Ядерный реактор — это устройство, используемое для инициирования и управления цепной ядерной реакцией деления . Ядерные реакторы используются на атомных электростанциях для выработки электроэнергии и в ядерных морских двигателях . Когда делящееся ядро, такое как уран-235 или плутоний-239, поглощает нейтрон , оно расщепляется на более легкие ядра, высвобождая энергию, гамма-излучение и свободные нейтроны, которые могут вызвать дальнейшее деление в самоподдерживающейся цепной реакции . Процесс тщательно контролируется с помощью стержней управления и замедлителей нейтронов для регулирования количества нейтронов, которые продолжают реакцию, обеспечивая безопасную работу реактора, хотя неотъемлемый контроль с помощью запаздывающих нейтронов также играет важную роль в управлении выходной мощностью реактора. Эффективность ядерного топлива намного выше, чем у ископаемого топлива; 5%-ный обогащенный уран , используемый в новейших реакторах, имеет плотность энергии в 120 000 раз выше, чем у угля. [1] [2]
Ядерные реакторы берут свое начало в Манхэттенском проекте союзников во время Второй мировой войны . [примечание 1] Первый в мире искусственный [примечание 2] ядерный реактор, Chicago Pile-1, достиг критичности 2 декабря 1942 года. [5] Ранние проекты реакторов были направлены на производство оружейного плутония для атомных бомб , позднее в них было включено производство электроэнергии из сети. В 1957 году атомная электростанция Shippingport стала первым реактором, предназначенным для мирного использования; в России в 1954 году первый малый ядерный энергетический реактор APS-1 OBNINSK достиг критичности. Другие страны последовали этому примеру.
Тепло от ядерного деления передается в рабочую жидкость- охладитель (воду или газ), которая, в свою очередь, проходит через турбины . В коммерческих реакторах турбины приводят в движение валы электрогенераторов . Тепло также может использоваться для централизованного теплоснабжения и промышленных целей, включая опреснение и производство водорода . Некоторые реакторы используются для производства изотопов для медицинских и промышленных целей. Реакторы представляют риск ядерного распространения, поскольку их можно настроить на производство плутония, а также тритиевого газа, используемого в усиленном оружии деления . Отработанное топливо реактора может быть переработано для получения на 25% большего количества ядерного топлива, которое можно снова использовать в реакторах. Переработка также может значительно сократить объем ядерных отходов и практикуется в Европе, России, Индии и Японии. Из-за опасений рисков распространения Соединенные Штаты не занимаются и не поощряют переработку. [6]
Безопасность реактора поддерживается различными системами, которые контролируют скорость деления. Вставка стержней управления, которые поглощают нейтроны, может быстро снизить выход реактора, в то время как другие системы автоматически отключают реактор в случае возникновения небезопасных условий. Накопление поглощающих нейтроны продуктов деления, таких как ксенон-135, может влиять на поведение реактора, требуя тщательного управления для предотвращения таких проблем, как йодная яма , которая может осложнить перезапуск реактора. Было две аварии реактора, классифицированные как «крупная авария» уровня 7 по Международной шкале ядерных событий : катастрофа на Чернобыльской АЭС 1986 года и катастрофа на Фукусиме 2011 года .
Пример вынужденного ядерного деления. Нейтрон поглощается ядром атома урана-235, который в свою очередь распадается на более легкие элементы (продукты деления) и свободные нейтроны. Хотя и реакторы, и ядерное оружие основаны на цепных ядерных реакциях, скорость реакций в реакторе намного ниже, чем в бомбе.
Так же, как обычные тепловые электростанции вырабатывают электроэнергию, используя тепловую энергию, выделяющуюся при сжигании ископаемого топлива , ядерные реакторы преобразуют энергию, выделяющуюся при управляемом ядерном делении, в тепловую энергию для дальнейшего преобразования в механическую или электрическую форму.
Для управления такой ядерной цепной реакцией регулирующие стержни, содержащие нейтронные яды и замедлители нейтронов, способны изменять долю нейтронов, которые продолжат вызывать большее деление. [11] Ядерные реакторы обычно имеют автоматические и ручные системы для остановки реакции деления, если мониторинг или приборы обнаруживают небезопасные условия. [12]
Выработка тепла
Активная зона реактора генерирует тепло несколькими способами:
Кинетическая энергия продуктов деления преобразуется в тепловую энергию , когда эти ядра сталкиваются с близлежащими атомами.
Реактор поглощает часть гамма-лучей, образующихся при делении, и преобразует их энергию в тепло.
Тепло вырабатывается радиоактивным распадом продуктов деления и материалов, активированных поглощением нейтронов . Этот источник тепла распада будет сохраняться в течение некоторого времени даже после остановки реактора.
Килограмм урана-235 (U-235), преобразованный с помощью ядерных процессов, выделяет примерно в три миллиона раз больше энергии, чем килограмм угля, сжигаемого обычным способом (7,2 × 10 13 джоулей на килограмм урана-235 против 2,4 × 10 7 джоулей на килограмм угля). [13] [14] [ оригинальное исследование? ]
При делении одного килограмма урана-235 выделяется около 19 миллиардов килокалорий , поэтому энергия, выделяемая 1 кг урана-235, соответствует энергии, выделяемой при сжигании 2,7 миллиона кг угля.
Охлаждение
Теплоноситель ядерного реактора — обычно вода, но иногда газ или жидкий металл (например, жидкий натрий или свинец) или расплавленная соль — циркулирует мимо активной зоны реактора, чтобы поглощать тепло, которое он вырабатывает. Тепло отводится от реактора и затем используется для генерации пара. Большинство реакторных систем используют систему охлаждения, которая физически отделена от воды, которая будет кипеть для производства пара под давлением для турбин , например, реактор с водой под давлением . Однако в некоторых реакторах вода для паровых турбин кипит непосредственно в активной зоне реактора ; например, реактор с кипящей водой . [15]
Реактивный контроль
Скорость реакций деления в активной зоне реактора можно регулировать, контролируя количество нейтронов, которые способны вызывать дальнейшие события деления. Ядерные реакторы обычно используют несколько методов управления нейтронами для регулировки выходной мощности реактора. Некоторые из этих методов возникают естественным образом из физики радиоактивного распада и просто учитываются во время работы реактора, в то время как другие являются механизмами, встроенными в конструкцию реактора для определенной цели.
Самый быстрый способ регулировки уровней нейтронов, вызывающих деление, в реакторе — перемещение стержней управления . Стержни управления сделаны из нейтронных ядов и, следовательно, поглощают нейтроны. Когда стержень управления вставлен глубже в реактор, он поглощает больше нейтронов, чем материал, который он вытесняет — часто замедлитель. Это действие приводит к уменьшению количества нейтронов, доступных для деления, и снижает выходную мощность реактора. И наоборот, извлечение стержня управления приведет к увеличению скорости событий деления и увеличению мощности.
Физика радиоактивного распада также влияет на популяции нейтронов в реакторе. Одним из таких процессов является испускание задержанных нейтронов рядом изотопов деления, богатых нейтронами. Эти задержанные нейтроны составляют около 0,65% от общего количества нейтронов, образующихся при делении, а остальная часть (называемая « мгновенными нейтронами ») высвобождается сразу после деления. Продукты деления, которые производят запаздывающие нейтроны, имеют периоды полураспада для их распада посредством испускания нейтронов , которые варьируются от миллисекунд до нескольких минут, и поэтому требуется значительное время, чтобы точно определить, когда реактор достигает критической точки. Поддержание реактора в зоне цепной реактивности, где запаздывающие нейтроны необходимы для достижения состояния критической массы , позволяет механическим устройствам или операторам-людям управлять цепной реакцией в «реальном времени»; в противном случае время между достижением критичности и ядерным расплавлением в результате экспоненциального скачка мощности от обычной ядерной цепной реакции было бы слишком коротким, чтобы позволить вмешательство. Эта последняя стадия, на которой запаздывающие нейтроны больше не требуются для поддержания критичности, известна как мгновенная критическая точка. Существует шкала для описания критичности в числовой форме, в которой чистая критичность известна как ноль долларов , а мгновенная критическая точка — один доллар , а другие точки в процессе интерполируются в центах.
В некоторых реакторах охладитель также действует как замедлитель нейтронов . Замедлитель увеличивает мощность реактора, заставляя быстрые нейтроны, которые высвобождаются при делении, терять энергию и становиться тепловыми нейтронами. Тепловые нейтроны с большей вероятностью, чем быстрые, вызывают деление. Если охладитель является замедлителем, то изменения температуры могут повлиять на плотность охладителя/замедлителя и, следовательно, изменить выходную мощность. Охладитель с более высокой температурой будет менее плотным и, следовательно, менее эффективным замедлителем.
В других реакторах охладитель действует как яд, поглощая нейтроны таким же образом, как и стержни управления. В этих реакторах выходная мощность может быть увеличена за счет нагрева охладителя, что делает его менее плотным ядом. Ядерные реакторы обычно имеют автоматические и ручные системы для аварийного отключения реактора в случае аварийного отключения. Эти системы вводят большие количества яда (часто бора в форме борной кислоты ) в реактор, чтобы остановить реакцию деления, если обнаружены или ожидаются небезопасные условия. [16]
Большинство типов реакторов чувствительны к процессу, известному как отравление ксеноном или йодная яма . Обычный продукт деления ксенон-135, образующийся в процессе деления, действует как нейтронный яд, поглощающий нейтроны и, следовательно, имеющий тенденцию останавливать реактор. Накопление ксенона-135 можно контролировать, поддерживая уровни мощности достаточно высокими, чтобы уничтожить его путем поглощения нейтронов так же быстро, как он производится. Деление также производит йод-135 , который, в свою очередь, распадается (с периодом полураспада 6,57 часов) на новый ксенон-135. Когда реактор останавливается, йод-135 продолжает распадаться на ксенон-135, что затрудняет повторный запуск реактора на день или два, поскольку ксенон-135 распадается на цезий-135, который не так ядовит, как ксенон-135, с периодом полураспада 9,2 часа. Это временное состояние называется «йодной ямой». Если реактор имеет достаточную дополнительную реактивную способность, его можно перезапустить. Поскольку дополнительный ксенон-135 трансмутируется в ксенон-136, который является гораздо меньшим нейтронным ядом, в течение нескольких часов реактор переживает «переходный процесс выгорания (мощности) ксенона». Необходимо дополнительно вставить стержни управления, чтобы заменить поглощение нейтронов потерянным ксеноном-135. Несоблюдение такой процедуры стало ключевым шагом в Чернобыльской катастрофе . [17]
Реакторы, используемые в ядерных морских двигателях (особенно атомные подводные лодки ), часто не могут работать на постоянной мощности круглосуточно так же, как обычно работают наземные энергетические реакторы, и, кроме того, часто должны иметь очень длительный срок службы активной зоны без дозаправки . По этой причине во многих конструкциях используется высокообогащенный уран, но в топливные стержни включаются выгораемые нейтронные поглотители. [18] Это позволяет строить реактор с избытком расщепляемого материала, который, тем не менее, становится относительно безопасным на ранних этапах цикла сжигания топлива реактора благодаря наличию поглощающего нейтроны материала, который позже заменяется обычно производимыми долгоживущими нейтронными поглотителями (гораздо более долговечными, чем ксенон-135), которые постепенно накапливаются в течение срока службы топливной загрузки.
Генерация электроэнергии
Энергия, высвобождаемая в процессе деления, генерирует тепло, часть которого может быть преобразована в полезную энергию. Распространенный метод использования этой тепловой энергии — использовать ее для кипячения воды с целью получения пара под давлением, который затем будет приводить в действие паровую турбину , которая вращает генератор переменного тока и вырабатывает электричество. [16]
Время жизни
Современные атомные электростанции обычно рассчитаны на срок службы 60 лет, в то время как старые реакторы были построены с запланированным типичным сроком службы 30-40 лет, хотя многие из них получили реконструкцию и продление срока службы на 15-20 лет. [19] Некоторые считают, что атомные электростанции могут работать до 80 лет или дольше при надлежащем обслуживании и управлении. В то время как большинство компонентов атомной электростанции, таких как парогенераторы, заменяются по достижении ими конца своего полезного срока службы, общий срок службы электростанции ограничен сроком службы компонентов, которые не могут быть заменены при старении из-за износа и нейтронного охрупчивания , таких как корпус реактора. [20] По окончании своего запланированного срока службы станции могут получить продление лицензии на эксплуатацию примерно на 20 лет, а в США даже «последующее продление лицензии» (SLR) еще на 20 лет. [21] [22]
Даже если лицензия продлена, это не гарантирует, что реактор продолжит работать, особенно в случае возникновения проблем безопасности или инцидента. [23] Многие реакторы закрываются задолго до истечения срока их действия или проектного срока службы и выводятся из эксплуатации . Затраты на замену или усовершенствования, необходимые для продолжения безопасной эксплуатации, могут быть настолько высокими, что они не будут экономически эффективными. Или они могут быть закрыты из-за технической неисправности. [24] Другие были закрыты из-за загрязнения территории, как, например, Фукусима, Три-Майл-Айленд, Селлафилд, Чернобыль. [25] Британский филиал французского концерна EDF Energy , например, продлил срок эксплуатации своих усовершенствованных газоохлаждаемых реакторов всего на 3–10 лет. [26]
Ожидается, что все семь установок AGR будут закрыты в 2022 году и выведены из эксплуатации к 2028 году. [27] АЭС Hinkley Point B была продлена с 40 до 46 лет и закрыта. То же самое произошло с Хантерстоном Б , также спустя 46 лет.
Все большее число реакторов достигает или пересекает свой проектный срок службы в 30 или 40 лет. В 2014 году Гринпис предупредил, что продление срока службы стареющих атомных электростанций равносильно вступлению в новую эру риска. По оценкам, текущее европейское покрытие ядерной ответственности в среднем слишком низкое в 100-1000 раз, чтобы покрыть возможные расходы, в то время как вероятность серьезной аварии в Европе продолжает расти по мере старения парка реакторов. [28]
Нейтрон был открыт в 1932 году британским физиком Джеймсом Чедвиком . Концепция ядерной цепной реакции, вызванной ядерными реакциями, опосредованными нейтронами, была впервые реализована вскоре после этого венгерским ученым Лео Силардом в 1933 году. Он подал патент на свою идею простого реактора в следующем году, работая в Адмиралтействе в Лондоне. [29] Однако идея Силарда не включала идею ядерного деления как источника нейтронов, поскольку этот процесс еще не был открыт. Идеи Силарда для ядерных реакторов, использующих опосредованные нейтронами ядерные цепные реакции в легких элементах, оказались неработоспособными.
Вдохновение для нового типа реактора с использованием урана пришло из открытия Отто Гана , Лизы Мейтнер , Фрица Штрассмана в 1938 году, что бомбардировка урана нейтронами (обеспечиваемая реакцией синтеза альфа-на-бериллии, « нейтронной гаубицей ») производит остаток бария , который, как они рассуждали, был создан путем деления ядер урана. В своей второй публикации о ядерном делении в феврале 1939 года Ган и Штрассман предсказали существование и высвобождение дополнительных нейтронов в процессе деления, открыв возможность ядерной цепной реакции . Последующие исследования в начале 1939 года (одно из них Силарда и Ферми) показали, что несколько нейтронов действительно высвобождались во время деления, делая доступной возможность для ядерной цепной реакции, которую Силард предвидел шесть лет назад.
2 августа 1939 года Альберт Эйнштейн подписал письмо президенту Франклину Д. Рузвельту (написанное Силардом), в котором предположил, что открытие деления урана может привести к разработке «чрезвычайно мощных бомб нового типа», что дало бы толчок изучению реакторов и деления. Силард и Эйнштейн хорошо знали друг друга и работали вместе много лет назад, но Эйнштейн никогда не думал о такой возможности для ядерной энергии, пока Силард не сообщил ему об этом в начале своих поисков письма Эйнштейна-Сциларда, чтобы предупредить правительство США.
Вскоре после этого в 1939 году нацистская Германия вторглась в Польшу, начав Вторую мировую войну в Европе. США официально еще не находились в состоянии войны, но в октябре, когда ему доставили письмо Эйнштейна-Сциларда, Рузвельт заметил, что цель проведения исследований состояла в том, чтобы убедиться, что «нацисты нас не взорвут». Затем последовал американский ядерный проект, хотя и с некоторой задержкой, поскольку сохранялся скептицизм (отчасти со стороны Ферми), а также мало действий со стороны небольшого числа чиновников в правительстве, которым изначально было поручено продвигать проект.
В следующем году правительство США получило меморандум Фриша-Пайерлса из Великобритании, в котором говорилось, что количество урана, необходимое для цепной реакции, намного меньше, чем считалось ранее. Меморандум был продуктом Комитета MAUD , который работал над проектом атомной бомбы Великобритании, известным как Tube Alloys , который позже был включен в Манхэттенский проект .
В конце концов, первый искусственный ядерный реактор, Chicago Pile-1 , был построен в Чикагском университете группой под руководством итальянского физика Энрико Ферми в конце 1942 года. К этому времени программа уже год находилась под давлением из-за вступления США в войну. Chicago Pile достигла критичности 2 декабря 1942 года [5] в 3:25 вечера. Опорная конструкция реактора была сделана из дерева, которое поддерживало кучу (отсюда и название) графитовых блоков, в которые были вмонтированы «псевдосферы» или «брикеты» природного оксида урана.
Вскоре после Чикагской кучи Металлургическая лаборатория разработала ряд ядерных реакторов для Манхэттенского проекта, начиная с 1943 года. Основной целью крупнейших реакторов (расположенных на площадке Хэнфорд в Вашингтоне ) было массовое производство плутония для ядерного оружия. Ферми и Силард подали заявку на патент на реакторы 19 декабря 1944 года. Его выдача была отложена на 10 лет из-за секретности военного времени. [30]
«Первая в мире атомная электростанция» — так утверждают знаки на месте EBR-I , который сейчас является музеем недалеко от Арко, штат Айдахо . Первоначально названный «Чикагский реактор-4», он был реализован под руководством Уолтера Зинна для Аргоннской национальной лаборатории . [31] Этот экспериментальный LMFBR , эксплуатируемый Комиссией по атомной энергии США, выработал 0,8 кВт во время испытания 20 декабря 1951 года [32] и 100 кВт (электрической) на следующий день, [33] имея проектную мощность 200 кВт (электрической).
Помимо военного использования ядерных реакторов, существовали политические причины для использования атомной энергии в гражданских целях. Президент США Дуайт Эйзенхауэр произнес свою знаменитую речь «Атомы для мира» на Генеральной Ассамблее ООН 8 декабря 1953 года. Эта дипломатия привела к распространению реакторных технологий в учреждениях США и по всему миру. [34]
Первой атомной электростанцией, построенной для гражданских целей, была Обнинская атомная электростанция АМ-1 , запущенная 27 июня 1954 года в Советском Союзе . Она производила около 5 МВт (электрической). Она была построена после Ф-1 (атомного реактора) , который был первым реактором, выходящим на критическую мощность в Европе, и также был построен Советским Союзом.
После Второй мировой войны американские военные искали другие способы применения ядерных реакторных технологий. Исследования армии привели к созданию электростанций для Кэмп-Сенчури, Гренландия и станции Мак-Мердо, Антарктида . Программа ядерной энергетики армии . Проект ядерного бомбардировщика ВВС привел к эксперименту с реактором на расплавленной соли . ВМС США добились успеха, когда они перевели USS Nautilus (SSN-571) на ядерную энергию 17 января 1955 года.
Первая коммерческая атомная электростанция, Колдер Холл в Селлафилде , Англия, была открыта в 1956 году с первоначальной мощностью 50 МВт (позже 200 МВт). [35] [36]
Первый портативный ядерный реактор «Alco PM-2A» использовался для выработки электроэнергии (2 МВт) для лагеря Сенчури с 1960 по 1963 год. [37]
Все коммерческие энергетические реакторы основаны на ядерном делении . Они обычно используют уран и его продукт плутоний в качестве ядерного топлива , хотя возможен и ториевый топливный цикл . Реакторы деления можно грубо разделить на два класса в зависимости от энергии нейтронов, которые поддерживают цепную реакцию деления :
Реакторы на быстрых нейтронах используют быстрые нейтроны для деления топлива. У них нет замедлителя нейтронов , и они используют менее замедляющие теплоносители. Поддержание цепной реакции требует, чтобы топливо было более высокообогащенным делящимся материалом ( около 20% или более) из-за относительно меньшей вероятности деления по сравнению с захватом U-238. Быстрые реакторы имеют потенциал для производства меньшего количества трансурановых отходов, поскольку все актиниды делятся быстрыми нейтронами, [39] но их сложнее построить и они более дороги в эксплуатации. В целом, быстрые реакторы менее распространены, чем тепловые реакторы в большинстве приложений. Некоторые ранние электростанции были быстрыми реакторами, как и некоторые российские военно-морские силовые установки. Строительство прототипов продолжается (см. быстрые реакторы-размножители или реакторы поколения IV ).
В принципе, термоядерная энергия может быть получена путем ядерного синтеза таких элементов, как изотоп дейтерия водорода . Хотя это и является предметом интенсивных исследований, по крайней мере, с 1940-х годов, ни один самоподдерживающийся термоядерный реактор для любых целей так и не был построен.
В большинстве ранних реакторов, таких как Чикагский реактор, Обнинск-1, Виндскейл, РБМК, Магнокс и других, таких как АГР, в качестве замедлителя использовался графит.
Реакторы с водяным замедлителем
Тяжеловодные реакторы (используются в Канаде, [40] Индии, Аргентине, Китае, Пакистане, Румынии и Южной Корее). [41]
Реакторы с легководным замедлителем (LWR). Реакторы с легкой водой (наиболее распространенный тип тепловых реакторов) используют обычную воду для замедления и охлаждения реакторов. [40] Поскольку легкий изотоп водорода является слабым нейтронным ядом, этим реакторам необходимо искусственно обогащенное топливо. При рабочей температуре , если температура воды повышается, ее плотность падает, и меньшее количество нейтронов, проходящих через нее, замедляется достаточно, чтобы вызвать дальнейшие реакции. Эта отрицательная обратная связь стабилизирует скорость реакции. Графитовые и тяжеловодные реакторы, как правило, более тщательно термализованы, чем реакторы с легкой водой. Из-за дополнительной термализации и отсутствия эффектов отравления легким водородом эти типы могут использовать природный уран / необогащенное топливо.
Реакторы с замедлителем на легких элементах.
Реакторы на расплавленных солях (РЖС) замедляются легкими элементами, такими как литий или бериллий, которые входят в состав теплоносителя/топливной матрицы. Соли «LiF» и «BeF2 » , «LiCl» и «BeCl2 » , а также другие соли, содержащие легкие элементы, могут оказывать замедляющее действие.
Обработка внутренней части корпуса реактора ВВЭР-1000 на АтоммашеВ тепловых ядерных реакторах (в частности, в легководных) теплоноситель действует как замедлитель, который должен замедлить нейтроны, прежде чем они смогут эффективно поглотиться топливом.
Реакторы с водяным охлаждением. Они составляют подавляющее большинство действующих ядерных реакторов: по состоянию на 2014 год 93% ядерных реакторов в мире имеют водяное охлаждение, обеспечивая около 95% от общей мощности ядерной генерации в мире. [38]
Реакторы с водой под давлением (PWR) Реакторы с водой под давлением составляют подавляющее большинство всех западных атомных электростанций.
Основной характеристикой PWR является компенсатор давления, специализированный сосуд высокого давления . Большинство коммерческих PWR и военно-морских реакторов используют компенсаторы давления. Во время нормальной работы компенсатор давления частично заполнен водой, а паровой пузырь поддерживается над ним путем нагрева воды погружными нагревателями. Во время нормальной работы компенсатор давления соединен с основным корпусом реактора (RPV), а «пузырь» компенсатора давления обеспечивает пространство расширения для изменения объема воды в реакторе. Такое расположение также обеспечивает средство регулирования давления для реактора путем увеличения или уменьшения давления пара в компенсаторе давления с помощью нагревателей компенсатора давления.
Реакторы с тяжелой водой под давлением являются подклассом реакторов с водой под давлением, в которых используется герметичный изолированный контур теплопередачи, но в качестве охладителя и замедлителя используется тяжелая вода, что обеспечивает большую экономию нейтронов.
BWR характеризуются кипящей водой вокруг топливных стержней в нижней части первичного корпуса реактора. Кипящий реактор использует в качестве топлива 235 U, обогащенный до диоксида урана. Топливо собирается в стержни, размещенные в стальном корпусе, который погружен в воду. Ядерное деление заставляет воду кипеть, образуя пар. Этот пар течет по трубам в турбины. Турбины приводятся в действие паром, и этот процесс генерирует электроэнергию. [42] Во время нормальной работы давление контролируется количеством пара, поступающего из корпуса реактора в турбину.
SCWR — это концепция реактора IV поколения , в которой реактор работает при сверхкритических давлениях, а вода нагревается до сверхкритической жидкости, которая никогда не переходит в пар, но ведет себя как насыщенный пар, для питания парогенератора .
Реактор с водой с пониженным замедлением (RMWR), в котором используется более высокообогащенное топливо с топливными элементами, расположенными ближе друг к другу, что позволяет получить более быстрый спектр нейтронов, иногда называемый спектром эпитепловых нейтронов .
Газоохлаждаемые реакторы охлаждаются циркулирующим газом. На коммерческих атомных электростанциях обычно используется углекислый газ, например, на современных британских атомных электростанциях AGR и ранее на ряде британских, французских, итальянских и японских электростанций первого поколения. Также использовались азот [44] и гелий, причем гелий считается особенно подходящим для высокотемпературных конструкций. Использование тепла варьируется в зависимости от реактора. Коммерческие атомные электростанции пропускают газ через теплообменник для производства пара для паровой турбины. Некоторые экспериментальные конструкции работают достаточно горячо, чтобы газ мог напрямую приводить в действие газовую турбину.
Реакторы на расплавленных солях (MSR) охлаждаются путем циркуляции расплавленной соли, обычно эвтектической смеси фторидных солей, таких как FLiBe . В типичном MSR теплоноситель также используется в качестве матрицы, в которой растворяется расщепляемый материал. Другие используемые комбинации эвтектических солей включают "ZrF 4 " с "NaF" и "LiCl" с "BeCl 2 " .
Органические ядерные реакторы используют в качестве охлаждающей жидкости не воду, а органические жидкости, такие как бифенил и терфенил.
По поколению
Реактор I поколения (ранние прототипы, такие как АЭС «Шиппингпорт» , исследовательские реакторы, некоммерческие реакторы для производства электроэнергии)
Реактор поколения III+ (эволюционное развитие реакторов поколения III, предлагающее улучшения в безопасности по сравнению с конструкциями реакторов поколения III, 2017–2021 гг.) [45]
Реактор IV поколения (технологии все еще находятся в стадии разработки; дата начала неизвестна, см. ниже) [46]
Реакторы поколения V (конструкции, которые теоретически возможны, но которые в настоящее время активно не рассматриваются и не исследуются).
В 2003 году Французский комиссариат по атомной энергии (CEA) был первым, кто упомянул типы «Gen II» в журнале Nucleonics Week . [47]
Производственные реакторы для трансмутации элементов
Реакторы-размножители способны производить больше расщепляющегося материала , чем потребляют в ходе цепной реакции деления (превращая воспроизводящий U-238 в Pu-239 или Th-232 в U-233). Таким образом, урановый реактор-размножитель, после запуска, может быть заправлен природным или даже обедненным ураном , а ториевый реактор-размножитель может быть заправлен торием ; однако для этого требуется начальный запас расщепляющегося материала. [49]
Исследовательский реактор : Обычно реакторы, используемые для исследований и обучения, испытания материалов или производства радиоизотопов для медицины и промышленности. Они намного меньше энергетических реакторов или тех, которые приводят в движение корабли, и многие из них находятся в университетских городках. В 56 странах работает около 280 таких реакторов. Некоторые работают на высокообогащенном урановом топливе, и в настоящее время ведутся международные усилия по замене низкообогащенного топлива. [50]
Эти реакторы используют корпус высокого давления для хранения ядерного топлива, стержней управления, замедлителя и охладителя. Горячая радиоактивная вода, которая выходит из корпуса высокого давления, проходит через парогенератор, который, в свою очередь, нагревает вторичный (нерадиоактивный) контур воды до пара, который может приводить в действие турбины. Они представляют собой большинство (около 80%) современных реакторов. Это конструкция реактора на тепловых нейтронах , новейшими из которых являются российский ВВЭР-1200 , японский усовершенствованный реактор с водой под давлением , американский AP1000 , китайский реактор с водой под давлением Хуалун и франко-германский европейский реактор с водой под давлением . Все реакторы ВМС США относятся к этому типу.
Реакторы с кипящей водой (BWR) [замедлитель: вода низкого давления; теплоноситель: вода низкого давления]
BWR похож на PWR без парогенератора. Более низкое давление охлаждающей воды позволяет ей кипеть внутри корпуса высокого давления, производя пар, который приводит в действие турбины. В отличие от PWR, здесь нет первичного и вторичного контура. Тепловой КПД этих реакторов может быть выше, и они могут быть проще и даже потенциально более стабильными и безопасными. Это конструкция реактора на тепловых нейтронах, новейшими из которых являются Advanced Boiling Water Reactor и Economic Simplified Boiling Water Reactor .
Реактор Большой Мощности Канальный ( РБМК ) (также известный как реактор с легководным графитовым замедлителем — ЛВГР) [замедлитель: графит; теплоноситель: вода высокого давления]
Советская конструкция, РБМК в некоторых отношениях похожа на CANDU тем, что они могут перезаряжаться во время работы на мощности и используют конструкцию напорной трубы вместо корпуса давления в стиле PWR. Однако, в отличие от CANDU, они очень нестабильны и велики, что делает здания защитной оболочки для них дорогими. В конструкции РБМК также был выявлен ряд критических недостатков безопасности, хотя некоторые из них были исправлены после катастрофы на Чернобыльской АЭС . Их главная привлекательность — использование легкой воды и необогащенного урана. По состоянию на 2024 год 7 остаются открытыми, в основном из-за улучшений безопасности и помощи международных агентств по безопасности, таких как DOE. Несмотря на эти улучшения безопасности, реакторы РБМК по-прежнему считаются одной из самых опасных конструкций реакторов, находящихся в эксплуатации. Реакторы РБМК были развернуты только в бывшем Советском Союзе .
Атомная электростанция Magnox Sizewell A Атомная электростанция Торнесс – AGR
Эти конструкции имеют высокую тепловую эффективность по сравнению с PWR из-за более высоких рабочих температур. Существует ряд действующих реакторов этой конструкции, в основном в Великобритании, где и была разработана эта концепция. Более старые конструкции (например, станции Magnox ) либо закрыты, либо будут закрыты в ближайшем будущем. Однако ожидаемый срок службы AGR составляет еще 10–20 лет. Это конструкция реактора на тепловых нейтронах. Затраты на вывод из эксплуатации могут быть высокими из-за большого объема активной зоны реактора.
Эта конструкция реактора без замедлителя производит больше топлива, чем потребляет. Говорят, что они «размножают» топливо, потому что они производят расщепляющееся топливо во время работы из-за захвата нейтронов . Эти реакторы могут функционировать во многом как PWR с точки зрения эффективности и не требуют большого сдерживания высокого давления, поскольку жидкий металл не нужно поддерживать под высоким давлением, даже при очень высоких температурах. Эти реакторы являются реакторами на быстрых нейтронах , а не на тепловых нейтронах. Эти реакторы бывают двух типов:
« Суперфеникс » , закрытый в 1998 году, был одним из немногих FBR.
Использование свинца в качестве жидкого металла обеспечивает превосходную радиационную защиту и позволяет работать при очень высоких температурах. Кроме того, свинец (в основном) прозрачен для нейтронов, поэтому в теплоносителе теряется меньше нейтронов, и теплоноситель не становится радиоактивным. В отличие от натрия, свинец в основном инертен, поэтому риск взрыва или аварии ниже, но такие большие количества свинца могут быть проблематичными с точки зрения токсикологии и утилизации. Часто в реакторе такого типа используется эвтектическая смесь свинца и висмута . В этом случае висмут будет представлять некоторые незначительные проблемы с радиацией, поскольку он не так прозрачен для нейтронов и может быть преобразован в радиоактивный изотоп легче, чем свинец. Российская подводная лодка класса «Альфа» использует быстрый реактор с охлаждением свинцом и висмутом в качестве своей основной энергетической установки.
Большинство LMFBR относятся к этому типу. TOPAZ , BN-350 и BN-600 в СССР; Superphénix во Франции; и Fermi-I в США были реакторами этого типа. Натрий относительно легко получить и с ним легко работать, и он также фактически предотвращает коррозию различных частей реактора, погруженных в него. Однако натрий сильно взрывается при контакте с водой, поэтому необходимо соблюдать осторожность, но такие взрывы не будут более сильными, чем (например) утечка перегретой жидкости из реактора с водой под давлением. Реактор Monju в Японии потерпел утечку натрия в 1995 году и не мог быть перезапущен до мая 2010 года. EBR-I , первый реактор, в котором в 1955 году произошло расплавление активной зоны, также был реактором с натриевым охлаждением.
Они используют топливо, отформованное в керамические шарики, а затем циркулируют газ через шарики. Результатом является эффективный, требующий минимального обслуживания, очень безопасный реактор с недорогим стандартизированным топливом. Прототипами были AVR и THTR -300 в Германии, которые производили до 308 МВт электроэнергии в период с 1985 по 1989 год, пока не были закрыты после серии инцидентов и технических трудностей. HTR-10 работает в Китае, где разрабатывается HTR-PM . Ожидается, что HTR-PM станет первым реактором поколения IV, который будет введен в эксплуатацию. [51]
Реакторы на расплавленной соли (РЖС) [замедлитель: графит или отсутствует для реакторов РЖС с быстрым спектром; теплоноситель: смесь расплавленной соли]
Они растворяют топливо в фторидных или хлоридных солях или используют такие соли в качестве охладителя. MSR потенциально имеют много функций безопасности, включая отсутствие высоких давлений или легковоспламеняющихся компонентов в активной зоне. Первоначально они были разработаны для движения самолетов из-за их высокой эффективности и высокой плотности мощности. Один прототип, эксперимент с реактором на расплавленных солях , был построен для подтверждения осуществимости реактора с жидким фторидом тория , реактора теплового спектра, который будет производить расщепляющееся топливо на основе урана-233 из тория.
Водный гомогенный реактор (AHR) [замедлитель: легкая или тяжелая вода высокого давления; теплоноситель: легкая или тяжелая вода высокого давления]
Эти реакторы используют в качестве топлива растворимые ядерные соли (обычно сульфат урана или нитрат урана ), растворенные в воде и смешанные с теплоносителем и замедлителем. По состоянию на апрель 2006 года в эксплуатации находилось всего пять AHR. [52]
Интегральный быстрый реактор (IFR) был построен, испытан и оценен в 1980-х годах, а затем выведен из эксплуатации при администрации Клинтона в 1990-х годах из-за политики нераспространения ядерного оружия. Переработка отработанного топлива является основой его конструкции, и поэтому он производит лишь часть отходов современных реакторов. [54]
Реактор с шаровой загрузкой , высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (HTGCR), спроектирован таким образом, что высокие температуры снижают выходную мощность за счет доплеровского уширения нейтронного сечения топлива. Он использует керамическое топливо, поэтому его безопасные рабочие температуры превышают диапазон температур снижения мощности. Большинство конструкций охлаждаются инертным гелием. Гелий не подвержен паровым взрывам, устойчив к поглощению нейтронов, приводящему к радиоактивности, и не растворяет загрязняющие вещества, которые могут стать радиоактивными. Типичные конструкции имеют больше слоев (до 7) пассивной защиты, чем легководные реакторы (обычно 3). Уникальной особенностью, которая может способствовать безопасности, является то, что топливные шарики фактически образуют механизм активной зоны и заменяются один за другим по мере старения. Конструкция топлива делает переработку топлива дорогостоящей.
Малый , герметичный, транспортируемый, автономный реактор (SSTAR) в первую очередь исследуется и разрабатывается в США. Он задуман как реактор-размножитель на быстрых нейтронах, который является пассивно безопасным и может быть дистанционно отключен в случае возникновения подозрений на его несанкционированное вмешательство.
Подкритические реакторы спроектированы так, чтобы быть более безопасными и стабильными, но представляют ряд инженерных и экономических трудностей. Одним из примеров является усилитель энергии .
Реакторы на основе тория — можно преобразовать торий-232 в U-233 в реакторах, специально разработанных для этой цели. Таким образом, торий, который в четыре раза более распространен, чем уран, может быть использован для воспроизводства ядерного топлива U-233. [55] Также считается, что U-233 обладает благоприятными ядерными свойствами по сравнению с традиционно используемым U-235, включая лучшую нейтронную экономичность и меньшее производство долгоживущих трансурановых отходов.
KAMINI – Уникальный реактор, использующий изотоп урана-233 в качестве топлива. Построен в Индии BARC и Центром атомных исследований имени Индиры Ганди ( IGCAR ).
Индия также планирует построить реакторы на быстрых нейтронах, использующие топливный цикл торий – уран-233. FBTR (тестовый реактор на быстрых нейтронах), работающий в Калпаккаме (Индия), использует плутоний в качестве топлива и жидкий натрий в качестве теплоносителя.
Китай, контролирующий месторождение Серро-Импакто , имеет реактор и надеется заменить угольную энергию ядерной. [56]
Rolls-Royce намерен продавать ядерные реакторы для производства синтетического топлива для самолетов. [57]
Реакторы IV поколения
Реакторы поколения IV представляют собой набор теоретических конструкций ядерных реакторов. Как правило, они не будут доступны для коммерческого использования до 2040–2050 годов, [58] хотя Всемирная ядерная ассоциация предположила, что некоторые из них могут быть введены в коммерческую эксплуатацию до 2030 года. [46] Текущие реакторы, эксплуатируемые по всему миру, как правило, считаются системами второго или третьего поколения, поскольку системы первого поколения были выведены из эксплуатации некоторое время назад. Исследования этих типов реакторов были официально начаты Международным форумом поколения IV (GIF) на основе восьми технологических целей. Основными целями являются повышение ядерной безопасности, повышение устойчивости к распространению, минимизация отходов и использования природных ресурсов, а также снижение стоимости строительства и эксплуатации таких установок. [59]
Реакторы поколения V — это конструкции, которые теоретически возможны, но которые в настоящее время активно не рассматриваются и не исследуются. Хотя некоторые реакторы поколения V потенциально могут быть построены с использованием современных или будущих технологий, они не вызывают особого интереса по причинам экономичности, практичности или безопасности.
Реактор с жидким сердечником. Ядерный реактор с жидким сердечником замкнутого цикла , в котором расщепляющимся материалом является расплавленный уран или раствор урана, охлаждаемый рабочим газом, закачиваемым через отверстия в основании защитной оболочки.
Газовый реактор . Замкнутая версия ядерной ракеты-лампочки , где расщепляющийся материал представляет собой газообразный гексафторид урана, содержащийся в плавленом кварцевом сосуде. Рабочий газ (например, водород) будет течь вокруг этого сосуда и поглощать ультрафиолетовый свет, производимый реакцией. Эта конструкция реактора также может функционировать как ракетный двигатель , как показано в научно-фантастическом романе Гарри Гаррисона 1976 года «007: Координаты «Скайфолл»» . Теоретически использование UF 6 в качестве рабочего топлива напрямую (а не в качестве ступени к нему, как это делается сейчас) означало бы более низкие затраты на обработку и очень маленькие реакторы. На практике работа реактора при таких высоких плотностях мощности, вероятно, приведет к неуправляемому потоку нейтронов , ослабляя большинство материалов реактора , и поэтому, поскольку поток будет аналогичен ожидаемому в термоядерных реакторах, потребуются материалы, аналогичные тем, которые выбраны Международным центром облучения термоядерных материалов .
Газовый реактор ЭМ. Как и в газовом реакторе, но с фотоэлектрическими решетками, преобразующими ультрафиолетовый свет непосредственно в электричество. [60] Этот подход аналогичен экспериментально доказанному фотоэлектрическому эффекту , который преобразует рентгеновские лучи, генерируемые в результате нейтронного синтеза , в электричество, пропуская высокоэнергетические фотоны через массив проводящей фольги для передачи части их энергии электронам, энергия фотона захватывается электростатически, подобно конденсатору . Поскольку рентгеновские лучи могут проходить через гораздо большую толщину материала, чем электроны, для поглощения рентгеновских лучей необходимы сотни или тысячи слоев. [61]
Реактор на осколках деления . Реактор на осколках деления — это ядерный реактор, который вырабатывает электроэнергию путем замедления ионного пучка побочных продуктов деления вместо использования ядерных реакций для выработки тепла. Таким образом, он обходит цикл Карно и может достигать эффективности до 90% вместо 40–45%, достигаемых эффективными турбинными тепловыми реакторами. Ионный пучок осколков деления будет проходить через магнитогидродинамический генератор для выработки электроэнергии.
Управляемый ядерный синтез в принципе может быть использован на термоядерных электростанциях для производства энергии без сложностей обращения с актинидами , но остаются значительные научные и технические препятствия. Несмотря на то, что исследования начались в 1950-х годах, до 2050 года не ожидается ни одного коммерческого термоядерного реактора. Проект ITER в настоящее время лидирует в усилиях по использованию термоядерной энергии.
Ядерный топливный цикл
Тепловые реакторы обычно зависят от очищенного и обогащенного урана . Некоторые ядерные реакторы могут работать со смесью плутония и урана (см. МОКС ). Процесс, при котором урановая руда добывается, обрабатывается, обогащается, используется, возможно, перерабатывается и утилизируется, известен как ядерный топливный цикл .
Менее 1% урана, встречающегося в природе, представляет собой легко расщепляемый изотоп U-235 , и в результате большинство конструкций реакторов требуют обогащенного топлива. Обогащение подразумевает увеличение процентного содержания U-235 и обычно выполняется с помощью газовой диффузии или газовой центрифуги . Обогащенный результат затем преобразуется в порошок диоксида урана , который прессуется и обжигается в форме таблеток. Эти таблетки укладываются в трубки, которые затем герметизируются и называются топливными стержнями . Многие из этих топливных стержней используются в каждом ядерном реакторе.
Большинство коммерческих реакторов BWR и PWR используют уран, обогащенный примерно до 4% U-235, а некоторые коммерческие реакторы с высокой нейтронной экономичностью вообще не требуют обогащения топлива (то есть они могут использовать природный уран). По данным Международного агентства по атомной энергии, в мире существует не менее 100 исследовательских реакторов, работающих на высокообогащенном (оружейном/90% обогащении) уране. Риск кражи этого топлива (потенциально используемого при производстве ядерного оружия) привел к кампаниям, пропагандирующим перевод этого типа реакторов на низкообогащенный уран (который представляет меньшую угрозу распространения). [62]
В процессе деления используются как делящийся U-235, так и неделящийся, но делящийся и воспроизводящий U-238. U-235 делится тепловыми (т. е. медленно движущимися) нейтронами. Тепловой нейтрон — это нейтрон, который движется примерно с той же скоростью, что и атомы вокруг него. Поскольку все атомы вибрируют пропорционально своей абсолютной температуре, тепловой нейтрон имеет наилучшую возможность расщепить U-235, когда он движется с той же колебательной скоростью. С другой стороны, U-238 с большей вероятностью захватит нейтрон, когда нейтрон движется очень быстро. Этот атом U-239 вскоре распадется на плутоний-239, который является другим топливом. Pu-239 является жизнеспособным топливом и должен учитываться даже при использовании высокообогащенного уранового топлива. Деления плутония будут доминировать над делениями U-235 в некоторых реакторах, особенно после того, как первоначальная загрузка U-235 будет израсходована. Плутоний расщепляется как быстрыми, так и тепловыми нейтронами, что делает его идеальным для ядерных реакторов или ядерных бомб.
Большинство существующих конструкций реакторов являются тепловыми реакторами и обычно используют воду в качестве замедлителя нейтронов (замедлитель означает, что он замедляет нейтрон до тепловой скорости) и в качестве охладителя. Но в быстром реакторе-размножителе используется какой-то другой вид охладителя, который не будет сильно замедлять или замедлять нейтроны. Это позволяет быстрым нейтронам доминировать, что может эффективно использоваться для постоянного пополнения запасов топлива. Просто поместив дешевый необогащенный уран в такое ядро, неделящийся U-238 будет превращен в Pu-239, «размножающее» топливо.
Количество энергии в резервуаре ядерного топлива часто выражается в терминах «дней полной мощности», что представляет собой количество 24-часовых периодов (дней), в течение которых реактор должен работать на полной мощности для выработки тепловой энергии. Количество дней полной мощности в рабочем цикле реактора (между перерывами на перегрузку топлива) связано с количеством делящегося урана-235 (U-235), содержащегося в топливных сборках в начале цикла. Более высокий процент U-235 в активной зоне в начале цикла позволит реактору работать большее количество дней полной мощности.
В конце рабочего цикла топливо в некоторых сборках «израсходовано», проведя от четырех до шести лет в реакторе, вырабатывающем энергию. Это отработанное топливо выгружается и заменяется новыми (свежими) топливными сборками. [ требуется цитата ] Хотя эти топливные сборки считаются «израсходованными», они содержат большое количество топлива. [ требуется цитата ] На практике именно экономика определяет срок службы ядерного топлива в реакторе. Задолго до того, как произойдет все возможное деление, реактор не может поддерживать 100% полную выходную мощность, и, следовательно, доход для коммунального предприятия снижается по мере снижения выходной мощности станции. Большинство атомных станций работают с очень низкой нормой прибыли из-за эксплуатационных накладных расходов, в основном расходов на регулирование, поэтому работа на мощности ниже 100% экономически невыгодна в течение длительного времени. [ требуется цитата ] Доля топливного сердечника реактора, заменяемого во время перегрузки, обычно составляет одну треть, но зависит от того, как долго станция работает между перегрузками. Обычно заводы работают на 18-месячных циклах перезаправки или 24-месячных циклах перезаправки. Это означает, что одна перезаправка, заменяющая только треть топлива, может поддерживать ядерный реактор на полной мощности в течение почти двух лет. [ необходима цитата ]
Утилизация и хранение этого отработанного топлива являются одними из самых сложных аспектов работы коммерческой атомной электростанции. Эти ядерные отходы очень радиоактивны, и их токсичность представляет опасность в течение тысяч лет. [42] После выгрузки из реактора отработанное ядерное топливо перемещается в бассейн отработанного топлива на площадке . Бассейн отработанного топлива представляет собой большой бассейн с водой, который обеспечивает охлаждение и защиту отработанного ядерного топлива, а также ограничивает воздействие радиации на персонал на площадке. После того, как энергия немного затухнет (примерно через пять лет), топливо можно переместить из бассейна в сухие экранированные контейнеры, которые можно безопасно хранить в течение тысяч лет. После загрузки в сухие экранированные контейнеры контейнеры хранятся на площадке в специально охраняемом помещении в непроницаемых бетонных бункерах. Хранилища топлива на площадке спроектированы так, чтобы выдерживать удары коммерческих авиалайнеров, практически не повреждая отработанное топливо. Среднее хранилище топлива на площадке может вмещать отработанное топливо в течение 30 лет на площади меньше футбольного поля. [ необходима ссылка ]
Не все реакторы необходимо останавливать для перегрузки топлива; например, реакторы с шаровыми твэлами , реакторы РБМК , реакторы на расплавленных солях , реакторы Magnox , AGR и CANDU позволяют перемещать топливо через реактор во время его работы. В реакторе CANDU это также позволяет размещать в активной зоне реактора отдельные топливные элементы, которые лучше всего подходят для количества U-235 в топливном элементе.
Количество энергии, извлекаемой из ядерного топлива, называется его выгоранием , которое выражается в терминах тепловой энергии, произведенной на начальную единицу веса топлива. Выгорание обычно выражается как мегаватт-дни тепловые на метрическую тонну начального тяжелого металла.
Ядерная безопасность
Ядерная безопасность охватывает действия, предпринимаемые для предотвращения ядерных и радиационных аварий и инцидентов или для ограничения их последствий. Ядерная энергетика улучшила безопасность и производительность реакторов и предложила новые, более безопасные (но, как правило, непроверенные) конструкции реакторов, но нет гарантии, что реакторы будут спроектированы, построены и эксплуатироваться правильно. [63] Ошибки случаются, и проектировщики реакторов на Фукусиме в Японии не ожидали, что цунами, вызванное землетрясением, отключит резервные системы, которые должны были стабилизировать реактор после землетрясения, [64] несмотря на многочисленные предупреждения NRG и японской администрации ядерной безопасности. [ необходима цитата ] По данным UBS AG, ядерные аварии на Фукусиме I поставили под сомнение, сможет ли даже такая развитая экономика, как Япония, справиться с ядерной безопасностью. [65] Катастрофические сценарии, связанные с террористическими атаками, также возможны. [63] Междисциплинарная группа из Массачусетского технологического института подсчитала, что, учитывая ожидаемый рост ядерной энергетики с 2005 по 2055 год, в этот период можно ожидать как минимум четырех серьезных ядерных аварий. [66]
Ядерные реакторы выводились на околоземную орбиту по крайней мере 34 раза. Ряд инцидентов, связанных с беспилотным советским спутником RORSAT , работающим на ядерном реакторе, особенно с радиолокационным спутником Kosmos 954, привели к тому, что ядерное топливо вошло в атмосферу Земли с орбиты и было рассеяно в северной Канаде (январь 1978 г.).
Естественные ядерные реакторы
Почти два миллиарда лет назад серия самоподдерживающихся ядерных «реакторов» деления самоорганизовалась в районе, который сейчас известен как Окло в Габоне , Западная Африка. Условия в том месте и в то время позволили естественному ядерному делению произойти при обстоятельствах, которые похожи на условия в сконструированном ядерном реакторе. [71] На сегодняшний день в трех отдельных рудных месторождениях на урановом руднике Окло в Габоне было обнаружено пятнадцать ископаемых природных реакторов деления. Впервые обнаруженные в 1972 году французским физиком Франсисом Перреном , они известны под общим названием ископаемые реакторы Окло . Самоподдерживающиеся ядерные реакции деления происходили в этих реакторах примерно 1,5 миллиарда лет назад и продолжались в течение нескольких сотен тысяч лет, составляя в среднем 100 кВт выходной мощности за это время. [72] Концепция естественного ядерного реактора была теоретизирована еще в 1956 году Полом Куродой в Университете Арканзаса . [73] [74]
Такие реакторы больше не могут формироваться на Земле в ее нынешнем геологическом периоде. Радиоактивный распад ранее более распространенного урана-235 в течение сотен миллионов лет уменьшил долю этого естественного делящегося изотопа до уровня ниже необходимого для поддержания цепной реакции с использованием только простой воды в качестве замедлителя.
Естественные ядерные реакторы образовались, когда богатое ураном месторождение полезных ископаемых было затоплено грунтовыми водами, которые действовали как замедлитель нейтронов, и произошла сильная цепная реакция. Водный замедлитель выкипал по мере усиления реакции, замедляя ее снова и предотвращая расплавление. Реакция деления поддерживалась сотни тысяч лет, циклически повторяясь от нескольких часов до нескольких дней.
Эти естественные реакторы широко изучаются учеными, интересующимися геологическим захоронением радиоактивных отходов . Они предлагают пример того, как радиоактивные изотопы мигрируют через земную кору. Это существенная область споров, поскольку противники геологического захоронения отходов опасаются, что изотопы из хранящихся отходов могут попасть в водные ресурсы или попасть в окружающую среду.
Выбросы
Ядерные реакторы в процессе нормальной эксплуатации вырабатывают тритий , который в конечном итоге выбрасывается в окружающую среду в следовых количествах.
Как изотоп водорода , тритий (T) часто связывается с кислородом и образует T2O . Эта молекула химически идентична H2O и поэтому бесцветна и не имеет запаха, однако дополнительные нейтроны в ядрах водорода заставляют тритий подвергаться бета - распаду с периодом полураспада 12,3 года. Несмотря на то, что его можно измерить, тритий, выбрасываемый атомными электростанциями, минимален. NRC США подсчитала, что человек, пьющий воду в течение одного года из колодца, загрязненного тем, что они посчитали бы значительным разливом тритиевой воды, получит дозу радиации в 0,3 миллибэр. [75] Для сравнения, это на порядок меньше, чем 4 миллибэр, которые человек получает во время перелета туда и обратно из Вашингтона, округ Колумбия, в Лос-Анджелес, что является следствием меньшей защиты атмосферы от высокоэнергетических космических лучей на больших высотах. [75]
Количество стронция-90, выбрасываемого атомными электростанциями при нормальной работе, настолько мало, что его невозможно обнаружить по сравнению с естественным фоновым излучением. Обнаруживаемый стронций-90 в грунтовых водах и окружающей среде в целом можно отследить до испытаний оружия, которые проводились в середине 20-го века (составляя 99% стронция-90 в окружающей среде) и аварии на Чернобыльской АЭС (составляя оставшийся 1%). [76]
^ "Обзор ядерного топливного цикла". Всемирная ядерная ассоциация . 20 мая 2024 г. Получено 4 ноября 2024 г.
^ Научно-исследовательская группа по образованию в области математики и естественных наук, Университет Британской Колумбии. "Physics Nuclear Physics: Nuclear Reactors" (PDF) . Получено 4 ноября 2024 г. .
↑ Л. Силард, «Усовершенствования в области трансмутации химических элементов или связанные с ней», Архивировано 21 июня 2008 г. в Wayback Machine. Британский патентный номер: GB630726 (подано: 28 июня 1934 г.; опубликовано: 30 марта 1936 г.).
^ Дэвис, Э. Д.; Гулд, К. Р.; Шарапов, Э. И. (2014). «Реакторы Окло и их значение для ядерной науки». International Journal of Modern Physics E. 23 ( 4): 1430007–236. arXiv : 1404.4948 . Bibcode : 2014IJMPE..2330007D. doi : 10.1142/S0218301314300070. ISSN 0218-3013. S2CID 118394767.
^ ab Первый реактор, Комиссия по атомной энергии США, Отдел технической информации
^ "Варианты переработки отработанного топлива" (PDF) . МАГАТЭ . Получено 30 августа 2024 г. .
^ "PRIS – Home". pris.iaea.org . Архивировано из оригинала 11 февраля 2012 . Получено 10 апреля 2019 .
^ "RRDB Search". nucleus.iaea.org . Архивировано из оригинала 18 сентября 2010 . Получено 6 января 2019 .
^ Олдекоп, В. (1982), «Электричество и тепло от тепловых ядерных реакторов», Первичная энергия , Берлин, Гейдельберг: Springer Berlin Heidelberg, стр. 66–91, doi :10.1007/978-3-642-68444-9_5, ISBN978-3-540-11307-2, заархивировано из оригинала 5 июня 2018 г. , извлечено 2 февраля 2021 г.
^ Регион, СтранаПо ТипуПо (29 августа 2024 г.). "В эксплуатации и приостановленная эксплуатация". PRIS . Получено 30 августа 2024 г.
^ "DOE Fundamentals Handbook: Nuclear Physics and Reactor Theory" (PDF) . Министерство энергетики США. Архивировано из оригинала (PDF) 23 апреля 2008 года . Получено 24 сентября 2008 года .
^ "Reactor Protection & Engineered Safety Feature Systems". The Nuclear Tourist . Архивировано из оригинала 22 августа 2018 года . Получено 25 сентября 2008 года .
^ "Коэффициенты преобразования биоэнергии". Bioenergy.ornl.gov. Архивировано из оригинала 27 сентября 2011 г. Получено 18 марта 2011 г.
^ "Как работает ядерная энергетика". HowStuffWorks.com. 9 октября 2000 г. Архивировано из оригинала 22 октября 2019 г. Получено 25 сентября 2008 г.
^ ab "Reactor Protection & Engineered Safety Feature Systems". The Nuclear Tourist . Архивировано из оригинала 22 августа 2018 года . Получено 25 сентября 2008 года .
^ "Чернобыль: что случилось и почему? CM Meyer, технический журналист" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 11 декабря 2013 года.
^ Цетков, Павел; Усман, Шоаиб (2011). Кривит, Стивен (ред.). Энциклопедия ядерной энергии: наука, технология и применение . Хобокен, Нью-Джерси: Wiley. стр. 48, 85. ISBN978-0-470-89439-2.
^ "PRIS - Miscellaneous reports - Operational by Age". Информационная система МАГАТЭ по энергетическим реакторам – operation by age . Получено 12 июля 2024 г.
^ Как долго может прослужить ядерный реактор? Архивировано 2 февраля 2017 г. в Wayback Machine Пол Вузен, Scientific American, 20 ноября 2009 г.
^ Статус последующих заявлений на продление лицензии. Архивировано 21 января 2018 г. в Wayback Machine NRC, 24 февраля 2022 г.
^ Каков срок службы ядерного реактора? Гораздо дольше, чем вы могли бы подумать Архивировано 9 июня 2020 г. на Wayback Machine . Управление ядерной энергетики, 16 апреля 2020 г.
^ "Шведские ядерные реакторы закрыты из-за проблем безопасности". Wikinews . 5 августа 2006 г. Архивировано из оригинала 16 мая 2023 г. Получено 16 мая 2023 г.
^ Истинный срок службы атомной электростанции Архивировано 19 февраля 2023 г. на Wayback Machine . Лига по борьбе с загрязнением побережья (SAPL), 2017 г.
^ МАГАТЭ. Очистка больших территорий, загрязненных в результате ядерной аварии .
^ Продление срока службы усовершенствованных газоохлаждаемых реакторов Архивировано 19 февраля 2023 г. в Wayback Machine . EDF Energy
^ Ядерный вывод из эксплуатации Архивировано 19 февраля 2023 г. на Wayback Machine . EDF (дата обращения: февраль 2023 г.)
^ Продление срока службы стареющих атомных электростанций: вступление в новую эру риска. Архивировано 15 марта 2023 г. в Wayback Machine Greenpeace, март 2014 г. (2,6 МБ). На немецком языке
↑ Л. Силард, «Усовершенствования в области трансмутации химических элементов или связанные с ней», Архивировано 21 июня 2008 г. в Wayback Machine. Британский патентный номер: GB630726 (подано: 28 июня 1934 г.; опубликовано: 30 марта 1936 г.).
↑ Энрико, Ферми и Лео, Силард Патент США 2,708,656 «Нейтронный реактор», выдан 17 мая 1955 г.
^ "Реакторы Chicago Pile создают прочное научное наследие – исторические новостные релизы Аргонна". anl.gov . Архивировано из оригинала 13 июня 2022 г. Получено 21 августа 2013 г.
^ Информационный листок по экспериментальному реактору-размножителю 1, Национальная лаборатория Айдахо. Архивировано 29 октября 2008 г. на Wayback Machine.
^ "Пятьдесят лет назад в декабре: Атомный реактор EBR-I выдал первое электричество" (PDF) . Американское ядерное общество Ядерные новости. Ноябрь 2001 г. Архивировано из оригинала (PDF) 25 июня 2008 г. Получено 18 июня 2008 г.
^ "Ядерный вариант — NOVA | PBS". www.pbs.org . 11 января 2017 г. Архивировано из оригинала 3 сентября 2017 г. Получено 12 января 2017 г.
^ Краг, Хельге (1999). Квантовые поколения: история физики в двадцатом веке . Принстон, Нью-Джерси: Princeton University Press. стр. 286. ISBN0-691-09552-3.
^ "On This Day: 17 October". BBC News . 17 октября 1956. Архивировано из оригинала 27 октября 2019. Получено 9 ноября 2006 .
^ Лесковиц, Фрэнк Дж. «Наука указывает путь». Лагерь Сенчури, Гренландия. Архивировано из оригинала 29 августа 2010 года . Получено 9 сентября 2008 года .
^ abc "Nuclear Power Reactors in the World – 2015 Edition" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ). Архивировано (PDF) из оригинала 16 ноября 2020 года . Получено 26 октября 2017 года .
^ ab Nave, R. "Light Water Nuclear Reactors". Hyperphysics . Georgia State University. Архивировано из оригинала 3 декабря 2017 г. Получено 5 марта 2018 г.
^ ab Lipper, Ilan; Stone, Jon. «Ядерная энергия и общество». Мичиганский университет. Архивировано из оригинала 1 апреля 2009 г. Получено 3 октября 2009 г.
^ "Pool Reactors 1: An Introduction -- ANS / Nuclear Newswire". Архивировано из оригинала 6 ноября 2021 г. Получено 6 ноября 2021 г.
^ "Аварийное и резервное охлаждение ядерного топлива и реакторов и пожаротушение, предотвращение взрывов с использованием жидкого азота". Заявки на патенты USPTO . Номер документа 20180144836. 24 мая 2018 г.
^ "Россия завершает строительство первого в мире реактора поколения III+; Китай запустит пять реакторов в 2017 году". Nuclear Energy Insider . 8 февраля 2017 г. Архивировано из оригинала 13 августа 2020 г. Получено 10 июля 2019 г.
^ ab Ядерные реакторы IV поколения Архивировано 30 марта 2023 г. на Wayback Machine . Всемирная ядерная ассоциация, обновление декабрь 2020 г.
↑ Nucleonics Week , т. 44, № 39; стр. 7, 25 сентября 2003 г. Цитата: «Этьен Пошон, директор CEA по поддержке ядерной промышленности, рассказал об улучшенных характеристиках EPR и расширенных функциях безопасности по сравнению с усовершенствованными конструкциями второго поколения, на которых он был основан».
^ "Generation IV". Euronuclear.org. Архивировано из оригинала 17 марта 2011 г. Получено 18 марта 2011 г.
^ "Технологическая дорожная карта для ядерных энергетических систем IV поколения" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 5 октября 2006 г. . Получено 5 марта 2007 г. .(4,33 МБ) ; см. «Топливные циклы и устойчивое развитие»
^ "Информационный бюллетень Всемирной ядерной ассоциации - Исследовательские реакторы". Архивировано из оригинала 31 декабря 2006 года . Получено 3 мая 2007 года .
^ "HTR-PM: Making dreams come true". Nuclear Engineering International . Архивировано из оригинала 28 марта 2022 года . Получено 12 декабря 2019 года .
^ "RRDB Search". nucleus.iaea.org . Архивировано из оригинала 12 мая 2019 . Получено 6 января 2019 .
^ "Advanced Nuclear Power Reactors". World Nuclear Association . Архивировано из оригинала 6 февраля 2010 года . Получено 29 января 2010 года .
^ Тилл, Чарльз. «Ядерная реакция: почему американцы боятся ядерной энергетики?». Public Broadcasting Service (PBS). Архивировано из оригинала 17 апреля 2018 года . Получено 9 ноября 2006 года .
^ Juhasz, Albert J.; Rarick, Richard A.; Rangarajan, Rajmohan (октябрь 2009 г.). "Высокоэффективные атомные электростанции с использованием технологии жидкофторидного ториевого реактора" (PDF) . NASA . Архивировано (PDF) из оригинала 28 апреля 2021 г. . Получено 27 октября 2014 г. .
^ "Отношения Венесуэлы и Китая, объясненные: Belt and Road | Часть 2 из 4". SupChina . 14 января 2019 г. Архивировано из оригинала 24 июня 2019 г. Получено 24 июня 2019 г.
^ "Rolls-Royce Touts Nuclear Reactors as Key to Clean Jet Fuel". Bloomberg News . Архивировано из оригинала 19 декабря 2019 года . Получено 19 декабря 2019 года .
^ Де Клерк, Герт (13 октября 2014 г.). «Может ли натрий спасти ядерную энергетику?». Scientific American . Архивировано из оригинала 29 июля 2021 г. . Получено 10 августа 2022 г. .
^ "Generation IV Nuclear Reactors". World Nuclear Association . Архивировано из оригинала 23 января 2010 года . Получено 29 января 2010 года .
^ "Международный научный журнал по альтернативной энергетике и экологии, ПРЯМОЕ ПРЕОБРАЗОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ В ЭЛЕКТРОЭНЕРГИЮ, Марк А. Прелас" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 4 марта 2016 г. . Получено 7 декабря 2013 г. .
^ Куимби, Д.К., Схема высокоэффективного преобразования энергии рентгеновского излучения для усовершенствованных термоядерных реакторов, ASTM Special technical Publication, т.2, 1977, стр. 1161–1165
^ "Улучшение безопасности на мировых ядерных исследовательских реакторах: технические и другие вопросы в центре внимания июньского симпозиума в Норвегии". МАГАТЭ . 7 июня 2006 г. Архивировано из оригинала 14 августа 2007 г. Получено 3 августа 2007 г.
^ ab Jacobson, Mark Z. & Delucchi, Mark A. (2010). «Обеспечение всей мировой энергии ветровой, водной и солнечной энергией, часть I: технологии, энергетические ресурсы, объемы и площади инфраструктуры и материалы» (PDF) . Энергетическая политика . стр. 6.[ мертвая ссылка ]
^ Гастерсон, Хью (16 марта 2011 г.). «Уроки Фукусимы». Бюллетень ученых-атомщиков . Архивировано из оригинала 6 июня 2013 г.
^ Paton, James (4 апреля 2011 г.). «Кризис на Фукусиме хуже для атомной энергетики, чем Чернобыль, заявляет UBS». Bloomberg Businessweek . Архивировано из оригинала 15 мая 2011 г.
^ Массачусетский технологический институт (2003). «Будущее ядерной энергетики» (PDF) . стр. 48. Архивировано (PDF) из оригинала 12 апреля 2019 г. Получено 15 июня 2011 г.
^ Факлер, Мартин (1 июня 2011 г.). «В отчете говорится, что Япония недооценила опасность цунами». The New York Times .
^ ab Самые страшные ядерные катастрофы. Время .
↑ Укрепление безопасности источников радиации. Архивировано 11 января 2015 г. на Wayback Machine, стр. 14.
^ Джонстон, Роберт (23 сентября 2007 г.). «Самые смертоносные радиационные аварии и другие события, вызывающие радиационные жертвы». База данных радиологических инцидентов и связанных с ними событий. Архивировано из оригинала 23 октября 2007 г. Получено 27 июня 2011 г.
↑ Видео лекции по физике – на Google Video; природный ядерный реактор упоминается на 42:40 минуте видео. Архивировано 4 августа 2006 года на Wayback Machine.
↑ Мешик, Алекс П. (ноябрь 2005 г.) «Работа древнего ядерного реактора». Архивировано 15 марта 2015 г. в Wayback Machine Scientific American. стр. 82.
^ "Окло: Природные ядерные реакторы". Управление по управлению гражданскими радиоактивными отходами . Архивировано из оригинала 16 марта 2006 года . Получено 28 июня 2006 года .
^ "Oklo's Natural Fission Reactors". Американское ядерное общество . Архивировано из оригинала 30 марта 2021 г. Получено 28 июня 2006 г.
^ ab Backgrounder: Tritium, Radiation Protection Limits, and Drinking Water Standards (PDF) (Report). Комиссия по ядерному регулированию США. Февраль 2016 г. Архивировано (PDF) из оригинала 18 августа 2017 г. Получено 17 августа 2017 г.
^ "Радионуклиды в грунтовых водах". US NRC . nrc.gov. Архивировано из оригинала 2 октября 2017 г. Получено 2 октября 2017 г.
Внешние ссылки
На Викискладе есть медиафайлы по теме «Ядерные реакторы» .
База данных по ядерным энергетическим реакторам – МАГАТЭ Архивировано 2 июня 2013 г. на Wayback Machine
Конференция по урану добавляет обсуждение аварии в Японии
Дебаты: является ли ядерная энергетика решением проблемы глобального потепления?
Союз обеспокоенных ученых, обеспокоенность по поводу программы ядерного реактора США
Бесплатное видео «Атомные электростанции — в чем проблема» Лекция Джона Коллиера в Королевском институте, организованная Vega Science Trust. Архивировано 3 ноября 2011 г. в Wayback Machine
Институт ядерной энергии — Как это работает: Производство электроэнергии Архивировано 30 января 2010 г. на Wayback Machine
Аннотированная библиография по ядерным реакторным технологиям из цифровой библиотеки Алсос
