  оружия и других средств массового  уничтожения людей.

Создание ядерных реакторов — это один из наиболее значительных плодов науки о внутреннем строении вещества. Излучение невидимых, неосязаемых атомов и атомных ядер привело к вполне осязаемому и зримому практическому результату — освобождению и использованию ядерной энергии, скрытой в уране. Этот успех самым убедительным образом доказывает, что наши научные представления об атоме и атомном ядре являются истинными, т. е. в основном правильно отражают объективную действительность природы.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

2 История создания и использования ядерных реакторов

 

Теоретическую группу «Урановый  проект» нацистской Германии, работающую в Обществе кайзера Вильгельма, возглавлял Вайцзеккер, но лишь формально. Фактическим лидером стал Гейзенберг, разрабатывающий теоретические основы цепной реакции, Вайцзеккер же с группой участников сосредоточился на создании «урановой машины» — первого реактора. Поздней весной 1940 года один из учёных группы — Хартек — провёл первый опыт с попыткой создания цепной реакции, используя оксид урана и твёрдый графитовый замедлитель. Однако имеющегося в наличии делящегося материала не хватило для достижения этой цели. В 1941 году в Лейпцигском университете участником группы Гейзенберга Дёпелем был построен стенд с тяжеловодным замедлителем, в экспериментах на котором к маю 1942 года удалось достичь производства нейтронов в количестве, превышающем их поглощение. Полноценной цепной реакции немецким учёным удалось достичь в феврале 1945 года в эксперименте, проводимом в горной выработке близ Хайгерлоха. Однако спустя несколько недель ядерная программа Германии прекратила существование.

Цепная реакция деления  ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный  реактор, названный «Чикагской поленницей» (Chicago Pile-1, CP-1). Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом.

В СССР теоретические и  экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов  были проведены группой физиков  и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский  реактор Ф-1 был построен в Лаборатории  № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен  в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной  части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1, как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому  работал на очень малых уровнях  мощности (доли ватта, редко — единицы  ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более  сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 году введён в действие реактор И-1 (по другим данным он назывался  А-1) по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической  мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

 

 

 

3 Классификация ядерных реакторов

 

3.1 По назначению

 

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 т. ч. 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.

Часто реакторы применяются  для решения двух и более различных  задач, в таком случае они называются многоцелевыми. Например, некоторые  энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и  нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто  вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

 

3.2 По спектру нейтронов

 

• Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор»)
• Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор»)
• Реактор на промежуточных нейтронах
• Реактор со смешанным спектром

 

3.3 По размещению топлива

 

• Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель;
• Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

В гетерогенном реакторе топливо  и замедлитель могут быть пространственно  разнесены, в частности, в полостном  реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в  гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются  в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.

 

3.4 По виду топлива

 

• изотопы урана 235, 238, 233 (235U, 238U, 233U)
• изотоп плутония 239 (239Pu), также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U (MOX-топливо)
• изотоп тория 232 (232Th) (посредством преобразования в 233U)
• По степени обогащения:
• природный уран
• слабо обогащённый уран
• высоко обогащённый уран
• По химическому составу:
• металлический U
• UO2 (диоксид урана)
• UC (карбид урана) и т. д.

 

3.5 По виду теплоносителя

 

• H2O (вода, см. Водо-водяной реактор)
• Газ, (см. Графито-газовый реактор)
• D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
• Реактор с органическим теплоносителем
• Реактор с жидкометаллическим теплоносителем
• Реактор на расплавах солей
• Реактор с твердым теплоносителем

 

3.6 По роду замедлителя

 

• С (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)
• H2O (вода, см. Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)
• D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)
• Be, BeO
• Гидриды металлов
• Без замедлителя

 

3.7 По конструкции

 

• Корпусные реакторы
• Канальные реакторы

 

3.8 По способу генерации пара

 

• Реактор с внешним парогенератором
• Кипящий реактор

 

3.9 Классификация МАГАТЭ

 

• PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);
• BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор;
• FBR (fast breeder reactor) — реактор-размножитель на быстрых нейтронах;
• GCR (gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор;
• LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор
• PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор
• Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

4 Применение ядерных реакторов

 

Ядерные реакторы используются для выработки энергии, для получения  искусственных радиоактивных изотопов (в том числе трансурановых  элементов, т. е. элементов с Z>92) и  как источники мощных пучков нейтронов. Рассмотрим эти применения.

1. Получение энергии. Осколки  деления тормозятся в уране на очень малом пути (менее 5 мкм). Ввиду этого почти вся энергия, освобождаемая в реакторе, выделяется в виде тепла в массе урана. Это тепло можно использовать, например, для нагревания и испарения жидкости, омывающей уран, и затем через посредство турбины или другой тепловой машины превратить его в механическую и далее в электрическую энергию. Первая в мире атомная электростанция, основанная на таком принципе, была осуществлена в Советском Союзе в 1954 г. Главной частью реактора являются «топливные» элементы с ураном, помещенные в графитовый замедлитель. «Топливные» элементы представляют собой две тонкостенные трубки из нержавеющей стали, вставленные одна в другую. В полость между трубками герметически заделывается уран, а внутренняя полость образует канал для протекания воды, отбирающей тепло, выделяющееся в уране при работе реактора. Герметическая закупорка урана необходима ввиду его химической нестойкости, а также для предохранения от утечки вредных радиоактивных газов, образующихся в качестве продуктов деления. Для облегчения развития цепной реакции «топливные» элементы изготовлены из урана искусственно обогащенного легко делящимся изотопом 235U (в применяемом обогащенном уране содержится 5% 235U против 0,7% в природном уране).