Как устроен атомный реактор. Атомные электростанции
100 р бонус за первый заказ
Выберите тип работы Дипломная работа Курсовая работа Реферат Магистерская диссертация Отчёт по практике Статья Доклад Рецензия Контрольная работа Монография Решение задач Бизнес-план Ответы на вопросы Творческая работа Эссе Чертёж Сочинения Перевод Презентации Набор текста Другое Повышение уникальности текста Кандидатская диссертация Лабораторная работа Помощь on-line
Узнать цену
Промышленные ядерные pеактоpы первоначально разрабатывались лишь в стpанах, обладающих ядеpным оpужием. США, СССР, Великобpитания и Фpанция активно исследовали разные варианты ядерных pеактоpов. Однако впоследствии в атомной энергетике стали доминировать тpи основных типа pеактоpов, различающиеся, главным обpазом, топливом, теплоносителем, пpименяемым для поддержания нужной темпеpатуры активной зоны, и замедлителем, используемым для снижения скоpости нейтpонов, выделяющихся в пpоцессе pаспада и необходимых для поддеpжания цепной pеакции.
Сpеди них пеpвый (и наиболее pаспpостpаненный) тип – это pеактоp на обогащенном уpане, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является обычная, или «легкая», вода (легководный реактор). Существуют две основные pазновидности легководного реактора: pеактоp, в котоpом паp, вpащающий туpбины, обpазуется непосpедственно в активной зоне (кипящий реактор), и pеактоp, в котоpом паp обpазуется во внешнем, или втоpом, контуpе, связанном с пеpвым контуpом теплообменниками и паpогенеpатоpами (ВВЭР, см. ниже). Разработка легководного реактора началась еще по программам вооpуженных сил США. Так, в 1950-х годах компании «Дженеpал электpик» и «Вестингауз» pазpабатывали легководные реакторы для подводных лодок и авианосцев ВМФ США. Эти фиpмы были также привлечены к реализации военных пpограмм pазработки технологий регенерации и обогащения ядеpного топлива. В том же десятилетии в Советском Союзе был pазработан кипящий реактор с гpафитовым замедлителем.
Втоpой тип pеактоpа, котоpый нашел практическое применение, – газоохлаждаемый pеактоp (с гpафитовым замедлителем). Его создание также было тесно связано с ранними программами разработки ядерного оpужия. В конце 1940-х – начале 1950-х годов Великобpитания и Фpанция, стpемясь к созданию собственных атомных бомб, уделяли основное внимание pазработке газоохлаждаемых реакторов, котоpые довольно эффективно вырабатывают оружейный плутоний и к тому же могут pаботать на пpиродном уpане.
Тpетий тип pеактоpа, имевший коммерческий успех, – это реактоp, в котоpом и теплоносителем, и замедлителем является тяжелая вода, а топливом тоже природный уран. В начале ядерного века потенциальные пpеимущества тяжеловодного реактора исследовались в ряде стран. Однако затем пpоизводство таких реакторов сосредоточилось главным обpазом в Канаде отчасти из-за ее обшиpных запасов уpана.
В настоящее время в мире существует пять типов ядерных реакторов. Это реактор ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический реактор), РБМК (Реактор Большой Мощности Канальный), реактор на тяжелой воде, реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром, реактор на быстрых нейтронах. У каждого типа реактора есть особенности конструкции, отличающие его от других, хотя, безусловно, отдельные элементы конструкции могут заимствоваться из других типов. ВВЭР строились в основном на территории бывшего СССР и в Восточной Европе, реакторов типа РБМК много в России, странах Западной Европы и Юго-Восточной Азии, реакторы на тяжелой воде в основном строились в Америке.
ВВЭР. Реакторы ВВЭР являются самым распространенным типом реакторов в России. Весьма привлекательны дешевизна используемого в них теплоносителя-замедлителя и относительная безопасность в эксплуатации, несмотря на необходимость использования в этих реакторах обогащенного урана. Из самого названия реактора ВВЭР следует, что у него и замедлителем, и теплоносителем является обычная легкая вода. В качестве топлива используется обогащенный до 4,5% урана.
РБМК. РБМК построен по несколько другому принципу, чем ВВЭР. Прежде всего в его активной зоне происходит кипение – из реактора поступает пароводная смесь, которая, проходя через сепараторы, делится на воду, возвращающуюся на вход реактора, и пар, который идет непосредственно на турбину. Электричество, вырабатываемое турбиной, тратится, как и в реакторе ВВЭР, также на работу циркуляционных насосов. Его принципиальная схема – на рис.4.
Электрическая мощность РБМК – 1000 Мвт. АЭС с реакторами РБМК составляют заметную долю в атомной энергетике. Так, ими оснащены Ленинградская, Курская, Чернобыльская, Смоленская, Игналинская АЭС.
Проводя сравнение различных типов ядерных реакторов, стоит остановится на двух наиболее распространенных в нашей стране и в мире типах этих аппаратов: ВВЭР и РБМК. Наиболее принципиальные различия: ВВЭР – корпусной реактор (давление держится корпусом реактора); РБМК – канальный реактор (давление держится независимо в каждом канале); в ВВЭР теплоноситель и замедлитель – одна и та же вода (дополнительный замедлитель не вводится), в РБМК замедлитель – графит, а теплоноситель – вода; в ВВЭР пар образуется во втором корпусе парогенератора, в РБМК пар образуется в непосредственно в активной зоне реактора (кипящий реактор) и прямо идет на турбину – нет второго контура. Из-за различного строения активных зон параметры работы у этих реакторов также разные. Для безопасности реактора имеет значение такой параметр, как коэффициент реактивности – его можно образно представить как величину, показывающую, как изменения того или иного другого параметра реактора повлияет на интенсивность цепной реакции в нем. Если этот коэффициент положительный, то при увеличении параметра, по которому приводится коэффициент, цепная реакция в реакторе при отсутствии каких-либо других воздействий будет нарастать и в конце станет возможным переход ее в неуправляемую и каскадно нарастающую – произойдет разгон реактора. При разгоне реактора происходит интенсивное тепловыделение, приводящее к расплавлению тепловыделителей, стеканию их расплава в нижнюю часть активной зоны, что может привести к разрушению корпуса реактора и выбросу радиоактивных веществ в окружающую среду.
В таблице 13 приведены показатели реактивности для РБМК и ВВЭР.
В реакторе ВВЭР при появлении в активной зоне пара или при повышении температуры теплоносителя, приводящего к снижению его плотности, падает количество столкновений нейтронов с атомами молекул теплоносителя, уменьшается замедление нейтронов, вследствие чего все они уходят за пределы активной зоны, не реагируя с другими ядрами. Реактор останавливается.
Если подвести итог, то реактор РБМК требует меньшего обогащения топлива, обладает лучшими возможностями по наработке делящегося материала (плутония), имеет непрерывный эксплуатационный цикл, но более потенциально опасен в эксплуатации. Степень этой опасности зависит от качества систем аварийной защиты и квалификации эксплуатационного персонала. Кроме того, вследствие отсутствия второго контура у РБМК больше радиационные выбросы в атмосферу в течение эксплуатации.
Реактор на тяжелой воде. В Канаде и Америке разработчики ядерных реакторов при решении проблемы о поддержании в реакторе цепной реакции предпочли использовать в качестве замедлителя тяжелую воду. У тяжелой воды очень низкая степень поглощения нейтронов и очень высокие замедляющие свойства, превышающие аналогичные свойства графита. Вследствие этого реакторы на тяжелой воде работают на необогащенном топливе, что позволяет не строить сложные и опасные предприятия по обогащению урана.
Реактор с шаровой засыпкой. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона имеет форму шара, в который засыпаны тепловыделяющие элементы, также шарообразные. Каждый элемент представляет из себя графитовую сферу, в которую вкраплены частицы оксида урана. Через реактор прокачивается газ – чаще всего используется углекислота СО2. Газ подается в активную зону под давлением и впоследствии поступает на теплообменник. Регулирование реактора осуществляется стержнями из поглотителя, вставляемыми в активную зону.
Реактор на быстрых нейтронах. Реактор на быстрых нейтронах очень сильно отличается от реакторов всех остальных типов. Его основное назначение – обеспечение расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 с целью сжигания всего или значительной части природного урана, а также имеющихся запасов обедненного урана. При развитии энергетики реакторов на быстрых нейтронах может быть решена задача самообеспечения ядерной энергетики топливом.
В реакторе на быстрых нейтронах нет замедлителя. В связи с этим в качестве топлива используется не уран-235, а плутоний и уран-238, которые могут делится от быстрых нейтронов. Плутоний необходим для обеспечения достаточной плотности нейтронного потока, которую не может обеспечить один уран-238. Тепловыделение реактора на быстрых нейтронах в десять-пятнадцать раз превосходит тепловыделение реакторов на медленных нейтронах, в связи с чем вместо воды (которая просто не справится с таким объемом энергии для передачи) используется расплав натрия (его температура на входе – 370 градусов, а на выходе – 550, В настоящее время реакторы на быстрых нейтронах широкого распространения не получили, в основном из-за сложности конструкции и проблемы получения достаточно устойчивых материалов для конструкционных деталей. В России имеется только один реактор такого типа (на Белоярской АЭС). Считается, что такие реакторы имеют большое будущее.
Если подводить итог, то стоит сказать следующее. Реакторы ВВЭР достаточно безопасны в эксплуатации, но требуют высокообогащенного урана. Реакторы РБМК безопасны лишь при правильной их эксплуатации и хорошо разработанных системах защиты, но зато способны использовать малообогащенное топливо или даже отработанное топливо ВВЭР-ов. Реакторы на тяжелой воде всем хороши, но уж больно дорого добывать тяжелую воду. Технология производства реакторов с шаровой засыпкой еще недостаточно хорошо разработана, хотя этот тип реакторов стоило бы признать наиболее приемлемым для широкого применения, в частности, из-за отсутствия катастрофических последствий при аварии с разгоном реактора. За реакторами на быстрых нейтронах – будущее производства топлива для ядерной энергетики, эти реакторы наиболее эффективно используют ядерное топливо, но их конструкция очень сложна и пока еще малонадежна.
Значение атомной энергетики в современном мире
Атомная энергетика за последние несколько десятилетий сделала огромный шаг вперед, став одним из важнейших источников электроэнергии для многих стран. В то же время следует помнить, что за развитием данной отрасли народного хозяйства стоят огромные усилия десятков тысяч ученых, инженеров и простых рабочих, делающих все для того, чтобы «мирный атом» не превратился в реальную угрозу для миллионов людей. Настоящим стержнем любой атомной электростанции является ядерный реактор.
История создания ядерного реактора
Первое подобное устройство было построено в самый разгар второй мировой войны в США известным ученым и инженером Э. Ферми. Из-за своего необычного вида, напоминавшего стопку сложенных друг на друга графитовых блоков, этот ядерный реактор получил название «Чикагская стопка». Стоит отметить, что работало данное устройство на уране, который помещался как раз между блоками.
Создание ядерного реактора в Советском Союзе
В нашей стране ядерной тематике также уделяли повышенное внимание. Несмотря на то, что основные усилия ученых были сконцентрированы на военном применении атома, они активно использовали полученные результаты и в мирных целях. Первый ядерный реактор под кодовым обозначением Ф-1 был построен группой ученых под руководством знаменитого физика И. Курчатова в конце декабря 1946 года. Значительным его недостатком было отсутствие какой бы то ни было системы охлаждения, поэтому мощность выделяемой им энергии была крайне незначительна. В то же время советские исследователи довели до конца начатые ими работы, результатом чего стало открытие спустя всего восемь лет первой в мире электростанции на ядерном топливе в городе Обнинске.
Принцип действия реактора
Ядерный реактор представляет собой крайне сложное и опасное техническое устройство. Его принцип действия основан на том, что при распаде урана происходит выброс нескольких нейтронов, которые, в свою очередь, выбивают элементарные частицы из соседних атомов урана. В результате этой цепной реакции выделяется значительное количество энергии в виде тепла и гамма-лучей. В то же время следует учитывать тот факт, что если эту реакцию никак не контролировать, то деление атомов урана в максимально короткие сроки может привести к мощному взрыву с нежелательными последствиями.
Для того чтобы реакция протекала в строго очерченных рамках, огромное значение имеет устройство ядерного реактора. В настоящее время каждое подобное сооружение представляет собой своеобразный котел, через который протекает теплоноситель. В этом качестве обычно используется вода, однако существуют АЭС, в которых применяются жидкий графит или тяжелая вода. Современный ядерный реактор невозможно представить себе без сотен специальных кассет шестигранной формы. В них находятся тепловыделяющие элементы, по каналам которых и протекают теплоносители. Данная кассета покрыта специальным слоем, который способен отражать нейтроны и замедлять тем самым цепную реакцию
Ядерный реактор и его защита
Он имеет несколько уровней защиты. Помимо собственно корпуса, сверху его покрывает специальная теплоизоляция и биологическая защита. С инженерной точки зрения данное сооружение представляет собой мощный железобетонный бункер, двери в который закрываются максимально герметично.
В 1948 г. по предложению И. В. Курчатова начались первые работы по практическому применению энергии атома для получения электроэнергии. Первая в мире промышленная атомная электростанция мощностью 5 МВт была запущена 27 июня 1954 года в СССР, в городе Обнинск, расположенном в Калужской области.
За пределами СССР первая АЭС промышленного назначения мощностью 46 МВт была введена в эксплуатацию в 1956 в Колдер-Холле (Великобритания). Через год вступила в строй АЭС мощностью 60 МВт в Шиппингпорте (США).
Самый большой в мире парк АЭС принадлежит США. В эксплуатации находятся 104 энергоблока суммарной мощностью около 100 ГВт. Они обеспечивают производство 20% электроэнергии.
Мировым лидером по использованию АЭС является Франция. Ее 59 атомных станций вырабатывают около 80% всей электроэнергии. При этом их суммарная мощность меньше, чем у американских - около 70 ГВт.
Среди лидеров по количеству ядерных реакторов в мире можно встретить и две азиатские страны - Японию и Южную Корею.
За годы развития атомной энергетики несколько раз случались серьезные аварии, в первую очередь это случаи на американской АЭС Три Майл Айленд, украинской ЧАЭС и японской Фукусима-1.
Белорусские власти планируют построить АЭС в Гродненской области, в нескольких десятках километров от границы с Литвой. Станция будет включать в себя два блока общей мощностью 2,4 тысячи мегаватт. Первый, как ожидается, будет введен в действие в 2016, второй - в 2018 году.
Ссылки
Ядерный реактор
Ядерным реактором называют реактор, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция деления. В настоящее время существует очень много различных типов ядерных реакторов разной мощности, которые различаются по величине энергии используемых нейтронов, по типу используемого ядерного топлива, по структуре активной зоны реактора, по типу замедлителя, теплоносителя и т.д. Первый ядерный реактор построен в декабре 1942 года в США под руководством Э. Ферми. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1. Она была запущена 25 декабря 1946 года в Москве под руководством И. В. Курчатова.
На рисунке показана схема работы атомной электростанции с двухконтурным водо-водяным энергетическим реактором. Энергия, выделяемая в активной зоне реактора, передаётся теплоносителю первого контура. Далее теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный при этом пар поступает в турбины, вращающие электрогенераторы. На выходе из турбин пар поступает в конденсатор, где охлаждается большим количеством воды, поступающим из водохранилища.
Реакторы на медленных нейтронах
Реакторы, работающие на тепловых нейтронах (их скорости 2·10 3 м/с), состоят из следующих основных частей:
А) делящегося вещества , в качестве которого используют изотопы урана (\(~^{233}_{92}U\) ,\(~^{235}_{92}U\)), тория (\(~^{232}_{90}Th\)) или плутония (\(~^{239}_{94}Pu\) , \(~^{240}_{94}Pu\) , \(~^{241}_{94}Pu\)); б) замедлителя нейтронов , которым служит графит, тяжелая или обычная вода; в) отражателя нейтронов , в качестве которого обычно используют те же вещества, что и для замедления нейтронов; г) теплоносителя , предназначенного для отвода теплоты из активной зоны реактора. В качестве теплоносителя используют воду, жидкие металлы, некоторые органические жидкости; д) регулирующих стержней ; е) системы дозиметрического контроля и биологической защиты окружающей среды от потоков нейтронов и γ -излучения, возникающих в активной зоне реактора.
Уран входит в состав ядерного топлива в виде тугоплавких соединений. Среди них особенно популярна двуокись урана U2O, химически инертная и выдерживающая температуры до 2800 °C. Из этой керамики изготавливают небольшие таблетки диаметром в несколько сантиметров. Получившееся ядерное топливо упаковывают в так называемые тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), устройство одного из которых показано на рисунке 2. Циркониевая оболочка служит для изоляции урана и радиоактивных продуктов цепной реакции от химического контакта с внешней средой, прежде всего, с теплоносителем. ТВЭЛ должен хорошо проводить тепло, передавая его от ядерного топлива к теплоносителю.
Рис. 2. Тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы)
Если при реакции нейтронов будет образовываться меньше, чем нужно, то цепная реакция рано или поздно прекратится. В том случае, если нейтронов будет образовываться больше, чем нужно, количество ядер урана, вовлекаемых в реакцию деления, будет лавинообразно нарастать. Если не увеличить скорость поглощения нейтронов, то управляемая реакция может перерасти в ядерный взрыв.
Изменять скорость поглощения нейтронов можно при помощи управляющих стержней, изготовленных из кадмия, гафния, бора или других веществ (рис. 3).
Теплота, выделяемая в ядерном реакторе при цепной реакции деления ядер, уносится теплоносителем - водой, находящейся под давлением 10 МПа, вследствие чего вода нагревается до 270 °С не закипая. Далее вода поступает в теплообменник, где отдает значительную часть своей внутренней энергии воде второго контура и с помощью насосов вновь попадает в активную зону реактора. Вода второго контура в теплообменнике превращается в пар, который поступает в паровую турбину, приводящую в действие электрогенератор. Второй контур, как и первый, является замкнутым. После турбины пар попадает в конденсатор, где змеевик охлаждается холодной проточной водой. Здесь пар превращается в воду и с помощью насосов вновь попадает в теплообменник. Направление движения воды в контурах таково, что в теплообменнике потоки воды в обоих контурах движутся навстречу друг другу. Раздельные контуры необходимы и потому, что в первом контуре вода, проходя через активную зону реактора, становится радиоактивной. Во втором же контуре пар и вода практически нерадиоактивны.
Ссылки
Реакторы на быстрых нейтронах
Если в качестве ядерного горючего используется уран, в котором значительно увеличено содержание изотопа \(~^{235}_{92}U\) , то ядерный реактор может работать без использования замедлителя на быстрых нейтронах, освобождающихся при делении ядер. В таком реакторе более 1/3 нейтронов, освобождающихся при цепной реакции, может поглощаться ядрами изотопа урана-238, вследствие чего возникают ядра изотопа урана-239.
Ядра нового изотопа бета-радиоактивны. В результате бета-распада образуется ядро девяносто третьего элемента таблицы Менделеева - нептуния. Ядро нептуния, в свою очередь, путем бета-распада превращается в ядро девяносто четвертого элемента - плутония:
\(~\begin{matrix} & \nearrow \beta^- & \nearrow \beta^- & \\ ^{238}_{92}U + \ ^1_0n \to & ^{239}_{92}U \to \ & ^{239}_{93}Np \to \ & ^{239}_{94}Pu \end{matrix}\) .
Таким образом, ядро изотопа урана-238 после поглощения нейтрона самопроизвольно превращается в ядро изотопа плутония \(~^{239}_{94}Pu\) .
Плутоний-239 по способности к взаимодействию с нейтронами очень похож на изотоп урана-235. При поглощении нейтрона ядро плутония делится и испускает 3 нейтрона, способных поддерживать развитие цепной реакции. Следовательно, реактор на быстрых нейтронах является не только установкой для осуществления цепной реакции деления ядер изотопа урана-235, но и одновременно установкой для получения из широко распространенного и относительно дешевого изотопа урана-238 нового ядерного горючего, плутония-239. На 1 кг израсходованного урана-235 в реакторе на быстрых нейтронах можно получить более килограмма плутония-239, который может быть, в свою очередь, использован для осуществления цепной реакции и получения новой порции плутония из урана.
Таким образом, ядерный реактор на быстрых нейтронах может одновременно служить энергетической установкой и реактором - размножителем ядерного горючего, позволяющим в конечном счете использовать для получения энергии не только редкий изотоп урана-235, но и изотоп урана-238, которого в природе в 140 раз больше.
Ссылки
- Атомная станция с реакторами на быстрых нейтронах (БН 600)
- Баллада о быстрых нейтронах: Уникальный реактор Белоярской АЭС
Назначение ядерных реакторов
По своему назначению ядерные реакторы делятся на следующие типы:
А) исследовательские - с их помощью получают мощные пучки нейтронов для научных целей; б) энергетические - предназначены для получения электрической энергии в промышленных масштабах; в) теплофикационные - в них получают теплоту для нужд промышленности и теплофикации; г) воспроизводящие - служат для получения из урана \(~^{238}_{92}U\) и тория \(~^{232}_{90}Th\) делящихся материалов плутония \(~^{239}_{94}Pu\) и урана \(~^{233}_{92}U\); д) транспортные - их используют в двигательных установках кораблей и подводных лодок; е) реакторы для промышленного получения изотопов различных химических элементов, обладающих искусственной радиоактивностью.
Ссылки
Преимущества АЭС
АЭС имеют ряд преимуществ по сравнению с тепловыми электростанциями, работающими на органическом топливе:
- небольшой объём используемого топлива и возможность его повторного использования после переработки: 1 кг природного урана заменяет 20 т угля. Для сравнения, одна только Троицкая ГРЭС мощностью 2000 МВт сжигает за сутки два железнодорожных состава угля;
- хотя при работе АЭС в атмосферу и выбрасывается некоторое количество ионизированного газа, однако обычная тепловая электростанция вместе с дымом выводит ещё большее количество радиационных выбросов, из-за естественного содержания радиоактивных элементов в каменном угле;
- с одного реактора АЭС может быть получена большая мощность (1000-1600 МВт на энергоблок).
Экологические проблемы
У современных атомных электростанций коэффициент полезного действия приблизительно равен 30%. Следовательно, для производства 1000 МВт электрической мощности тепловая мощность реактора должна достигать 3000 МВт. 2000 МВт должны уносится водой, охлаждающей конденсатор. Это приводит к локальному перегреву естественных водоемов и последующему возникновению экологических проблем. Очень важная задача состоит в обеспечении полной радиационной безопасности людей, работающих на атомных электростанциях, и предотвращении случайных выбросов радиоактивных веществ, которые в большом количестве накапливаются в активной зоне реактора. При разработке ядерных реакторов этой проблеме уделяется большое внимание. Однако ядерной энергетике, как и многим другим отраслям промышленности, присущи вредные и опасные факторы воздействия на окружающую среду. Наибольшую потенциальную опасность представляет радиоактивное загрязнение.
Опыт эксплуатации АЭС во всем мире показывает, что биосфера надежно защищена от радиационного воздействия в нормальном режиме эксплуатации предприятий ядерной энергетики. После аварии на Чернобыльской АЭС (1986 г.) проблема безопасности ядерной энергетики встала с особенной остротой. Взрыв четвертого реактора на Чернобыльской АЭС показал, что риск разрушения активной зоны реактора из-за ошибок персонала и просчетов в конструкции остается реальностью. Необходимо принимать самые строгие меры для снижения этого риска.
Сложные проблемы возникают с захоронением радиоактивных отходов и демонтажем отслуживших свой срок АЭС. Наиболее известными среди продуктов распада являются стронций и цезий. Блоки отработанного ядерного топлива необходимо охлаждать. Дело в том, что при радиоактивном распаде выделяется так много тепла, что блоки могут расплавиться. Кроме того, блоки могут излучать новые радиоактивные элементы. Эти элементы как источники радиоактивности применяются в медицине, промышленности и научных исследованиях. Все прочие ядерные отходы необходимо изолировать и хранить в течение многих лет. Лишь через несколько сотен лет радиоактивность отходов снизится и станет сравнимой с естественным фоном. Отходы помещают в специальные контейнеры, которые закапывают в выработанные шахты или расселины в скалах.
Вот этот невзрачный серый цилиндр и является ключевым звеном российской атомной индустрии. Выглядит, конечно, не слишком презентабельно, но стоит понять его назначение и взглянуть на технические характеристики, как начинаешь осознавать, почему секрет его создания и устройства государство охраняет как зеницу ока.
Да, забыл представить: перед вами газовая центрифуга для разделения изотопов урана ВТ-3Ф (n-го поколения). Принцип действия элементарный, как у молочного сепаратора, тяжелое, по воздействием центробежной силы, отделяется от легкого. Так в чем же значимость и уникальность?
Для начала ответим на другой вопрос – а вообще, зачем разделять уран?
Природный уран, который вот прямо в земле лежит, представляет из себя коктейль из двух изотопов: урана-238
и урана-235
(и 0,0054 % U-234).
Уран-238
, это просто тяжелый, серого цвета металл. Из него можно сделать артиллерийский снаряд, ну или… брелок для ключей. А вот что можно сделать из урана-235
? Ну во первых атомную бомбу, во вторых топливо для АЭС. И вот тут мы подходим к ключевому вопросу – как разделить эти два, практически идентичных атома, друг от друга? Нет, ну действительно, КАК?!
Кстати: Радиус ядра атома урана —1.5 10 -8 см.
Для того, что бы атомы урана можно было загнать в технологическую цепочку, его (уран) нужно превратить в газообразное состояние. Кипятить смысла нет, достаточно соединить уран с фтором и получить гексафторид урана ГФУ
. Технология его получения не очень сложная и затратная, а потому ГФУ
получают прямо там, где этот уран и добывают. UF6 является единственным легколетучим соединением урана (при нагревании до 53°С гексафторид (на фото) непосредственно переходит из твердого состояния в газообразное). Затем его закачивают в специальные емкости и отправляют на обогащение.
Немного истории
В самом начале ядерной гонки, величайшими научными умами, как СССР, так и США, осваивалась идея диффузионного разделения – пропускать уран через сито. Маленький 235-й изотоп проскочит, а «толстый» 238-й застрянет. Причем изготовить сито с нано-отверстиями для советской промышленности в 1946-м году было не самой сложной задачей.
Из доклада Исаака Константиновича Кикоина на научно-технического совете при Совете Народных Комиссаров (приведен в сборнике рассекреченных материалах по атомному проекту СССР (Ред. Рябев)): В настоящее время мы научились делать сетки с отверстиями около 5/1 000 мм, т.е. в 50 раз большими длины свободного пробега молекул при атмосферном давлении. Следовательно, давление газа, при котором разделение изотопов на таких сетках будет происходить, должно быть меньше 1/50 атмосферного давления. Практически мы предполагаем работать при давлении около 0,01 атмосферы, т.е. в условиях хорошего вакуума. Расчет показывает, что для получения продукта, обогащенного до концентрации в 90 % легким изотопом (такая концентрация достаточна для получения взрывчатого вещества), нужно соединить в каскад около 2 000 таких ступеней. В проектируемой и частично изготовленной нами машине рассчитывается получить 75-100 г урана-235 в сутки. Установка будет состоять приблизительно из 80-100 «колонн», в каждой из которых будет смонтировано 20-25 ступеней».
Ниже приведен документ — доклад Берии Сталину о подготовке первого атоиного взрыва. Внизу дана небольшая справка о наработанных ядерных материалах к началу лета 1949-го года.
И вот теперь сами представьте – 2000 здоровенных установок, ради каких-то 100 грамм! Ну а куда деваться-то, бомбы ведь нужны. И стали строить заводы, и не просто завода, а целые города. И ладно только города, электричества эти диффузионные заводы требовали столько, что приходилось строить рядом отдельные электростанции.
На фото: первый в мире завод газодиффузионного обогащения урана К-25 в Ок-Ридже (США). Строительство обошлось в $500 млн. Протяженность U-образного здания около полумили.
В СССР Первая очередь Д-1 комбината №813, была рассчитана на суммарный выпуск 140 граммов 92-93 %-ного урана-235 в сутки на 2-х идентичных по мощности каскадах из 3100 ступеней разделения. Под производство отводился недостроенный авиационный завод в поселке Верх-Нейвинск, что в 60 км от Свердловска. Позже он превратился в Свердловск-44, а 813-й завод (на фото) в Уральский электрохимический комбинат – крупнейшее в мире разделительное производство.
И хотя технология диффузионного разделения, пусть и с большими технологическими трудностями, было отлажена, идея освоения более экономичного центрифужного процесса не сходила с повестки дня. Ведь если удастся создать центрифугу, то энергопотребление сократится от 20 до 50 раз!
Как устроена центрифуга?
Устроена она более чем элементарно и похожа на старую стиральную машину, работающую в режиме «отжим/сушка». В герметичном кожухе находится вращающийся ротор. В этот ротор подается газ (UF6) . За счет центробежной силы, в сотни тысяч раз превышающей поле тяготения Земли, газ начинает разделяться на «тяжелую» и «легкую» фракции. Легкие и тяжелые молекулы начинают группироваться в разных зонах ротора, но не в центре и по периметру, а в верху и в низу.
Это возникает из-за конвекционных потоков – крышка ротора имеет подогрев и возникает противоток газа. Вверху и в низу цилиндра установлены две небольших трубочки – заборника. В нижнею трубку попадает обедненная смесь, в верхнюю – смесь с большей концентрацией атомов 235U . Эта смесь попадает в следующую центрифугу, и так далее, пока концентрация 235-го урана не достигнет нужного значения. Цепочка центрифуг называется каскад.
Технические особенности.
Ну во первых скорость вращения — у современного поколения центрифуг она достигает 2000 об/сек (тут даже не знаю с чем сравнить…в 10 раз быстрее чем турбина в авиадвигателе)! И работает она без остановки ТРИ ДЕСЯТКА лет! Т.е. сейчас в каскадах вращаются центрифуги, включенные еще при Брежневе! СССР уже нет, а они все крутятся и крутятся. Не трудно подсчитать, что за свой рабочий цикл ротор совершает 2 000 000 000 000 (два триллиона) оборотов. И какой подшипник это выдержит? Да никакой! Нет там подшипников.
Сам ротор представляет из себя обыкновенный волчок, внизу у него прочная иголка, опирающаяся на корундовый подпятник, а верхний конец висит в вакууме, удерживаясь электромагнитным полем. Иголка тоже не простая, сделанная из обычной проволоки для рояльных струн, она закалена очень хитрым способом (каким – ГТ). Не трудно представить, что при такой бешеной скорости вращения, сама центрифуга должна быть не просто прочной, а сверхпрочной.
Вспоминает академик Иосиф Фридляндер:
«Трижды вполне расстрелять могли. Однажды, когда мы уже получили Ленинскую премию, случилась крупная авария, у центрифуги отлетела крышка. Куски разлетелись, разрушили другие центрифуги. Поднялось радиоактивное облако. Пришлось всю линию останавливать — километр установок! В Средмаше центрифугами командовал генерал Зверев, до атомного проекта он работал в ведомстве Берии. Генерал на совещании сказал: «Положение критическое. Под угрозой оборона страны. Если мы быстро не выправим положение, для вас повторится 37-й год». И сразу совещание закрыл. Придумали мы тогда совершенно новую технологию с полностью изотропной равномерной структурой крышек, но требовались очень сложные установки. С тех пор именно такие крышки и производятся. Никаких неприятностей больше не было. В России 3 обогатительных завода, центрифуг многие сотни тысяч.»
На фото: испытания первого поколения центрифуг
Корпуса роторов тоже поначалу были металлические, пока на смену им не пришел… углепластик. Легкий и особопрочный на разрыв, он является идеальным материалом для вращающегося цилиндра.
Вспоминает Генеральный директор УЭХК (2009-2012) Александр Куркин: «Доходило до смешного. Когда испытывали и проверяли новое, более «оборотистое» поколение центрифуг, один из сотрудников не стал дожидаться полной остановки ротора, отключил ее из каскада и решил перенести на руках на стенд. На вместо движения вперед, как не упирался, он с этим цилиндром в обнимку, стал двигаться назад. Так мы воочию убедились, что земля вращается, а гироскоп, это великая сила.»
Кто изобрел?
О, это загадка, погружённая в тайну и укутанная неизвестностью. Тут вам и немецкие плененные физики, ЦРУ, офицеры СМЕРШа и даже сбитый летчик-шпион Пауэрс. А вообще принцип газовой центрифуги описан еще в конце 19-го века.
Ещё на заре Атомного проекта инженер Особого конструкторского бюро Кировского завода Виктор Сергеев предлагал центрифужный метод разделения, но сначала его идею коллеги не одобряли. Параллельно над созданием разделительной центрифуги в специальном НИИ-5 в Сухуми бились учёные из побеждённой Германии: доктор Макс Штеенбек, который при Гитлере работал ведущим инженером Siemens, и бывший механик «Люфтваффе», выпускник Венского университета Гернот Циппе. Всего в группу входило около 300 «вывезенных» физиков.
Вспоминает генеральный директор ЗАО «Центротех-СПб» ГК «Росатом» Алексей Калитеевский: «Наши специалисты пришли к выводу, что немецкая центрифуга абсолютно непригодна для промышленного производства. В аппарате Штеенбека не было системы передачи частично обогащённого продукта в следующую ступень. Предлагалось охлаждать концы крышки и замораживать газ, а потом его разморозить, собрать и пустить в следующую центрифугу. То есть, схема неработоспособная. Однако в проекте было несколько очень интересных и необычных технических решений. Эти «интересные и необычные решения» были соединены с результатами, полученными советскими учёными, в частности с предложениями Виктора Сергеева. Условно говоря, наша компактная центрифуга - на треть плод немецкой мысли, а на две трети - советской». Кстати, когда Сергеев приезжал в Абхазию и высказывал тем же Штеенбеку и Циппе свои мысли по поводу отбора урана, Штеенбек и Циппе отмахнулись от них, как от нереализуемых.
Итак что же придумал Сергеев.
А предложение Сергеева заключалось в создании отборников газа в виде трубок Пито. Но доктор Штеенбек, съевший зубы, как он считал, на этой теме, проявил категоричность: «Они станут тормозить поток, вызывать турбулентность, и никакого разделения не будет!» Спустя годы, работая над мемуарами, он об этом пожалеет: «Идея, достойная того, чтобы исходить от нас! Но мне она в голову не приходила…».
Позже, оказавшись за пределами СССР Штеенбек центрифугами больше не занимался. А вот Геронт Циппе перед отъездом в Германию имел возможность ознакомиться с опытным образцом центрифуги Сергеева и гениально простым принципом ее работы. Оказавшись на Западе, «хитрый Циппе», как его нередко называли, запатентовал конструкцию центрифуги под своим именем (патент №1071597 от 1957 года, заявлен в 13 странах). В 1957 году, переехав в США, Циппе построил там работающую установку, воспроизведя по памяти опытный образец Сергеева. И назвал ее, отдадим должное, «Русской центрифугой» (на фото).
Кстати, русская инженерная мысль проявила себя и в многих других случаях. В качестве примера можно привести элементарный аварийный запорный клапан. Там нет датчиков, детектеров и электронных схем. Там есть только самоварный краник, который своим лепестком касается станины каскада. Если что не так, и центрифуга меняет свое положение в пространстве, он просто поворачивается и закрывает входную магистраль. Это как в анекдоте про американскую ручку и русский карандаш в космосе.
Наши дни
На этой неделе автор этих строк присутствовал на знаменательном событии – закрытии российского офиса наблюдателей министерства энергетики США по контракту ВОУ-НОУ
. Эта сделка (высокообогащенный уран – низкообогащенный уран) была, да и остается крупнейшим соглашением в области ядерной энергетики между Россией и Америкой. По условиям контракта российские атомщики переработали 500 тонн нашего оружейного (90%) урана в топливный (4%) ГФУ для американских АЭС. Доходы за 1993-2009 годы составили 8,8 млрд. долларов США. Это стало логическим исходом технологического прорыва наших ядерщиков в области разделения изотопов, сделанного в послевоенные годы.
На фото: каскады газовых центрифуг в одном из цехов УЭХК. Здесь их около 100 000 шт.
Благодаря центрифугам мы получили тысячи тонн относительно дешевого, как военного, так и коммерческого продукта. Атомная отрасль, одна из немногих оставшихся (военная авиация, космос), где Россия удерживает непререкаемое первенство. Одних только зарубежных заказов на десять лет вперед (с 2013 года по 2022 год), портфель «Росатома» без учета контракта ВОУ-НОУ
составляет 69,3 миллиарда долларов. В 2011 году он перевалил за 50 миллиардов…
На фото склад контейнеров с ГФУ на УЭХК.
28 сентября 1942 г. было принято постановление Государственного Комитета Обороны № 2352сс «Об организации работ по урану». Эта дата считается официальным началом отсчета истории атомной отрасли России.
Сегодня мы совершим небольшое путешествие в мир ядерной физики. Темой нашей экскурсии будет ядерный реактор. Вы узнаете, как он устроен, какие физические принципы лежат в основе его работы и где применяют это устройство.
Зарождение атомной энергетики
Первый в мире ядерный реактор был создан в 1942 году в США экспериментальной группой физиков под руководством лауреата нобелевской премии Энрико Ферми. Тогда же ими была осуществлена самоподдерживающаяся реакция расщепления урана. Атомный джин был выпущен на свободу.
Первый советский ядерный реактор был запущен в 1946 году, а спустя 8 лет дала ток первая в мире АЭС в городе Обнинске. Главным научным руководителем работ в атомной энергетике СССР был выдающийся физик Игорь Васильевич Курчатов.
С тех сменилось несколько поколений ядерных реакторов, но основные элементы его конструкции сохранились неизменными.
Анатомия атомного реактора
Эта ядерная установка представляет собой толстостенный стальной бак с цилиндрической ёмкостью от нескольких кубических сантиметров до многих кубометров.
Внутри этого цилиндра размещается святая святых - активная зона реактора. Именно здесь происходит цепная реакция деления ядерного топлива.
Рассмотрим, как происходит этот процесс.
Ядра тяжелых элементов, в частности Уран-235 (U-235), под действием небольшого энергетического толчка способны разваливаться на 2 осколка приблизительно равной массы. Возбудителем этого процесса является нейтрон.
Осколки чаще всего представляют собой ядра бария и криптона. Каждый из них несет положительный заряд, поэтому силы кулоновского отталкивания вынуждают их разлетаться в разные стороны со скоростью около 1/30 световой скорости. Эти осколки являются носителями колоссальной кинетической энергии.
Для практического использования энергии, необходимо, чтобы её выделение носило самоподдерживающийся характер. Цепная реакция, о которой идёт речь, тем интересна, что каждый акт деления сопровождается испусканием новых нейтронов. На один начальный нейтрон в среднем возникает 2-3 новых нейтрона. Количество делящихся ядер урана лавинообразно нарастает, вызывая выделение огромной энергии. Если этот процесс не контролировать - произойдет ядерный взрыв. Он имеет место в .
Чтобы регулировать число нейтронов в систему вводятся материалы, которые поглощают нейтроны, обеспечивая плавное выделение энергии. В качестве поглотителей нейтронов используют кадмий или бор.
Как же обуздать и использовать громадную кинетическую энергию осколков? Для этих целей служит теплоноситель, т.е. специальная среда, двигаясь в которой осколки тормозятся и нагревают её до чрезвычайно высоких температур. Такой средой может являться обычная или тяжелая вода, жидкие металлы (натрий), а также некоторый газы. Чтобы не вызвать переход теплоносителя в парообразное состояние, в активной зоне поддерживается высокое давление (до 160 атм). По этой причине стенки реактора изготавливают из десятисантиметровой стали специальных сортов.
Если нейтроны вылетят за пределы ядерного топлива, то цепная реакция может прерваться. Поэтому существует критическая масса делящегося вещества, т.е. его минимальная масса, при которой, будет поддерживаться цепная реакция. Она зависит от различных параметров, в том числе и от наличия отражателя, окружающего активную зону реактора. Он служит для предотвращения утечки нейтронов в окружающую среду. Наиболее распространенным материалом для этого конструктивного элемента является графит.
Процессы, происходящие в реакторе, сопровождаются выделением самого опасного вида радиации – гамма излучения. Чтобы минимизировать эту опасность, в нём предусмотрена противорадиационная защита.
Как работает атомный реактор
В активной зоне реактора размещают ядерное горючее, именуемое ТВЭЛами. Они представляют собой таблетки, сформированные из расщепляемого материала и уложенные в тонкие трубки длиной около 3,5 м и диаметром в 10 мм.
Сотни однотипных топливных сборок размещают в активную зону, они и становятся источниками тепловой энергии, выделяемой в процессе цепной реакции. Теплоноситель, омывающий ТВЭЛы, образует первый контур реактора.
Нагретый до высоких параметров, он перекачивается насосом в парогенератор, где передает свою энергию воде второго контура, превращая её в пар. Полученный пар вращает турбогенератор. Вырабатываемая этим агрегатом электроэнергия передается потребителю. А отработанный пар, охлажденный водой из пруда–охладителя, в виде конденсата, возвращается в парогенератор. Цикл замыкается.
Такая двухконтурная схема работа ядерной установки исключает проникновение радиации, сопровождающей процессы, происходящие в активной зоне, за его пределы.
Итак, в реакторе происходит цепочка превращений энергии: ядерная энергия расщепляемого материала → в кинетическую энергию осколков → тепловую энергию теплоносителя → кинетическую энергию турбины → и в электрическую энергию в генераторе.
Неизбежные потери энергии приводят к тому, что КПД атомных электростанций сравнительно не велик 33-34%.
Кроме выработки электрической энергии на АЭС ядерные реакторы используют для получения различных радиоактивных изотопов, для исследований во многих областях промышленности, для изучения допустимых параметров промышленных реакторов. Всё более широкое распространение получают транспортные реакторы, обеспечивающие энергией двигатели транспортных средств.
Типы ядерных реакторов
Как правило, ядерные реакторы работают на уране U-235. Однако его содержание в природном материале чрезвычайно мало, всего 0,7%. Основную же массу природного урана составляет изотоп U-238. Цепную реакцию в U-235 могут вызвать лишь медленные нейтроны, а изотоп U-238 расщепляется только быстрыми нейтронами. В результате же расщепления ядра рождаются как медленные, так и быстрые нейтроны. Быстрые нейтроны, испытывая торможение в теплоносителе (воде), становятся медленным. Но количество изотопа U-235 в природном уране столь мало, что приходится прибегать к его обогащению, доводя его концентрацию до 3-5%. Процесс этот весьма дорогой и экономически невыгоден. Кроме того время исчерпания природных ресурсов этого изотопа оценивается лишь 100-120 годами.
Поэтому в атомной промышленности происходит постепенный переход на реакторы, работающие на быстрых нейтронах.
Основное их отличие - в качестве теплоносителя используют жидкие металлы, которые не замедляют нейтроны, а в роли ядерного горючего используют U-238. Ядра этого изотопа через цепочку ядерных превращений переходят в Плутоний-239, который подвержен цепной реакции так же как и U-235. Т.е имеет место воспроизведение ядерного горючего, причём в количестве, превышающем его расход.
По оценке специалистов запасов изотопа Урана-238 должно хватить на 3000 лет. Этого времени вполне достаточно, чтобы у человечества хватило времени для разработки иных технологий.
Проблемы использования ядерной энергетики
Наряду с очевидными преимуществами ядерной энергетики, нельзя недооценивать масштаб проблем, связанных с эксплуатацией ядерных объектов.
Первая из них - это утилизация радиоактивных отходов и демонтированного оборудования атомной энергетики. Эти элементы обладают активным радиационным фоном, который сохраняется на протяжении длительного периода. Для утилизации этих отходов используют специальные свинцовые контейнеры. Их предполагается хоронить в районах вечной мерзлоты на глубине до 600 метров. Поэтому постоянно ведутся работы по поиску способа переработки радиоактивных отходов, что должно решить проблему утилизации и способствовать сохранению экологии нашей планеты.
Второй не менее тяжелой проблемой является обеспечение безопасности в процессе эксплуатации АЭС. Крупные аварии, подобные Чернобыльской, способны унести множество человеческих жизней и вывести из использования огромные территории.
Авария на японской АЭС «Фукусима-1» лишь подтвердила потенциальную опасность, которая проявляется при возникновении внештатной ситуации на ядерных объектах.
Однако возможности ядерной энергетики столь велики, что экологические проблемы уходят на второй план.
На сегодняшний день у человечества нет иного пути утоления всё нарастающего энергетического голода. Основой ядерной энергетики будущего, вероятно, станут «быстрые» реакторы с функцией воспроизводства ядерного топлива.
Если это сообщение тебе пригодилось, буда рада видеть тебя