От какво се състои реакторът? Чрез метода на генериране на пара

Ядрен реактор, принцип на действие, работа на ядрен реактор.

Всеки ден използваме електричество и не се замисляме как се произвежда и как е стигнало до нас. Въпреки това, това е една от най-важните части на съвременната цивилизация. Без електричество не би имало нищо – нито светлина, нито топлина, нито движение.

Всеки знае, че електричеството се генерира в електроцентрали, включително атомни. Сърцето на всяка атомна електроцентрала е ядрен реактор. Това е, което ще разгледаме в тази статия.

Ядрен реактор, устройство, в което протича контролирана ядрена верижна реакция с отделяне на топлина. Тези устройства се използват главно за генериране на електричество и за задвижване на големи кораби. За да си представим мощността и ефективността на ядрените реактори, можем да дадем пример. Когато среден ядрен реактор ще изисква 30 килограма уран, средната топлоелектрическа централа ще изисква 60 вагона въглища или 40 резервоара мазут.

Прототип ядрен реакторе построен през декември 1942 г. в САЩ под ръководството на Е. Ферми. Това беше така нареченият „Чикагски стек“. Chicago Pile (по-късно думата„Купчина“, заедно с други значения, означава ядрен реактор).Дадено му е това име, защото прилича на голяма купчина графитни блокове, поставени един върху друг.

Между блоковете бяха поставени сферични „работни течности“, направени от естествен уран и неговия диоксид.

В СССР първият реактор е построен под ръководството на академик И. В. Курчатов. Реакторът F-1 е в експлоатация на 25 декември 1946 г. Реакторът е със сферична форма и диаметър около 7,5 метра. Нямаше охладителна система, така че работеше на много ниски нива на мощност.

Изследванията продължават и на 27 юни 1954 г. в Обнинск влиза в експлоатация първата атомна електроцентрала в света с мощност 5 MW.

Принципът на работа на ядрен реактор.

При разпадането на уран U 235 се отделя топлина, придружена от отделянето на два или три неутрона. Според статистиката – 2,5. Тези неутрони се сблъскват с други атоми на уран U235. По време на сблъсък уран U 235 се превръща в нестабилен изотоп U 236, който почти веднага се разпада на Kr 92 и Ba 141 + същите тези 2-3 неутрона. Разпадането е придружено от освобождаване на енергия под формата на гама-лъчение и топлина.

Това се нарича верижна реакция. Атомите се делят, броят на разпаданията се увеличава експоненциално, което в крайна сметка води до светкавично, според нашите стандарти, освобождаване на огромно количество енергия - атомна експлозия възниква в резултат на неконтролируема верижна реакция.

Въпреки това, в ядрен реакторимаме работа с контролирана ядрена реакция.Как това става възможно е описано по-долу.

Структурата на ядрен реактор.

В момента има два типа ядрени реактори: ВВЕР (мощен енергиен реактор с водно охлаждане) и РБМК (мощен канален реактор). Разликата е, че РБМК е кипящ реактор, докато ВВЕР използва вода под налягане от 120 атмосфери.

Реактор ВВЕР 1000. 1 - задвижване на системата за управление; 2 - капак на реактора; 3 - тяло на реактора; 4 - блок от защитни тръби (BZT); 5 - вал; 6 - корпус на ядрото; 7 - горивни възли (FA) и контролни пръти;

Всеки промишлен ядрен реактор е котел, през който тече охлаждаща течност. Като правило това е обикновена вода (около 75% в света), течен графит (20%) и тежка вода (5%). За експериментални цели е използван берилий и се приема, че е въглеводород.

ТВЕЛ– (горивен елемент). Това са пръти в циркониева обвивка с ниобиева сплав, вътре в която са разположени таблетки с уранов диоксид.

TVEL raktor RBMK. Конструкция на горивния елемент на реактора RBMK: 1 - щепсел; 2 - таблетки с уранов диоксид; 3 - циркониева обвивка; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - връх.

TVEL също така включва пружинна система за задържане на горивните пелети на едно ниво, което позволява по-точно регулиране на дълбочината на потапяне/отстраняване на горивото в активната зона. Те са събрани в касети с шестоъгълна форма, всяка от които включва няколко десетки горивни пръти. Охлаждащата течност протича през каналите във всяка касета.

Горивните пръти в касетата са маркирани в зелено.

Монтаж на горивна касета.

Активната зона на реактора се състои от стотици касети, разположени вертикално и обединени заедно с метална обвивка - тяло, което играе и ролята на отражател на неутрони. Между касетите на равни интервали са поставени управляващи пръти и пръти за аварийна защита на реактора, които са предназначени да изключат реактора в случай на прегряване.

Нека дадем примерни данни за реактора ВВЕР-440:

Контролерите могат да се движат нагоре и надолу, потапяйки се или обратно, напускайки активната зона, където реакцията е най-интензивна. Това се осигурява от мощни електродвигатели, в комбинация със система за управление Аварийните защитни пръти са предназначени да изключат реактора в случай на авария, попадайки в активната зона и поглъщайки повече свободни неутрони.

Всеки реактор има капак, през който се зареждат и изваждат използвани и нови касети.

Топлоизолацията обикновено се монтира отгоре на корпуса на реактора. Следващата бариера е биологичната защита. Обикновено това е стоманобетонен бункер, чийто вход е затворен от въздушен шлюз с херметизирани врати. Биологичната защита е предназначена да предотврати изпускането на радиоактивна пара и парчета от реактора в атмосферата, ако възникне експлозия.

Ядрена експлозия в съвременните реактори е изключително малко вероятна. Тъй като горивото е доста слабо обогатено и разделено на горивни елементи. Дори сърцевината да се разтопи, горивото няма да може да реагира толкова активно. Най-лошото, което може да се случи, е термична експлозия като в Чернобил, когато налягането в реактора достигна такива стойности, че металният корпус просто се спука, а капакът на реактора, тежащ 5000 тона, направи обърнат скок, пробивайки покрива на реакторното отделение и изпускане на пара навън. Ако атомната електроцентрала в Чернобил беше оборудвана с подходяща биологична защита, като днешния саркофаг, тогава бедствието щеше да струва много по-малко на човечеството.

Експлоатация на атомна електроцентрала.

Накратко, така изглежда рабобоа.

Атомна електроцентрала. (може да се кликне)

След като влезе в активната зона на реактора с помощта на помпи, водата се загрява от 250 до 300 градуса и излиза от „другата страна“ на реактора. Това се нарича първа верига. След което се изпраща в топлообменника, където се среща с втория кръг. След това парата под налягане се стича върху лопатките на турбината. Турбините генерират електричество.

Построен под западните трибуни на футболното игрище на Чикагския университет и включен на 2 декември 1942 г., Chicago Pile-1 (CP-1) е първият ядрен реактор в света. Той се състоеше от графитни и уранови блокове и също имаше кадмиеви, индиеви и сребърни контролни пръти, но нямаше радиационна защита или система за охлаждане. Научният директор на проекта, физикът Енрико Ферми, описа CP-1 като „влажна купчина черни тухли и дървени трупи“.

Работата по реактора започва на 16 ноември 1942 г. Извършена е трудна работа. Физиците и служителите на университета работеха денонощно. Те изградиха решетка от 57 слоя уранов оксид и уранови слитъци, вградени в графитни блокове. Дървена рамка поддържаше конструкцията. Протежето на Ферми, Леона Уудс - единствената жена в проекта - направи внимателни измервания, докато купчината растеше.

На 2 декември 1942 г. реакторът е готов за тестване. Той съдържаше 22 000 блока уран и използваше 380 тона графит, както и 40 тона уранов оксид и шест тона метален уран. За изграждането на реактора бяха необходими 2,7 милиона долара. Експериментът започна в 09:45 часа. На него присъстваха 49 души: Ферми, Комптън, Силард, Зин, Хебъри, Уудс, млад дърводелец, който прави графитни блокове и кадмиеви пръти, лекари, обикновени студенти и други учени.

Трима души съставляваха „отряда самоубийци“ - те бяха част от системата за сигурност. Тяхната работа беше да гасят огъня, ако нещо се обърка. Имаше и контрол: управляващи щанги, които се управляваха ръчно и аварийна щанга, която беше вързана за парапета на балкона над реактора. При авария въжето трябваше да се реже от специално дежурен на балкона и прътът да гаси реакцията.

В 15:53 ​​за първи път в историята започва самоподдържаща се ядрена верижна реакция. Експериментът беше успешен. Реакторът е работил 28 минути.

Устройството и принципът на действие се основават на инициализацията и управлението на самоподдържаща се ядрена реакция. Използва се като изследователски инструмент, за производство на радиоактивни изотопи и като източник на енергия за атомни електроцентрали.

принцип на работа (накратко)

Това използва процес, при който тежко ядро ​​се разпада на два по-малки фрагмента. Тези фрагменти са в силно възбудено състояние и излъчват неутрони, други субатомни частици и фотони. Неутроните могат да предизвикат ново делене, което води до излъчване на повече от тях и т.н. Такава непрекъсната самоподдържаща се поредица от разцепвания се нарича верижна реакция. При това се освобождава голямо количество енергия, чието производство е целта на използването на АЕЦ.

Принципът на работа на ядрения реактор е такъв, че около 85% от енергията на делене се освобождава за много кратък период от време след началото на реакцията. Останалата част се получава от радиоактивния разпад на продуктите на делене, след като са излъчили неутрони. Радиоактивният разпад е процес, при който атомът достига по-стабилно състояние. Продължава след приключване на разделянето.

В атомна бомба верижната реакция нараства по интензитет, докато по-голямата част от материала се разпадне. Това се случва много бързо, предизвиквайки изключително мощните експлозии, типични за подобни бомби. Дизайнът и принципът на работа на ядрения реактор се основават на поддържането на верижна реакция на контролирано, почти постоянно ниво. Той е проектиран по такъв начин, че да не може да избухне като атомна бомба.

Верижна реакция и критичност

Физиката на реактора за ядрен делене е, че верижната реакция се определя от вероятността ядрото да се раздели след излъчването на неутрони. Ако популацията на последното намалее, тогава скоростта на делене в крайна сметка ще падне до нула. В този случай реакторът ще бъде в подкритично състояние. Ако неутронната популация се поддържа на постоянно ниво, тогава скоростта на делене ще остане стабилна. Реакторът ще бъде в критично състояние. И накрая, ако популацията от неутрони расте с течение на времето, скоростта на делене и мощността ще се увеличат. Състоянието на ядрото ще стане суперкритично.

Принципът на работа на ядрения реактор е следният. Преди изстрелването му неутронната популация е близо до нула. След това операторите премахват контролните пръти от ядрото, увеличавайки ядреното делене, което временно тласка реактора в суперкритично състояние. След достигане на номиналната мощност операторите частично връщат контролните пръти, регулирайки броя на неутроните. Впоследствие реакторът се поддържа в критично състояние. Когато трябва да се спре, операторите вкарват прътите докрай. Това потиска деленето и прехвърля ядрото в подкритично състояние.

Типове реактори

Повечето от атомните електроцентрали в света са електроцентрали, генериращи топлината, необходима за въртене на турбини, които задвижват електрически генератори. Има и много изследователски реактори, а някои страни имат подводници или надводни кораби, задвижвани с атомна енергия.

Енергийни инсталации

Има няколко типа реактори от този тип, но конструкцията с лека вода е широко разпространена. От своя страна може да използва вода под налягане или вряща вода. В първия случай течността под високо налягане се нагрява от топлината на сърцевината и влиза в парогенератора. Там топлината от първи контур се прехвърля към втория контур, който също съдържа вода. Окончателно генерираната пара служи като работен флуид в цикъла на парната турбина.

Реакторът с кипяща вода работи на принципа на директен енергиен цикъл. Водата, преминаваща през сърцевината, се довежда до кипене при средно налягане. Наситената пара преминава през серия от сепаратори и сушилни, разположени в корпуса на реактора, което води до неговото прегряване. След това прегрятата водна пара се използва като работна течност за завъртане на турбината.

Високотемпературно газово охлаждане

Високотемпературен реактор с газово охлаждане (HTGR) е ядрен реактор, чийто принцип на работа се основава на използването на смес от графит и горивни микросфери като гориво. Има два конкуриращи се дизайна:

• немска система за "пълнене", която използва сферични горивни елементи с диаметър 60 мм, които са смес от графит и гориво в графитна обвивка;
• американската версия под формата на графитни шестоъгълни призми, които се свързват, за да създадат ядро.

И в двата случая охлаждащата течност се състои от хелий под налягане от около 100 атмосфери. В германската система хелият преминава през пролуки в слоя от сферични горивни елементи, а в американската система хелият преминава през отвори в графитни призми, разположени по оста на централната зона на реактора. И двата варианта могат да работят при много високи температури, тъй като графитът има изключително висока температура на сублимация, а хелият е напълно химически инертен. Горещият хелий може да се приложи директно като работен флуид в газова турбина при висока температура или неговата топлина може да се използва за генериране на пара от воден цикъл.

Течен метал и принцип на работа

Бързите реактори с натриево охлаждане получиха голямо внимание през 60-те и 70-те години на миналия век. Тогава изглеждаше, че техните способности за размножаване скоро ще бъдат необходими за производството на гориво за бързо разрастващата се ядрена индустрия. Когато през 80-те години стана ясно, че това очакване е нереалистично, ентусиазмът намаля. Въпреки това редица реактори от този тип са построени в САЩ, Русия, Франция, Великобритания, Япония и Германия. Повечето от тях работят с ураниев диоксид или неговата смес с плутониев диоксид. В САЩ обаче най-голям успех са постигнати с металните горива.

КАНДУ

Канада насочва усилията си към реактори, които използват естествен уран. Това премахва необходимостта да се прибягва до услугите на други държави за обогатяването му. Резултатът от тази политика беше деутериево-урановият реактор (CANDU). Контролира се и се охлажда с тежка вода. Дизайнът и принципът на работа на ядрен реактор се състои в използването на резервоар със студен D 2 O при атмосферно налягане. Ядрото е пробито от тръби, изработени от циркониева сплав, съдържаща гориво от естествен уран, през което циркулира тежка вода, която го охлажда. Електричеството се произвежда чрез прехвърляне на топлина от делене в тежка вода към охлаждаща течност, която циркулира през парогенератор. След това парата във вторичната верига преминава през конвенционален турбинен цикъл.

Изследователски съоръжения

За научни изследвания най-често се използва ядрен реактор, чийто принцип на работа е използването на водно охлаждане и пластинчати уранови горивни елементи под формата на възли. Способен да работи в широк диапазон от нива на мощност, от няколко киловата до стотици мегавата. Тъй като производството на електроенергия не е основната цел на изследователските реактори, те се характеризират с произведената топлинна енергия, плътността и номиналната енергия на неутроните в ядрото. Именно тези параметри помагат да се определи количествено способността на изследователския реактор да провежда специфични изследвания. Системите с ниска мощност обикновено се намират в университетите и се използват за преподаване, докато системите с висока мощност са необходими в изследователски лаборатории за изпитване на материали и ефективност и общи изследвания.

Най-често срещаният е изследователски ядрен реактор, чиято структура и принцип на работа е както следва. Ядрото му се намира на дъното на голям, дълбок воден басейн. Това опростява наблюдението и поставянето на канали, през които могат да се насочват неутронни лъчи. При ниски нива на мощност не е необходимо да се изпомпва охлаждаща течност, тъй като естествената конвекция на охлаждащата течност осигурява достатъчно отделяне на топлина за поддържане на безопасни работни условия. Топлообменникът обикновено се намира на повърхността или в горната част на басейна, където се натрупва гореща вода.

Корабни инсталации

Първоначалното и основно приложение на ядрените реактори е използването им в подводници. Основното им предимство е, че за разлика от системите за изгаряне на изкопаеми горива, те не изискват въздух за генериране на електричество. Следователно атомната подводница може да остане потопена за дълги периоди от време, докато конвенционалната дизелово-електрическа подводница трябва периодично да се издига на повърхността, за да запали двигателите си във въздуха. дава стратегическо предимство на военните кораби. Благодарение на него няма нужда да зареждате гориво в чужди пристанища или от лесно уязвими танкери.

Класифициран е принципът на работа на ядрен реактор на подводница. Известно е обаче, че в САЩ той използва силно обогатен уран и се забавя и охлажда с лека вода. Дизайнът на първия атомен подводен реактор, USS Nautilus, беше силно повлиян от мощни изследователски съоръжения. Уникалните му характеристики са много голям резерв на реактивност, осигуряващ дълъг период на работа без презареждане и възможност за рестартиране след спиране. Електроцентралата в подводниците трябва да е много тиха, за да не бъде открита. За да отговорят на специфичните нужди на различни класове подводници, бяха създадени различни модели електроцентрали.

Самолетоносачите на ВМС на САЩ използват ядрен реактор, чийто принцип на работа се смята, че е заимстван от най-големите подводници. Подробности за дизайна им също не са публикувани.

Освен САЩ атомни подводници имат Великобритания, Франция, Русия, Китай и Индия. Във всеки случай дизайнът не беше разкрит, но се смята, че всички те са много сходни - това е следствие от едни и същи изисквания към техническите им характеристики. Русия също има малък флот, който използва същите реактори като съветските подводници.

Промишлени инсталации

За производствени цели се използва ядрен реактор, чийто принцип на работа е висока производителност с ниско ниво на производство на енергия. Това се дължи на факта, че продължителният престой на плутоний в активната зона води до натрупване на нежелан 240 Pu.

Производство на тритий

Понастоящем основният материал, произведен от такива системи, е тритий (3H или T) - зарядът за плутоний-239 има дълъг период на полуразпад от 24 100 години, така че страните с арсенали с ядрени оръжия, използващи този елемент, са склонни да имат повече от него отколкото е необходимо. За разлика от 239 Pu, тритият има период на полуразпад приблизително 12 години. Следователно, за да се поддържат необходимите запаси, този радиоактивен изотоп на водорода трябва да се произвежда непрекъснато. В Съединените щати река Савана (Южна Каролина), например, управлява няколко тежководни реактора, които произвеждат тритий.

Плаващи силови агрегати

Създадени са ядрени реактори, които могат да осигурят електричество и парно отопление на отдалечени изолирани райони. В Русия, например, малки електроцентрали, специално проектирани да обслужват арктическите селища, намериха приложение. В Китай 10 MW HTR-10 осигурява топлина и енергия на изследователския институт, където се намира. В Швеция и Канада се разработват малки автоматично управлявани реактори с подобни възможности. Между 1960 и 1972 г. армията на САЩ използва компактни водни реактори за захранване на отдалечени бази в Гренландия и Антарктика. Те бяха заменени от електроцентрали, работещи с петрол.

Завладяване на космоса

Освен това са разработени реактори за захранване и движение в открития космос. Между 1967 г. и 1988 г. Съветският съюз инсталира малки ядрени блокове на своите сателити от серията Космос за захранване на оборудване и телеметрия, но политиката стана мишена на критика. Поне един от тези спътници навлезе в земната атмосфера, причинявайки радиоактивно замърсяване в отдалечени райони на Канада. Съединените щати са изстреляли само един сателит с ядрена енергия през 1965 г. Въпреки това продължават да се разработват проекти за използването им в космически полети на дълги разстояния, пилотирано изследване на други планети или на постоянна лунна база. Това задължително ще бъде ядрен реактор с газово охлаждане или течен метал, чиито физически принципи ще осигурят възможно най-високата температура, необходима за минимизиране на размера на радиатора. В допълнение, реакторът за космическа технология трябва да бъде възможно най-компактен, за да се сведе до минимум количеството материал, използван за екраниране, и да се намали теглото по време на изстрелване и космически полет. Захранването с гориво ще осигури работата на реактора за целия период на космическия полет.

Верижната реакция на делене винаги е придружена от освобождаване на огромна енергия. Практическото използване на тази енергия е основната задача на ядрения реактор.

Ядреният реактор е устройство, в което протича контролирана или контролирана реакция на ядрено делене.

Въз основа на принципа на действие ядрените реактори се разделят на две групи: реактори на топлинни неутрони и реактори на бързи неутрони.

Как работи ядрен реактор с термични неутрони?

Типичен ядрен реактор има:

• Ядро и модератор;
• Неутронен рефлектор;
• Антифриз;
• Система за управление на верижна реакция, аварийна защита;
• Система за контрол и радиационна защита;
• Система за дистанционно управление.

1 - активна зона; 2 - рефлектор; 3 - защита; 4 - контролни пръти; 5 - охлаждаща течност; 6 - помпи; 7 - топлообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - кондензатор.

Ядро и модератор

Именно в ядрото протича контролирана верижна реакция на делене.

Повечето ядрени реактори работят с тежки изотопи на уран-235. Но в естествени проби от уранова руда съдържанието му е само 0,72%. Тази концентрация не е достатъчна за развитие на верижна реакция. Поради това рудата се обогатява изкуствено, като съдържанието на този изотоп достига 3%.

Ядреният материал или ядреното гориво под формата на таблетки се поставя в херметически затворени пръти, които се наричат ​​горивни пръти (горивни елементи). Те проникват в цялата активна зона, изпълнена с модераторнеутрони.

Защо е необходим модератор на неутрони в ядрен реактор?

Факт е, че неутроните, родени след разпадането на ядрата на уран-235, имат много висока скорост. Вероятността за улавянето им от други уранови ядра е стотици пъти по-малка от вероятността за улавяне на бавни неутрони. И ако скоростта им не се намали, ядрената реакция може да изчезне с времето. Модераторът решава проблема с намаляването на скоростта на неутроните. Ако вода или графит се поставят на пътя на бързите неутрони, тяхната скорост може да бъде изкуствено намалена и по този начин да се увеличи броят на частиците, уловени от атомите. В същото време верижната реакция в реактора ще изисква по-малко ядрено гориво.

В резултат на процеса на забавяне, топлинни неутрони, чиято скорост е почти равна на скоростта на топлинно движение на газовите молекули при стайна температура.

Вода, тежка вода (деутериев оксид D 2 O), берилий и графит се използват като модератор в ядрените реактори. Но най-добрият модератор е тежката вода D2O.

Неутронен рефлектор

За да се избегне изтичането на неутрони в околната среда, ядрото на ядрения реактор е заобиколено от неутронен рефлектор. Материалът, използван за рефлекторите, често е същият като при модераторите.

Антифриз

Топлината, отделена по време на ядрена реакция, се отстранява с помощта на охлаждаща течност. Обикновената естествена вода, предварително пречистена от различни примеси и газове, често се използва като охлаждаща течност в ядрени реактори. Но тъй като водата вече кипи при температура от 100 0 C и налягане от 1 atm, за да се повиши точката на кипене, налягането в първичната верига на охлаждащата течност се повишава. Водата от първи контур, циркулираща през активната зона на реактора, измива горивните пръти, като се нагрява до температура 320 0 C. След това, вътре в топлообменника, тя отдава топлина на водата от втория контур. Обменът се осъществява чрез топлообменни тръби, така че няма контакт с водата от втория кръг. Това предотвратява навлизането на радиоактивни вещества във втората верига на топлообменника.

И тогава всичко се случва като в ТЕЦ. Водата във втората верига се превръща в пара. Парата върти турбина, която задвижва електрически генератор, който произвежда електрически ток.

В реакторите с тежка вода охладителят е тежка вода D2O, а в реакторите с течнометални охладители е разтопен метал.

Система за управление на верижна реакция

Текущото състояние на реактора се характеризира с величина, наречена реактивност.

ρ = ( k -1)/ к ,

k = n i / n i -1 ,

Където к – коефициент на размножаване на неутрони,

n i - броя на неутроните от следващото поколение в реакцията на ядрено делене,

n i -1 , - броят на неутроните от предишното поколение в същата реакция.

Ако k ˃ 1 , верижната реакция расте, системата се нарича суперкритиченг. Ако к< 1 , верижната реакция изчезва и системата се нарича подкритичен. При k = 1 реакторът е вътре стабилно критично състояние, тъй като броят на делящите се ядра не се променя. В това състояние реактивност ρ = 0 .

Критичното състояние на реактора (необходимият коефициент на размножаване на неутрони в ядрен реактор) се поддържа чрез движение контролни пръти. Материалът, от който са направени, включва вещества, абсорбиращи неутрони. Чрез удължаване или натискане на тези пръти в ядрото се контролира скоростта на реакцията на ядрено делене.

Системата за управление осигурява управление на реактора по време на неговия пуск, планово спиране, работа на мощност, както и аварийна защита на ядрения реактор. Това се постига чрез промяна на позицията на управляващите пръти.

Ако някой от параметрите на реактора (температура, налягане, скорост на нарастване на мощността, разход на гориво и др.) се отклони от нормата и това може да доведе до авария, специални аварийни прътии ядрената реакция бързо спира.

Уверете се, че параметрите на реактора отговарят на стандартите системи за контрол и радиационна защита.

За да се предпази околната среда от радиоактивно излъчване, реакторът е поставен в дебела бетонна обвивка.

Системи за дистанционно управление

Всички сигнали за състоянието на ядрения реактор (температура на охлаждащата течност, ниво на радиация в различните части на реактора и др.) се изпращат до контролния панел на реактора и се обработват в компютърни системи. Операторът получава цялата необходима информация и препоръки за отстраняване на определени отклонения.

Бързи реактори

Разликата между реакторите от този тип и реакторите с термични неутрони е, че бързите неутрони, възникващи след разпадането на уран-235, не се забавят, а се абсорбират от уран-238 с последващото му превръщане в плутоний-239. Затова реакторите с бързи неутрони се използват за производство на оръжеен плутоний-239 и топлинна енергия, която генераторите на атомни електроцентрали преобразуват в електрическа енергия.

Ядреното гориво в такива реактори е уран-238, а суровината е уран-235.

В естествената уранова руда 99,2745% е уран-238. Когато термичният неутрон се абсорбира, той не се дели, а се превръща в изотоп на уран-239.

Известно време след β-разпада уран-239 се превръща в ядро ​​на нептуний-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

След втория β-разпад се образува делящ се плутоний-239:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

И накрая, след алфа-разпадането на ядрото на плутоний-239 се получава уран-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

Горивните пръти със суровини (обогатен уран-235) са разположени в активната зона на реактора. Тази зона е заобиколена от зона за размножаване, която се състои от горивни пръти с гориво (обеднен уран-238). Бързите неутрони, излъчени от активната зона след разпадането на уран-235, се улавят от ядрата на уран-238. В резултат на това се образува плутоний-239. Така ново ядрено гориво се произвежда в реактори на бързи неутрони.

Течните метали или техни смеси се използват като охладители в ядрени реактори с бързи неутрони.

Класификация и приложение на ядрени реактори

Ядрените реактори се използват главно в атомни електроцентрали. С тяхна помощ се произвежда електрическа и топлинна енергия в индустриален мащаб. Такива реактори се наричат енергия .

Ядрените реактори се използват широко в задвижващите системи на съвременните атомни подводници, надводни кораби и в космическите технологии. Те захранват двигателите с електрическа енергия и се наричат транспортни реактори .

За научни изследвания в областта на ядрената физика и радиационната химия се използват потоци от неутрони и гама-кванти, които се получават в активната зона. изследователски реактори. Генерираната от тях енергия не надвишава 100 MW и не се използва за промишлени цели.

Мощност експериментални реактори дори по-малко. Тя достига стойност от само няколко kW. Тези реактори изучават различни физически величини, чието значение е важно при планирането на ядрени реакции.

ДА СЕ индустриални реактори включват реактори за производство на радиоактивни изотопи, използвани за медицински цели, както и в различни области на индустрията и технологиите. Реакторите за обезсоляване на морска вода също се класифицират като индустриални реактори.

В САЩ, на разстояние 30 км от Чикаго, югозападно от метрополията, се намира природният резерват Палос. На първо място, той е известен с два обекта, които се намират в Red Gate Woods. Първият е обект А.

Това е парцел от 19 акра, върху който се намират останките от първия ядрен реактор в човешката история. Вторият е участък М. Това е депо с размери 1800 квадратни метра, където са концентрирани всички отпадъци от реактора.

Chicago Pile-1 или CP-1 е начина, по който легендарните физици Лео Силардо и Енрико Ферми са кръстили своето дете на въображението, първият ядрен реактор в света. Построен е под гриф „Строго секретно” през късната есен на 1942 г. като част от проекта за внедряване на първата в света атомна бомба на територията на Чикагския университет. Този опит не беше успешен и бомбата не избухна. Но благодарение на огромните усилия, положени за създаването на бомбата, човечеството навлезе в нова епоха - ерата на ядрените оръжия.

Обвивката на ядрения реактор се състоеше от маса черни тухли и дървени греди. Съдържаше:
графит – използва се за забавяне на неутроните. Общо триста и шестдесет тона графит бяха поставени в реактора;
метален уран – 5400 кг;
уранов оксид – 45 000 кг.
Реакторът нямаше абсолютно никаква защита. Учените очакваха, че ще работи на ниска мощност. Нямаше и никаква охладителна система.
Скоро след създаването си реакторът е демонтиран и преместен извън града – в природния резерват Палос. При повторното му сглобяване той получава ново име - Chicago Pile-2 или просто CP-2.

CP-2 имаше повече мощност от своя предшественик, няколко киловата, и за него беше изграден радиационен щит. След известно време към CP-2 беше добавен още 1 реактор (CP-3). Тези два реактора са работили десет години, преди да бъдат затворени през 1954 г.
Изкопана е огромна дупка за погребване на ядрени реактори. Целенасочената експлозия помогна да изпрати CP-2 и CP-3 в забрава в недрата на земята. Всички сгради, построени за обслужване на реакторите, бяха унищожени и също заровени. Гробното място е покрито с трошен камък и пръст и благоустроено.

Днес гробницата може да бъде открита от гранитни блокове. Първият казва Място А, вторият казва Парцел М.