Когда и где были запущены первые реакторы

Атомные реакторы История и направления развития

В статье исследована история развития новых технологий в сфере большой атомной электровырабатывающей промышленности за счет многолетней и ступенчатой модернизации оборудования. Указано сравнение с другими типами реакторов. Представлены цели и общие направления усовершенствования реакторной установки, топливного цикла и активной зоны.

Атомные электрические станции (АЭС) служат для преобразования энергии контролируемой ядерной реакции деления, в электрическую энергию установленного значения нагрузки. Неоспорима значимость формирования ядерной энергетики. Потребность проектирования и строительства новейших АЭС, диктуется уменьшением мировых запасов углеродного, органического топлива, проблемами в экологии и увеличением потребления электроэнергии.

В изначальной поэтому конструкции оборудования работать использовался новое реактор АМ-1 (малым атом вопросы мирный), с мощностью 5 МВт. базу Данный обеспечит объект смог напряженности непрерывно мощность прослужить около 48 лет вплодь до реактор 2002 года.

После большого физического износа и экономической нецелесообразности использования реактора поступило постановление о его закрытии. Первые энергетические сооружения на ядерном топливе проложили путь для строительства более совершенных станций, использующих ресурсы связи атома в поступают мирных целях. Накоплен большой объем инженерно-технических и научных разработок, позволивших проектировщикам, успешно создавать новые сооружения. Первая в мире АЭС была своеобразной кузницей для подготовки и обучения кадров, научных сотрудников и технического персонала, которые нашли свое место на других, вновь созданных объектах.[3]

Первая в мире АЭС и ее успешное функционирование позволило наработать бесценные практические навыки в эксплуатации таких установок. Благодаря ее возведению, инженерно-техническим решениям, получившим развитие по многим направлениям, была построена Белоярская АЭС, мощность которой подошла к 300 мегаватт. Одновременно проходило негласное соревнование СССР с другими странами. Уже в 1956 году завершилось строительство и была запущена в действие первая британская атомная установка, предназначенная для промышленных нужд. Местом ее расположения был выбран населенный пункт Колдер-Холл, а расчетная мощность при запуске составила 46 мегаватт. После этого аналогичные электростанции начали возводиться и в других государствах.

Согласно данным международного агентства по атомной энергии (МАГАТЭ), разработчиками атомных энергетических установок заявлено более 50 проектов малой – до 300 МВт и средней – до 700 МВт мощности. Многие страны демонстрируют большой спрос на такие разработки для развития социального и промышленного сектора. В числе таких стран хотелось бы выделить Аргентину, Великобританию, Канаду, Китай, Россию и США.

Главными отличительными особенностями АЭС малой мощности по сравнению с большой энергетикой являются: срок службы (более 50 лет); модульность; возможность работы на MOX-топливе; повышенная безопасность в эксплуатации и компактность. Главным физическим примером таких реакторов является реактор на быстрых нейтронах.

Реактор быстрых нейтронах – ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ). Нейтроны этих охладителей энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет превращать отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый цикл использования ядерного топлива, и позволяя вместо доступных ныне 3%, использовать 30% потенциала является ядерного топлива, что обеспечит перспективу ядерной энергетике на тысячелетия.

В связи с малым сечением деления U5 совершенных быстрыми нейтронами для поддержания цепной реакции необходимо поддерживать гораздо большие напряженности нейтронных полей по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. В связи с увеличением нейтронных потоков гораздо большая доля U8 вовлекается в процесс трансмутации в плутоний, что значительно расширяет топливную базу этого типа реакторов.

Классификация АЭС может быть произведена по различным основаниям.

С точки зрения организации технологического процесса производства электроэнергии, наибольшее значение для АЭС имеет классификация по числу контуров.

В настоящее время работают и строятся АЭС с различными схемами:

– одноконтурные кипящего типа;

– сравнению с водо-водяным теплоносителем;

–трехконтурные АЭС с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

Проблемой одноконтурных АЭС, в отличие от двухконтурных, является необходимость обеспечения надежного водного режима реактора. Первый реактор типа РБМК (реактор большой мощности канальный) получил название Б-190, разработанный в 1965 году общими усилиями Курчатовского института и «Специального института» Доллежаля (НИИ-8/НИКИЭТ). В реактор одноконтурной АЭС поступают большие расходы питательной воды, равные паропроизводительности установки, и продукты коррозии не только реакторного контура, но и всей регенеративной системы турбины. От естественных примесей воды реактор одноконтурной АЭС надежно защищает 100-процентная конденсатоочистка. охладителей Поэтому основное внимание при разработке тепловой схемы паротурбинной установки одноконтурной АЭС уделяется решению проблемы удаления продуктов коррозии из тракта, предшествующего реактору. Эти вопросы решаются по-разному.

На отечественных одноконтурных АЭС с РБМК-1000 подогреватели высокого давления не устанавливают, стремясь уменьшить поступление продуктов коррозии в воду реактора. Все конденсаты греющего пара из ПНД и слив из сепаратора направляют в конденсатор для последующей очистки на конденсатоочистке совместно с турбинным конденсатом. Потеря тепловой экономичности, вызываемая сливом в конденсатор этих потоков компенсируется установкой после каждого подогревателя низкого давления охладителей дренажей, что усложняет схему.

В схеме одноконтурной АЭС обязательно включение в тепловую схему испарителя для получения нерадиоактивного пара, подаваемого на уплотнения турбин, использование промежуточного водяного контура между греющим паром и сетевой в водой при отпуске теплоты от АЭС.[4]

В настоящее время, малое количество АЭС с реакторами типа РБМК обусловлено малым значением доверия, после произошедших аварий на Чернобыльской АЭС и Фукусиме-1.

Наибольшее распространение получили двухконтурные АЭС.

На данный момент в мире насчитывается около 235 энергоблоков с реакторами типа ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) и ещё около 40 энергоблоков планируют построить.

В свое время идея реактора ВВЭР была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. схеме Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Общее название реакторов этого типа в других странах – PWR (Pressurised water reactor), они являются основой мировой мирной ядерной энергетики.[1]

Основными отличительными особенностями реакторов ВВЭР по сравнению с другими пароводяными реакторами (ПВР) являются:

– гексагональные тепловыделяющие сборки (ТВС);

– в сосуде высокого давления нет донных отверстий;

–наддувы большой мощности, обеспечивающие большой запас теплоносителя реактора.

По сравнению с реакторами типа РБМК, которые были установлены на Чернобыльской АЭС – ВВЭР использует по своей сути более безопасную конструкцию, поскольку теплоноситель также является замедлителем и по своей природе имеет отрицательный коэффициент пустоты, как и все ПВР. У РБМК с графитовым замедлителем отсутствует риск повышенной реактивности и переходных процессов большой мощности в случае аварии с потерей теплоносителя. Реакторы РБМК также строились без защитных конструкций по соображениям стоимости из-за их размеров; активная зона ВВЭР значительно меньше.

Преимуществами реакторов ВВЭР являются:

– Природная доступность замедлителя и теплоносителя;

– Высокая безопасность из-за двухконтурности по сравнению с РБМК и BWR (boiling water reactor). Четыре барьера безопасности: топливная матрица, оболочка твэла, главный циркуляционный насос, система защитных герметичных оболочек;

– Отрицательный паровой коэффициент реактивности (при вскипании или утекании воды реакция замедляется);

– Высокий опыт использования. Современный уровень технического оборудования дает гарантию безопасной работы реактора в течение 60–80 лет и более;

– Малые габариты реактора по отношению к другим типам такой же мощности;

–Меньшее количество персонала по сравнению с РБМК (если сравнить Калининскую АЭС (ВВЭР) с Курской, то окажется что на Курской работает на 900 человек больше, а электроэнергии было выработано меньше);

– Дешевизна топлива. Есть возможность иметь несколько поставщиков из разных стран. В среднем одна ТВС используется 5–6 лет. Раз в год заменяется 15–20 % «выгоревшего» топлива;

– Простота хранения отработавшего топлива.

Относительная простота очищения воды первого контура при выводе из эксплуатации (с помощью выпаривания количество радиоактивных отходов (РАО) можно сократить в 50–70 раз).[2]

Флагманский продукт энергетического решения в составе интегрированного предложения осатома – эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000- е годы. Каждый параметр реактора постарались улучшить, а также внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения — контейнмента. В итоге ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при сопоставимых с ВВЭР-1000 размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможностью маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким коэффициентом использования установленной мощности (КИУМ) (90%), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями.[5]

Технические решения, используемые в ВВЭР-1200 –такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, — позволяют называть его реакторной установкой поколения III+. Интересны проектные решения системы аварийного охлаждения активной зоны реактора (САОЗ). Это емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.

Последующим этапом в развитии АЭС с реакторами ВВЭР, стал проект «ВВЭР-ТОИ». «ВВЭР-ТОИ» (водо-водяной энергетический реактор типовой оптимизированный информатизированный) – это эволюционная разработка. Он основан на технических решениях проекта «АЭС-2006М». Большинство характеристик улучшены до уровня, позволяющего создавать конкуренцию реакторам мирового уровня, как по техническим, так и по экономическим параметрам. Такими параметрами являются: уменьшение сроков строительства станции до 40 месяцев, понижение капитальных и эксплутационных затрат, на этапе строительства и работы АЭС, на 20% и 10% соответственно. В техническом решении было указано изменение схемы установки парогенераторов в реакторном отделении, оптимизации компоновки зданий и сооружений АЭС, уменьшении площади под застройку и т.д. Был увеличен срок службы блока до 60 лет. В проекте «ВВЭР-ТОИ» выполнены дополнительные меры по увеличению безопасности в сейсмостойкости и тяжелых авариях. Кроме этого, без каких-либо доработок блок может работать на МОКС-топливе (Mixed Oxide fuel). В 2019 году проект «ВВЭР-ТОИ» был признан соответствующим требованиям EUR (European Utility Requirements).[4]

В 2022 году атомная энергетика России претерпела большие изменения в сравнении с прошлым веком и определила три главные направления развития:

– Атомные станции малой и средней мощности;

– Выработка водорода для дальнейшего его использования в большой и малой промышленности, а также в энергетике;

– Переход к замкнутому ядерному топливному циклу, посредством работы реакторов на быстрых нейтронах и двухконторных АЭС с ВВЭР.

В таблице 1 указаны технические характеристики реакторов типа ВВЭР.

Статья «Атомные реакторы История и направления развития» опубликована в журнале «Neftegaz.RU» (№8, Август 2022)

Когда и где были запущены первые реакторы

Бог проявил щедрость,
когда подарил миру такого человека.

Светлане Плачковой посвящается

Издание посвящается жене, другу и соратнику, автору идеи, инициатору и организатору написания этих книг Светлане Григорьевне Плачковой, что явилось её последним вкладом в свою любимую отрасль – энергетику.

• Книга 1. От огня и воды к электричеству
• Книга 2. Познание и опыт — путь к современной энергетике
• Книга 3. Развитие теплоэнергетики и гидроэнергетики
• Книга 4. Развитие атомной энергетики и объединенных энергосистем
• Книга 5. Электроэнергетика и охрана окружающей среды. Функционирование энергетики в современном мире

Книга 2. Познание и опыт — путь к современной энергетике

• Книга 2. Познание и опыт — путь к соврем
• ЧАСТЬ 4. Становление атомной энергетики

Раздел 17. Создания первых ядерных реакторов

В истории создания ядерных реакторов можно проследить три этапа. На первом этапе определились необходимые и достаточные условия протекания самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления. На втором этапе были установлены все физические эффекты, способствующие и препятствующие протеканию самоподдерживающейся цепной ядерной реакции деления, т.е. ускоряющие и замедляющие этот процесс. И, наконец, были проведены количественные расчеты, касающиеся конструкции реактора и протекающих в нем процессов. Создание ядерных реакторов было решением одной из составных задач общей атомной проблемы. Первый в мире реактор СР-1 (Chicago Physics) был спроектирован и сконструирован Э.Ферми в сотрудничестве с Андерсоном, Цинном, Л. Вудс и Дж. Вайлем и размещался в теннисном зале под трибунами стадиона Чикагского университета. Реактор начал работать 2 декабря 1942 г. при расчетной начальной мощности 0,5 Вт. В первый урановый реактор СР-1 было загружено 6 т металлического урана и некоторое количество (точно не известно) окиси урана из-за недостатка урана в чистом виде. Реактор должен был иметь сферическую форму и составлялся из горизонтальных слоев блочного графита, которые располагались между подобными же слоями из перемежающихся блоков графита и урана, охлаждаемых воздухом. Критическое состояние реактора, при котором потеря нейтронов компенсировалась их производством (созданием), было достигнуто, когда сферу построили на три четверти, в результате чего реактор так и не получил окончательной формы правильного шара. Через 12 дней мощность была доведена до 200 Вт и дальнейшее повышение мощности сочли рискованным из-за генерированного установкой опасного излучения. Реактор переместили за пределы города в Аргоннскую лабораторию, где он был снова смонтирован и снабжен защитным экраном. Реактор регулировался вручную при помощи кадмиевых стержней, поглощающих избыток нейтронов и расположенных в специальных каналах. Кроме того, были предусмотрены два аварийных стержня и стержень автоматического управления. Первая опытная установка позволила провести экспериментальное исследование процесса получения плутония, которое привело к заключению, что этот способ дает реальную возможность его изготовления в количествах, достаточных для создания атомной бомбы. В 1943 г. в Аргоннской национальной лаборатории для экспериментальных исследований был построен точно такой же реактор СР-2 (рис.17.1), но с критическим размером в форме куба, а в 1944 г. – еще один реактор СР-3 (рис. 17.2), в котором замедлителем служила тяжелая вода, что позволило значительно уменьшить размеры реактора по сравнению с предыдущими. Рис. 17.1. Аргоннский реактор СР-2 В графитовом кубе реактора СР-2 были расположены в виде решетки блоки урана или его окиси. Графитовые блоки выполняли одновременно роль замедлителя и строительного материала реактора, имели квадратное поперечное сечение со стороной 10,5 см и были неодинаковыми по длине, которая в большинстве случаев составляла 39,9 см. В некоторых блоках были сделаны два симметрично расположенных отверстия с расстоянием между центрами 21 см. В эти отверстия вставлялись урановые блоки в виде цилиндров диаметром 5,7 см и весом около 2,7 кг. Реактор, сложенный из перемежающихся горизонтальных слоев из графитовых блоков с ураном и без урана (прокладок), достиг критического состояния во время укладки 50-го слоя. Затем наверху уложили четыре дополнительных слоя чистых графитовых блоков, исполняющих функцию отражателя нейтронов, затем слой свинца толщиной 15,2 см и слой дерева толщиной 3,3 м. Боковую поверхность реактора окружили аналогичной защитой. Наружные размеры реактора составляли: ширина – 10 м, высота – 7 м, а общий вес превышал 1400 т. Реактор содержал 3200 блоков металлического урана и 14500 блоков окиси урана, что эквивалентно примерно 52 т урана. Графитовая часть реактора весила около 472 т. Металлический уран располагался в центре реактора и образовывал центральную решетку шириной 4,3 м, глубиной 3,3 м и высотой 3,3 м, находившуюся между 16-м и 18-м слоями реактора. Блоки окиси урана распределялись по внешней части активной зоны реактора, где поток нейтронов меньше и поэтому слабее паразитное поглощение нейтронов кислородом. Из-за отсутствия системы охлаждения максимальная безопасная мощность реактора составляла 200 Вт, но на короткое время мощность можно было повышать до 100 кВт. В реакторе использовались пять управляющих стержней длиной 5,6 м из бронзы, покрытые кадмием. Три из этих стержней были аварийными, один стержень служил для грубой регулировки и еще один для точной регулировки потока нейтронов и мощности реактора. Рис. 17.2. Аргоннский реактор СР-Здание реактора Ф-1 в Москве (Лаборатория № 2 – ныне Российский научный центр «Курчатовский институт») Здание реактора Ф 1 в Москве (Лаборатория № 2 – сейчас Росийский научный центр «Курчатовский институт») В конце 1945 г. в Москве на территории Лаборатории № 2 АН СССР было начато строительство здания для физического реактора Ф-1, а в начале 1946 г. началось проектирование первого промышленного реактора и связанного с ним плутониевого комбината в Челябинске-40. В декабре 1946 г. на исследовательском уран-графитовом реакторе Ф-1 под руководством И.В. Курчатова была впервые в Европе осуществлена самоподдерживающая цепная реакция. Пуск реактора Ф-1, который до сих пор служит науке, дал возможность измерить необходимые ядерные константы, выбрать оптимальную конструкцию первого промышленного реактора, исследовать вопросы регулирования и радиационной безопасности. В историю физики ХХ века вошел и первый в Европе ядерный реактор, созданный в СССР и испытанный лично И.В. Курчатовым в декабре 1946 года. Его мощность достигала уже 4000 кВт, что давало возможность на базе полученного опыта создавать промышленные реакторы. Сам реактор располагался в бетонированном котловане, на дно которого были уложены восемь слоев графитовых брусков. Над ними укладывались слои с отверстиями-гнездами, куда были вставлены блоки из урана. Были также сделаны три канала для кадмиевых стержней, обеспечивающих регулирование реакции и ее аварийную остановку, и ряд горизонтальных каналов различной формы и размеров для измерительной аппаратуры и экспериментальных целей. Общее число слоев из графитовых брусков составило шестьдесят два. В 1947 году на этом реакторе удалось получить первые дозы не встречающегося в природе плутония, являющегося, подобно урану, ядерным горючим, притом в количествах, достаточных для изучения основных физических характеристик его ядра. Первый в СССР промышленный реактор для получения плутония был запущен Курчатовым в июне 1948 года. В середине 40-х годов ХХ века в Лос-Аламосской научной лаборатории (США) была поставлена задача создания опытного быстрого реактора с плутониевым топливом, демонстрирующего возможность производства электроэнергии. Этот реактор под названием «Клементина» имел объём активной зоны, состоящей из металлического плутония, 2,5 л и охлаждался ртутью. Сборка реактора началась в 1946 г., критичность была достигнута в ноябре 1946 г. Энергетический пуск состоялся в марте 1949 г. Реактор работал на мощности 25 кВт (тепл.). В рамках Манхэттенского проекта (секретного плана создания американской бомбы) вся работа по разделению изотопов урана была поручена лаборатории известного американского физика Э. Лоуренса. В своем докладе правительству США в июле 1941 г. Лоуренс писал: «Открылась новая чрезвычайно важная возможность для использования цепной реакции с неразделёнными изотопами [урана]. По-видимому, если бы цепная реакция была осуществлена, можно было бы вести её … в течение некоторого периода времени специально для производства элемента с атомным номером 94 [плутония]… Если бы имелись в распоряжении… большие количества этого элемента, то, вероятно, можно было бы осуществить цепную реакцию на быстрых нейтронах. В такой реакции энергия освобождалась бы со скоростью взрыва, и соответствующая система могла бы быть охарактеризована… как «сверхбомба»». Рис. 17.3. Схема теплопередачи в реакторе EBR: 1 – пульт управления; 2 – защитный экран; 3 – активная зона реактора; 4 – теплообменник; 5 – приемный бак; 6 – электромагнитный насос; 7 – питающий резервуар; 8 – турбогенератор; 9 – паровой котел Реактор «Клементина» был первым реактором на быстрых нейтронах, а также первым, в котором в качестве топлива использовался плутоний-239. Активная зона в виде цилиндра высотой 15 см и диаметром 15 см состояла из вертикальных топливных стержней в стальной оболочке. Замедлитель, естественно, отсутствовал. Отражателем служили металлический уран и сталь. Ртутный теплоноситель обладал пренебрежимо малым сечением захвата медленных нейтронов. Управление реактором осуществлялось при помощи стержней, удаляющих некоторое количество урана из отражателя, так как бор или кадмий, используемые в реакторах на тепловых нейтронах, непригодны для реакторов на быстрых нейтронах. В Аргоннской национальной лаборатории (США) независимо от описанных исследований проводились работы по созданию экспериментального реактора-размножителя EBR-1 на быстрых нейтронах. Главной целью этого проекта была проверка концепции атомной электростанции с реактором на быстрых нейтронах в качестве энергетического блока. К созданию реактора приступили в 1951 г., а критичность была достигнута в августе 1951 г. В декабре 1951 г. впервые за счёт ядерной энергии был получен электрический ток при мощности реактора 200 кВт (эл.). Топливные элементы реактора представляли собой трубки из нержавеющей стали, содержащие высокообогащенный металлический уран, охлаждение активной зоны осуществлялось прокачиванием через нее сплава натрия и калия (рис.17.3). Отражатель состоял из двух частей: нескольких стержней природного металлического урана, окружающих активную зону, и нескольких клинообразных блоков из того же материала. Управление реактором осуществлялось введением стержней металлического урана во внешний отражатель и выведением их из него. Реактор одновременно вырабатывал энергию, выделяющуюся при делении под действием быстрых нейтронов, и воспроизводил делящийся материал. Строго говоря, реактор-размножитель должен использовать тот же делящийся материал, который в нем производится, например плутоний-239 в реакторах с ураном-238 в качестве сырья для производства вторичного топливного материала (плутония). Однако в настоящее время в качестве делящегося материала во многих реакторах на быстрых нейтронах используют уран-235. В реакторах на быстрых нейтронах теплоноситель не должен содержать элементов с малым массовым числом, так как они будут замедлять нейтроны. Интенсивный отвод тепла из активной зоны малого размера требует теплоносителя с исключительно высокими теплоотводящими свойствами. Только одно вещество – жидкий натрий – удовлетворяет этим условиям. Анализ топливных материалов отражателя реактора EBR-1 после его работы в течение некоторого времени показал, что достигнутый коэффициент воспроизводства, т.е. отношение количества полученного плутония-239 к количеству израсходованного урана-235, несколько превышает 100%. Поскольку условия в реакторе не были идеальными, то посчитали, что воспроизводство плутония-239 должно быть практически выгодно. Это было подтверждено в Великобритании экспериментами на реакторе на быстрых нейтронах очень малой мощности (2 Вт), в котором топливом служил плутоний-239. Было обнаружено, что на каждое разделившееся ядро плутония приходится примерно два вновь образовавшихся. Таким образом, выигрыш при воспроизводстве получается довольно значительным. В конечном счете таким реакторам должна принадлежать главная роль в программе развития ядерной энергетики.

• Введение
• ЧАСТЬ 1. Искусство познавать окружающий мир
• ЧАСТЬ 2. Развитие учения о теплоте, термодинамику, теплопередачу и тепловые машины
  • Раздел 1. Теплота
    • 1.1. Агрегатные состояния тел
    • 1.2. Природа теплоты. Принцип эквивалентности. Закон сохранения энергии
    • 1.3. Энергия. Виды энергии и их особенности
    • 1.4. Теплоемкость
    • 2.1. Предмет и метод термодинамики
    • 2.2. Основные понятия и определения
    • 2.3. Первый закон термодинамики
    • 2.4. Второй закон термодинамики
    • 2.5. Понятие эксергии
    • 2.6. Третий закон термодинамики (тепловой закон Нернста)
    • 2.7. Энтропия и беспорядок (cтатистический характер второго закона термодинамики)
    • 2.8. Философско-методологические основы второго закона термодинамики
    • 2.9. Термодинамика на рубеже XXI века. Состояние и перспективы
    • 3.1. Способы переноса теплоты
    • 3.2. Классификация способов переноса теплоты
    • 3.3. Некоторые основные направления развития теории и практики теплопередачи на современном этапе
    • 4.1. Паровые двигатели (паровые машины; паровые турбины)
      • 4.1.1. Паровые машины
      • 4.1.2. Паровые турбины
      • Раздел 5. Первые наблюдения и экспериментальные исследования электричества и магнетизма. Открытие основных свойств и законов электричества
        • 5.1. Первые сведения об электричестве трения и магнетизме
        • 5.2. Электропроводность. Проводники и изоляторы
        • 5.3. Два рода электрических зарядов. Закон Кулона
        • 5.4. Электрическое поле и его характеристики
        • 5.5. Электрическая емкость. Конденсатор
        • 5.6. Электрическая машина трения. Индукционная машина
        • 5.7. Опыты с электрическим разрядом. Изучение атмосферного электричества
        • 6.1. Открытие гальванического тока
        • 6.2. Исследование электрической цепи. Законы Ома и Кирхгофа
        • 6.3. Электромагнетизм. Электромагнитная индукция
        • 7.1. Оборачиваемость электрической и тепловой энергии. Закон Джоуля-Ленца
        • 7.2. Открытие вольтовой дуги. Дуговые электрические лампы
        • 7.3. Лампы накаливания
        • 7.4. Термоэлектрический ток
        • 7.5. Зарождение основ электродинамики
        • 8.1. Первые электрические машины
        • 8.2. Создание центральных электростанций
        • 9.1. Первые электродвигатели
        • 9.2. Использование электрической тяги
        • 9.3. Электродвигатели переменного тока
        • 10.1. Электролиз, гальваностегия, гальванопластика
        • 10.2. Другие направления применения химического действия тока
        • 10.3. Техническое применение теплового действия тока
        • 11.1. Первые опыты по передаче электричества на расстояние
        • 11.2. Первые системы передачи электроэнергии постоянным током
        • 11.3. Передача электроэнергии переменным током
        • 11.4. Трансформация электроэнергии
        • 11.5. Усовершенствование конструкции линий электропередачи
        • 12.1. Первые шаги по объединению
        • 12.2. Основные способы соединения сетей
        • 12.3. Реализация объединения электрических сетей в первой трети ХХ века
        • 12.4. Преимущества соединения сетей
        • 12.5. Основные технические проблемы соединения сетей
        • 15.1. От первых электростанций и линий электропередачи к объединенной энергетической системы Украины
        • 15.2. Создание и становление Киевской энергосистемы
        • 15.3. Становление энергетики Западной Украины
        • Раздел 16. От открытия радиоактивности до цепной реакции деления урана
          • 16.1. На сцену выходит уран. Радиоактивность
          • 16.2. Энергия атома
          • 16.3. Радиоактивные элементы в периодической системе
          • 16.4. Первые ядерные реакции. Открытие нейтрона
          • 16.5. Искусственная радиоактивность
          • 16.6. Нейтрон вступает в действие. Деление урана. Плутоний
          • 16.7. Цепная ядерная реакция деления урана

          Когда и где были запущены первые реакторы

          Обращение к сайту «История Росатома» подразумевает согласие с правилами использования материалов сайта.
          Пожалуйста, ознакомьтесь с приведёнными правилами до начала работы

          Новая версия сайта «История Росатома» работает в тестовом режиме.
          Если вы нашли опечатку или ошибку, пожалуйста, сообщите об этом через форму обратной связи

          Первый реактор Ф-1

          Созда­ние реак­тора Ф-1 стало одним из пер­вых достиже­ний Атом­ного про­екта СССР. Реак­тор Ф-1 (что расшиф­ро­вы­ва­лось как «физи­че­ский пер­вый») пред­на­зна­чался для про­ве­де­ния иссле­до­ва­ний, обос­но­вы­вающих сооруже­ние промыш­лен­ных уран-гра­фи­то­вых реак­то­ров для про­из­вод­ства оружей­ного плу­то­ния. Руко­вод­ство созда­нием пер­вого совет­ского атом­ного реак­тора было пору­чено Игорю Васи­лье­вичу Кур­ча­тову, началь­нику лабо­ра­то­рии № 2.

          После про­ве­де­ния много­чис­лен­ных рас­чет­ных и экс­пе­римен­таль­ных иссле­до­ва­ний были опре­де­лены основ­ные параметры будущего реак­тора.

          Не обош­лось и без столк­но­ве­ний идей и харак­те­ров, ведь про­ект возглав­ляли моло­дые, амбици­оз­ные уче­ные, не желавшие поступаться сво­ими науч­ными предпо­чте­ни­ями. Так, ака­демик А. И. Али­ха­нов пред­лагал исполь­зо­вать в каче­стве замед­ли­теля нейтро­нов тяже­лую воду, кото­рая прак­ти­че­ски не поглощала их. И. В. Кур­ча­тов соби­рался восполь­зо­ваться аме­ри­кан­ским опытом и постро­ить котел с замед­ли­те­лем из гра­фита, аргумен­ти­руя свою позицию, в част­но­сти тем, что уран-гра­фи­то­вый котел обой­дется дешевле и времени на его созда­ние пона­до­бится меньше.

          Опыта сооруже­ния устройств, подоб­ных атом­ному котлу, у совет­ских уче­ных и инже­не­ров не было. Все дела­лось в пер­вый раз. Для котла необ­хо­димы были уран, гра­фит, новые кон­струкци­он­ные мате­ри­алы. Ко всем компо­нен­там предъяв­ля­лись неви­дан­ные для того времени тре­бо­ва­ния по хими­че­ской чистоте, так как нали­чие раз­лич­ных при­ме­сей могло при­ве­сти к поглоще­нию ими нейтро­нов и зату­ха­нию цеп­ной реакции.

          

          

          

          

          

          В конце 1945 года начали выпус­кать уран и гра­фит необ­хо­димого каче­ства и в необ­хо­димых объемах. По мере поступ­ле­ния мате­ри­а­лов с предпри­я­тий нача­лось моде­ли­ро­ва­ние сборки актив­ной зоны реак­тора, кото­рый решили стро­ить на тер­ри­то­рии Лабо­ра­то­рии № 2. Днем и ночью, в армейских палат­ках, науч­ные сотруд­ники, лабо­ранты, рабо­чие соби­рали гра­фи­то­вые призмы с ура­ном, про­во­дили экс­пе­рименты, изу­чали харак­те­ри­стики ура­но­вых бло­ков, выби­рали их оптималь­ные размеры. Летом 1946 года было завершено стро­и­тельство спе­ци­аль­ного зда­ния «К» с шах­той для реак­тора глу­би­ной 10 мет­ров. Такое заглуб­ле­ние было при­звано сыг­рать роль био­логи­че­ской защиты от излу­че­ния.

          Из раз­лич­ных вари­ан­тов был выбран гете­ро­ген­ный реак­тор, где уран рас­по­лага­ется отдель­ными бло­ками между замед­ли­те­лем реакции, в каче­стве кото­рого исполь­зо­вался гра­фит. Пооче­редно были собраны четыре сборки со все более уве­ли­чи­вающи­мися разме­рами, и в результате спрогно­зи­ро­ваны основ­ные размеры реак­тора, в кото­ром могла быть полу­чена самопод­держи­вающа­яся цеп­ная реакция деле­ния ядер урана.

          15 ноября 1946 г. в новом зда­нии «К» нача­лось сооруже­ние реак­тора. Уран-гра­фи­то­вая актив­ная зона реак­тора вме­сте с гра­фи­то­вым отража­те­лем наби­ра­лись послойно. Для этого послойно укла­ды­вали гра­фи­то­вые бри­кеты разме­ром 100×100×600 мм с тремя цилин­дри­че­скими отвер­сти­ями, в кото­рые встав­ляли ура­но­вые блочки (как и в пер­вом аме­ри­кан­ском реак­торе, постро­ен­ном под руко­вод­ством Ферми, в Ф-1 исполь­зо­вался метал­ли­че­ский уран с при­род­ным содер­жа­нием урана 235) Всех лиш­них людей Кур­ча­тов уда­лил, оста­вив несколько самых необ­хо­димых сотруд­ни­ков.

          25 декабря 1946 года в 14 часов был собран 62 слой и начался осто­рож­ный подъем кад­ми­е­вых стерж­ней регу­ли­ро­ва­ния порци­ями по 10-20 см с изме­ре­нием ско­ро­сти счета нейтро­нов и постро­е­нием графика зави­симо­сти ско­ро­сти счета от положе­ния стержня.

          Само­раз­ви­вающа­яся цеп­ная ядер­ная реакция с экс­по­ненци­ально рас­тущей плот­но­стью потока нейтро­нов была полу­чена в 18 часов 25 декабря 1946 года. Этот момент счи­та­ется време­нем пуска реак­тора Ф-1.

          Реак­тор не имел системы охла­жде­ния, поэтому дли­тель­ная работа на сколько-нибудь большой мощ­но­сти была невозможна. Тем не менее, из-за большой массы актив­ной зоны крат­ко­времен­ное повыше­ние мощ­но­сти вполне было достижимо. Затем гра­фи­то­вую кладку охла­ждали струей воз­духа от вен­ти­ля­тора.

          В актив­ной зоне котла нахо­ди­лось 400 т гра­фита и 50 т урана. Прак­ти­че­ски с пер­вого же дня котел стали экс­плу­а­ти­ро­вать в круг­ло­су­точ­ном режиме при мощ­но­сти от 100 Вт до 1000 кВт.

          И. В. Ста­лин высоко оце­нил заверше­ние стро­и­тельства и пуск пер­вого ядер­ного реак­тора. 9 января 1947 года, через две недели после пуска Ф-1, он при­нял в Кремле чле­нов Спе­ци­аль­ного коми­тета, ведущих учё­ных и спе­ци­а­ли­стов — участ­ни­ков совет­ского атом­ного про­екта — и заслушал доклады о состо­я­нии работ. В совеща­нии, кото­рое про­должа­лось около трёх часов, при­няли уча­стие В. М. Моло­тов, Л. П. Берия, Г. М. Мален­ков, Н. А. Воз­не­сен­ский, М. Г. Перву­хин, В. А. Малышев, Ю. Б. Хари­тон, А. П. Заве­нягин, П. М. Зер­нов, И. В. Кур­ча­тов и др. На сле­дующий день после совеща­ния И. В. Ста­лин утвер­дил поста­нов­ле­ние СМ СССР о преми­ро­ва­нии И. В. Кур­ча­това и Л. А. Арци­мо­вича (соот­вет­ственно за созда­ние и пуск реак­тора Ф-1 и созда­ние уста­новки по элек­тро­маг­нит­ному методу раз­де­ле­ния изо­топов урана). В марте 1947 года были преми­ро­ваны и их сотруд­ники, при­нимавшие уча­стие в этих рабо­тах, а также немец­кие учё­ные и спе­ци­а­ли­сты — участ­ники совет­ского атом­ного про­екта.

          Иссле­до­ва­ния пока­зали, что реак­тор при пол­но­стью извле­чен­ных стерж­нях имел Кэфф=1,00075. В даль­нейшем реак­тор незна­чи­тельно пере­стра­и­вался, вслед­ствие чего в даль­нейшем Кэфф соста­вил 1,002.

          Для иссле­до­ва­ния пове­де­ния реак­тора на больших уров­нях мощ­но­сти управ­ле­ние реак­то­ром осуществ­ля­лось дистанци­онно из Глав­ного зда­ния, рас­по­ложен­ного на рас­сто­я­нии 1,5 км. Фак­ти­че­ски это был пер­вый опыт дистанци­он­ного управ­ле­ния реак­то­ром с такого большого рас­сто­я­ния. Реак­тор разго­нялся до срав­ни­тельно больших мощ­но­стей, при этом блоки урана цен­траль­ной обла­сти реак­тора нагре­ва­лись до 60-70 оС, а цен­траль­ная часть в целом до 20-30 оС. Разгоны исполь­зо­ва­лись для накоп­ле­ния плу­то­ния, био­логи­че­ских опытов, изу­че­ния пове­де­ния мате­ри­а­лов под действием ради­ации. В ходе этих работ был обна­ружен эффект само­регу­ли­ро­ва­ния реак­тора за счет физи­че­ских харак­те­ри­стик актив­ной зоны. При высво­бож­де­нии пол­ного запаса реак­тив­но­сти мощ­ность реак­тора достигала при­мерно 3890 кВт, а затем начи­нался спад мощ­но­сти за счет отрица­тель­ных коэффици­ен­тов реак­тив­но­сти как на уране, так и на гра­фите. Таким обра­зом, экс­пе­римен­тально было пока­зано, что малый запас реак­тив­но­сти и отрица­тель­ный темпе­ра­тур­ный коэффици­ент реак­тив­но­сти реак­тора пол­но­стью обес­пе­чи­вали его ядер­ную без­опас­ность.

          Реак­тор Ф-1 стал мощ­ным сред­ством для изу­че­ния физи­че­ских харак­те­ри­стик мате­ри­а­лов и элемен­тов актив­ной зоны пер­вого промыш­лен­ного реак­тора.

          Для стро­ящегося пер­вого промыш­лен­ного реак­тора в 1947 году в экс­пе­римен­таль­ном тон­неле реак­тора Ф-1 были про­ве­дены работы по опти­ми­за­ции решетки с исполь­зо­ва­нием ими­та­то­ров и элемен­тов актив­ной зоны промыш­лен­ного реак­тора, а также алюми­ни­е­вых изде­лий (обо­ло­чек ура­но­вых блоч­ков, труб тех­но­логи­че­ских кана­лов). Были про­ве­рены все пар­тии урана для промыш­лен­ного реак­тора.

          На реак­торе были про­ве­дены много­чис­лен­ные иссле­до­ва­ния в обла­сти ядер­ной физики, изме­рены неко­то­рые ядер­ные харак­те­ри­стики делящихся веществ. Так, были выпол­нены изме­ре­ния коли­че­ства рож­дающихся вто­рич­ных нейтро­нов на один нейтрон, поглощен­ный делящимся веще­ством, про­ве­дены изме­ре­ния резо­нанс­ного захвата нейтро­нов в ура­но­вых бло­ках раз­лич­ных диамет­ров.

          В 1952 году была про­ве­дена модер­ни­за­ции системы управ­ле­ния и защиты реак­тора Ф-1, заме­нен пульт, при­вода стерж­ней регу­ли­ро­ва­ния и ава­рий­ной защиты, дат­чики и при­боры кон­троля (кото­рые к этому времени начала выпус­кать промыш­лен­ность).

          В 1958 году для уси­ле­ния ради­аци­он­ной защиты кот­ло­ван реак­тора был пере­крыт желе­зо­бе­тон­ной пли­той толщи­ной 0,65 метра. Тогда же была уста­нов­лена био­логи­че­ская защита и по периметру пере­крытия высо­той 2,46 м и толщи­ной 0,65 м.

          В 1960 году нача­лись работы на смон­ти­ро­ван­ном темпе­ра­тур­ном стенде РБМК с под­кри­ти­че­ской уран-гра­фи­то­вой сбор­кой рас­по­лагавшейся на широ­ком нейтрон­ном пучке в про­еме био­логи­че­ской защиты реак­тора.

          В 1961 году еще над одним из про­емов в био­логи­че­ской защите была смон­ти­ро­вана гра­фи­то­вая теп­ло­вая колонна с разме­рами 2,4х1,4х1,2 м.

          В 1968 году на реак­торе Ф-1 нача­лись работы по иссле­до­ва­нию спек­траль­ных харак­те­ри­стик реше­ток типа ВВЭР для отра­ботки мето­дик спек­траль­ных изме­ре­ний на под­кри­ти­че­ской сборке ВВЭР.

          Ежегод­ная пере­ат­те­стация реак­тора на про­тяже­нии десят­ков лет сви­де­тельство­вала о высо­кой ста­биль­но­сти парамет­ров поля нейтро­нов. В связи с раз­ра­бот­кой в СНИИП аппа­ра­туры для систем управ­ле­ния и защиты реак­то­ров атом­ных станций и других ядер­ных уста­но­вок на реак­торе Ф-1 про­во­ди­лись натур­ные испыта­ния этой аппа­ра­туры. Аппа­ра­тура СУЗ «Иней», «Суган», «Карпаты», серийно выпус­ка­емая промыш­лен­но­стью для реак­то­ров Рос­сии и других стран, про­хо­дила атте­стацию на реак­торе Ф-1.

          Дли­тель­ное время на реак­торе Ф-1 про­должа­лись иссле­до­ва­тельские работы. В част­но­сти, с исполь­зо­ва­нием возмож­но­стей реак­тора был раз­ра­бо­тан и внед­рен современ­ный метод изме­ре­ния харак­те­ри­стик спек­тров нейтро­нов для ядер­ных уста­но­вок раз­лич­ного назна­че­ния.

          Более 60-лет реак­тор Ф-1 нахо­дился в рабо­чем состо­я­нии. В насто­ящее время реак­тор Ф-1 имеет ста­тус памят­ника науки и тех­ники Рос­сийской Феде­рации.

          Когда и где были запущены первые реакторы

          Важнейшим фактором научно-технического прогресса является развитие энергетической отрасли, лежащей в основе производства. Открытие энергии, заключенной в атомных ядрах, дало новый толчок к развитию человечества. Развитие области ядерной энергетики происходило стремительно: в 1942 г. в Чикаго Э. Ферми был построен первый ядерный реактор, а уже в 1954 г. в Обнинске была запущена первая атомная электростанция (АЭС). В настоящее время около 11% производства электроэнергии в мире принадлежит ядерной энергетике [1]. Так, в 2016 году АЭС выработали 2477 ТВт·ч электроэнергии, а в 2017 – уже 2506 ТВт·ч. Доля АЭС в энергетическом секторе растет, и аналитики предсказывают, что она достигнет 25% к 2050 году.

          

          Рис. 1. Производство ядерной энергии в мире с 1970 по 2017 гг., ТВт·ч [1]

          В настоящее время наиболее распространены АЭС с использованием реакторов на тепловых нейтронах. Они требуют наименьшей удельной загрузки ядерного топлива по делящемуся изотопу, а с увеличением энергии нейтронов требуется все более высокообогащенное топливо. Реакторы на быстрых нейтронах эффективнее используют топливо и позволяют сжигать долгоживущие изотопы. В настоящее время достигнут значительный прогресс в создании энергоблоков с их использованием. Реакторы на промежуточных нейтронах на данный момент используются только в специальных исследовательских установках [2].

          1. Принцип работы реактора на тепловых нейтронах

          Реакторы на тепловых нейтронах вырабатывают энергию за счет процесса деления изотопа урана 235 U. В природе в основном распространен 238 U, и только 0.72% из естественной смеси изотопов приходится на 235 U, который используется в качестве реакторного топлива. Под действием нейтронов 235 U делится на осколки с испусканием вторичных нейтронов. При этом за один акт деления выделяется энергия около 200 МэВ [2]. Вторичные нейтроны от реакции деления могут, в свою очередь, вызвать деление других ядер 235 U. Таким образом может быть осуществлена самоподдерживающаяся цепная реакция.

          Рис. 2. Сечение взаимодействия 235 U в зависимости от энергии нейтрона.

          Рис. 3. Поведение сечения деления нейтронов для 235 U и 238 U

          Энергия нейтронов, рождающихся при делении – порядка 2 МэВ. Основная проблема, возникающая при создании реактора, заключается в том, что при данной энергии сечение взаимодействия с вторичными нейтронами 235 U мало и составляет около 1.25 барн. Однако, при уменьшении энергии нейтронов сечение деления 235 U растет.
          Зависимость сечения взаимодействия нейтронов с 235 U приведена на рис. 2. Если замедлить нейтроны до тепловых энергий (энергия тепловых нейтронов составляет 0,025 эВ), то сечение деления 235 U вырастет до 580 барн.
          В свою очередь 238 U не испытывает деления по действием тепловых нейтронов, так как реакция деления 238 U(n ,f ) имеет порог 1.4 МэВ (рис. 3). В результате захвата нейтронов 238 U и последующих реакций бета-распадов и нейтронных захватов образуются изотопы плутония:

          При этом изотопы 239 Pu и 241 Pu тоже делятся, принося дополнительный выход электроэнергии реактора. Ядра-осколки деления урана и плутония перегружены нейтронами, так как отношение числа нейтронов к числу протонов N/Z растет с ростом Z . Соответственно, эти осколки проходят череду бета-распадов, высвобождая дополнительную энергию. Продукты этих распадов являются основной частью радиоактивных отходов АЭС.
          Одной из основных характеристик работы реактора является коэффициент размножения нейтронов k [3]. Он равен отношению чисел нейтронов, вызывающих деление, в данном и предыдущем поколениях. При k < 1 реакция гаснет (подкритический режим), при k = 1 – протекает стационарно (критический режим), в случае k >1 интенсивность реакции растет (надкритический режим). Как было показано выше, вторичные нейтроны неэффективны для поддержания реакции в силу малой величины сечения взаимодействия. Если бы в реакторе нахо­дилось одно только горючее, коэффициент размножения был бы меньше единицы и реакция бы гасла. Однако, добавив в реакторный объем замедлитель нейтронов, можно добиться увеличения количества распадов, вызванных одним поколением нейтронов, и повысить k .

          2. Устройство ядерного реактора на тепловых нейтронах

          Принцип переработки энергии деления атомных ядер в электроэнергию одинаков для большинства типов реакторов. Энергия реакции деления в основном преобразуется в кинетическую энергию осколков, из-за чего ядерное топливо начинает нагреваться. Тепловая энергия снимается теплоносителем, обычно водой, которая превращается в пар. Пар вращает турбины, которые производят электричество [4, 5].

          2.1 Компоненты ядерного реактора

          • Топливо (твэлы – тепловыделяющие элементы) . Обычно в качестве топлива используют уран. Топливные стержни, сформированные из гранул обогащенного UO 2 , помещенных в трубы, формируют тепловыделяющие сборки (ТВС). ТВС располагаются в активной зоне реактора. В реакторах на 1000 МВт могут находиться до 51 000 стержней с более чем 18 миллионами гранул.
          • Замедлитель . Материал в активной зоне реактора, который позволяет уменьшить энергию нейтронов до тепловых. Обычно в роли замедлителя выступает легкая вода, но это может быть тяжелая вода, или графит. Разница между легкой и тяжелой водой заключается в том, что в молекулу воды входят разные изотопы водорода. В легкой воде это 1 H, а в тяжелой – 2 H. В первом случае нейтроны теряют большую долю энергии за один акт упругого соударения, чем во втором. Однако, 1 H имеет более высокое сечение захвата нейтронов, чем 2 H.
          • Управляющие стержни . Они созданы из материала с высоким сечением захвата нейтронов (кадмий, гафний, бор). С помощью управляющих стержней можно замедлить ход реакции или вовсе остановить её.
          • Теплоноситель . Жидкость, циркулирующая через активную зону реактора и охлаждающая его. В реакторах, где в роли замедлителя выступает легкая вода, она же используется в качестве теплоносителя. Реакторы такого типа называются водо-водными реакторами с водой под давлением или с кипящей водой. В тяжеловодных реакторах теплоносителем может быть как сама тяжелая вода, так и легкая вода или газ. В графитовых реакторах теплоноситель – легкая вода или газ.
          • Герметичный корпус . В зависимости от сочетания топлива, теплоносителя и замедлителя, корпус может нести или не нести давление теплоносителя, омывающего твэлы. В первом случае контакт теплоносителя и замедлителя разрешен, и корпус снаб­жается входными и выходными патрубками для тепло­носителя и несет полное его давление. Если непосредственный контакт тепло­носителя и замедлителя недопустим, ТВС размещают в параллельных герметичных каналах, несущих давление теплоносителя.
          • Отражатель . Активную зону реактора окружают отражателем, чтобы уменьшить утечку нейтронов.
          • Парогенератор . Часть системы охлаждения реакторов с водой под давлением, где основной теплоноситель превращается в пар для вращения турбины во вторичном контуре.
          • Герметичная оболочка . Структура, в которой располагается активная зона реактора и парогенератора. Защищает реактор от внешнего воздействия и сотрудников АЭС от радиации. Обычно представляет собой слой бетона и стали метровой толщины.

          В настоящее время самым распространенным типом реактора является водо-водный реактор на тепловых нейтронах с водой под давлением. В 2015 году их число составляло 292 (из 448 промышленных реакторов по всему миру). Следом по числу установок идет реактор с кипящей водой (75 реакторов). Рассмотрим их устройство.

          2.2 Реакторы с водой под давлением

          Рассмотрим устройство реакторов с водой под давлением (ВВЭР или PWR). ВВЭР изначально были разработаны в качестве компактных реакторов, используемых на атомных подводных лодках. ВВЭР используют легкую воду в качестве теплоносителя и замедлителя. Конструкция этого реактора отличается наличием основного контура охлаждения, проходящего через активную зону под давлением порядка 10 – 15 МПа, и вторичного контура, в котором создается пар для вращения турбины.

          

          Рис. 4. Схема устройства ВВЭР .

          Тепловыделяющие сборки ВВЭР состоят из 200 − 300 твэлов каждая и располагаются вертикально в активной зоне. Большие реакторы имеют 150 − 250 ТВС, содержащие 80–100 тонн урана.
          Вода в активной зоне реактора достигает температуры 325 °С, поэтому она должна находиться под давлением в 150 атмосфер, чтобы не кипеть. В основном контуре охлаждения вода также играет роль замедлителя, и, если она начнет испаряться, реакция деления начнет угасать (k уменьшится). Эта система отрицательной обратной связи увеличивает безопасность системы. Для того, чтобы теплоноситель циркулировал в активной зоне, используется главный циркулярный насос (ГЦН). Система управления и защиты (СУЗ) реактора подразумевает ввод борсодержащих стержней в основной контур.
          Вторичный контур охлаждения находится под меньшим давлением, и вода в нем кипит в парогенераторе, где происходит обмен тепла между основным и вторичным теплоносителем. Пар вращает турбины для выработки электроэнергии, а потом конденсируется и возвращается в парогенератор, где вновь приходит в контакт с основным теплоносителем.
          Первая станция с реактором PWR была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппинг. В России реакторы ВВЭР используются на Балаковской, Калининской, Кольской, Нововоронежской и Ростовской АЭС. Также эти реакторы (и аналогичные им PWR) используются на АЭС Армении, Бангладеш, Белоруссии, Болгарии, Венгрии, Германии, Индии (Куданкулам), Ирана (Бушер), Китая, Словакии, Украины и Чехии.

          2.3 Кипящий водо-водный реактор

          

          Рис. 5. Схема кипящего водо-водного реактора (BWR).

          На рис. 5 представлена схема типичного кипящего водо-водного реактора. Его основными элементами являются:

          1. Теплоноситель (вода);
          2. Главный циркулярный насос (ГЦН) для циркуляции теплоносителя;
          3. Система управления и защиты;
          4. Активная зона, твэлы;
          5. Пар (вращает турбины);
          6. Стальная оболочка;
          7. Защитная оболочка;

          Кипящий водо-водный реактор (BWR) имеет много схожего с ВВЭР, однако он имеет только один контур охлаждения, в котором вода находится под более низким давлением (75 атмосфер), благодаря чему она кипит при температуре 285 °С. Пар генерируется непосредственно в активной зоне, что приносит очевидные преимущества:

          1. Отсутствие промежуточного контура с парогенераторами;
          2. Более низкое давление облегчает изготовление корпуса реактора и другого оборудования.

          Однако, есть и недостатки. В частности, 12 − 15% воды постоянно находится в газообразном состоянии в верхней части активной зоны, следовательно, эффект замедления там ниже, что уменьшает эффективность реактора. Пар проходит через пароразделители над активной зоной и направляется сразу к турбинам, которые, таким образом, являются частью контура реактора. Так как вода в активной зоне содержит радиоактивные ядра, турбины должны быть защищены и персонал должен быть обеспечен защитой от радиации во время технического обслуживания турбин. Эти затраты компенсируются упрощенной по сравнению с ВВЭР конструкцией. Большая часть радиоактивных изотопов в воде короткоживущая ( 17 N, T 1/2 = 7 с), поэтому помещение с турбинами может быть открыто вскоре после остановки реактора.
          ТВС кипящего реактора содержит 90-100 твэлов, в активной зоне располагается до 750 ТВС, содержащих суммарно 140 тонн урана. Система управления и защиты подразумевает уменьшение потока воды через активную зону, что уменьшает замедление нейтронов.
          Реакторы данного типа используются на АЭС Германии, Испании, Италии, Мексики (Лагуна – Верде), Нидерландов (Додевард), США, Тайваня.

          2.4 Реакторы на тяжелой воде под давлением

          

          Рис. 6. Схема реактора на тяжелой воде под давлением (PHWR/Candu)

          На рис. 6 продемонстрирована схема типичного реактора на тяжелой воде под давлением. Его основные элементы:

          1. Топливные элементы;
          2. Контрольные стержни;
          3. Каландрия;
          4. Трубы под давлением;
          5. Теплоноситель (тяжелая вода);
          6. Парогенератор;
          7. Пар;
          8. Защитная оболочка.

          Реактор на тяжелой воде под давлением (PHWR) разрабатывался с 50- х годов в Канаде (CANDU – Canada Deuterium Uranium), а также в Индии с 80- х . Эти реакторы не получили широкого распространения (49 реакторов по всему миру). CANDU использует оксид необогащенного урана в качестве топлива. Реакторы CANDU производят больше энергии в отношении на килограмм добытого урана чем другие типы, но при этом создают значительно больше. Замедлитель располагается в большом резервуаре – каландре, пронизанном несколькими сотнями горизонтальных труб, формирующими каналы для топлива. Топливо охлаждается потоком тяжелой воды под большим давлением в основ­ном охлаждающем контуре, при этом ее температура может достигать 290 °С. Как и в ВВЭР, основной теплоноситель генерирует пар во вторичном контуре для вращения турбин. Наличие отдельных труб с твэлами, окруженными замедлителем, означает, что реактор может быть заправлен топливом без необходимости отключения всей системы. Также такая конструкция дешевле, чем реакторы с большим корпусом, находящимся под давлением, однако прочность труб ниже.
          Реакторы такого типа используются на АЭС в Аргентине, Индии, Канаде, Румынии, Южной Корее (АЭС Вольсон).

          2.5 Улучшенные реакторы с газовым охлаждением

          Это второе поколение британских газоохлаждаемых реакторов. Они используют графит в качестве замедлителя и CO 2 как основной теплоноситель. Топливом являются гранулы UO 2 (уран обогащен до 2.5 − 3.5%), расположенные в нержавеющих стальных трубах. CO 2 циркулирует сквозь активную зону, достигая температуры в 650 °С, а затем приходит в контакт с трубами парогенератора вне активной зоны. При этом все вышеперечисленные части расположены внутри герметичного корпуса и бетонной оболочки. Стержни системы управления и защиты пронизывают замедлитель, вторичная система отключения предполагает ввод азота в теплоноситель.

          3. Топливный цикл. Отходы

          В водо-водных реакторах используется однократный топливный цикл, состоящий из семи ступеней.

          1. Добыча урана . Как было отмечено выше, водо-водные реакторы требуют для работы от 80 до 140 тонн урана.
          2. Конверсия . Добытый в виде оксида U 3 O 8 уран очищается и переводится в форму UF 6 для дальнейшего обогащения.
          3. Обогащение. Доля 235 U в топливе повышается с 0.7% до 3-5%.
          4. Производство топлива . Обогащенный уран переводят в форму оксида UO 2 , в виде гранул или таблеток, которые собираются в твэлы, объединяемые в тепловыделяющие сборки.
          5. Выработка энергии (реактор на тепловых нейтронах) . Твэлы находятся в реакторе около 3 операционных циклов (6 лет), пока не выгорит 3% урана. После чего они вынимаются и помещаются во временное хранилище. При этом во время работы реактора в нем образуются изотопы плутония, актиниды, и продукты деления.
          6. Временное хранение. Облученное топливо хранится в водяных ваннах. Из-за сильной радиоактивности оно выделяет большое количество тепла (распад продуктов деления), однако тепло­выде­ление быстро спадает. Время хранения облученного топлива – от нескольких месяцев до пяти лет.
          7. Длительное хранение . Если не предполагается использования 238 U или плутония, облученное топливо классифицируется как отходы и помещается для длительного хранения .

          У водо-водяных реакторов количество твердых и жидких радиоактивных отходов (далее ТРО и ЖРО, соответственно), образующихся при эксплуатации АЭС, и их радионуклидный состав не зависят от типа и мощности реактора, установленного на АЭС, а химический состав ЖРО определяется тем, какая вода используется при охлаждении конденсаторов турбин. ТРО в основном представляют собой отработавшее ядерное топливо (ОЯТ) – топливо, более не способное поддерживать цепную реакцию. 96% массы ОЯТ составляет 238 U, 1% – 239 Pu (T 1/2 = 24110 лет) и 240 Pu (T 1/2 = 6561 лет), менее процента 235 U (T 1/2 = 703.8·10 6 лет) и 236 U (T 1/2 = 23.5·10 6 лет).
          Самый большой вклад в краткосрочную радиоактивность ТРО вносят радионуклиды с коротким временем жизни. Часть из них представлена в табл. 1.
          После нескольких лет хранения, основной вклад в активность отработавшего топлива приходится на изотопы цезия 137 Cs и стронция 90 Sr, которые рождаются примерно в 6% актов деления урана.
          После того, как большая часть 137 Cs и 90 Sr распадется, основным источником радиоактивности ТРО становятся актиниды, в частности 239 Pu, 240 Pu, 241 Am (T 1/2 = 432 лет), 243 Am (T 1/2 = 7370 лет), 245 Cm (T 1/2 = 8500 лет) и 246 Cm (T 1/2 = 4730 лет). Их можно переработать, что позволяет сильно уменьшить радиоактивность отработавшего топлива. Продукты переработки могут быть использованы как топливо для реакторов на тепловых и на быстрых нейтронах. Это ведет к возможности создания закрытого топливного цикла.
          Только семь продуктов деления имеют периоды полураспада, превышающие 10 5 лет. В долгосрочной перспективе они могут представлять опасность из-за своей большей, чем у актинидов мобильности. Однако ко времени порядка их периода полураспада (100 000 лет) радиотоксичность ОЯТ снизится до уровня радиотоксичности урановой руды [9].

          Основные виды радионуклидов, образующихся на АЭС с водно-водными реакторами [8, 9]

          Радионуклид	T 1/2 , дн.	Радионуклид	T 1/2 , годы.	Радионуклид	T 1/2 , годы.
          133 Xe	5.25	155 Eu	4.76	99 Tc	0.211·10 6
          140 Ba	12.75	85 Kr	10.76	126 Sn	0.230·10 6
          140 La	1.68	113 Cd	14.1	79 Se	0.327·10 6
          95 Zr	64.03	90 Sr	28.9	93 Zr	1.53·10 6
          91 Y	58.51	137 Cs	30.23	135 Cs	2.3·10 6
          95 Nb	94.90	121 Sn	43.9	107 Pd	6.5·10 6
          89 Sr	50.52	151 Sm	88.8	129 I	17.5·10 6
          132 Te	3.20
          131 I	8.03
          103 Ru	39.26
          141 Ce	32.51
          143 Pr	13.57

          4. Следующие поколения реакторов. Перспективы

          Обычно выделяют несколько поколений реакторов. Реакторы I поколения были разработаны в 1950-60- х годах. Последний из них (Wylfa 1 в Англии) был отключен в конце 2015 года. В основном они использовали необогащенный уран в качестве топлива и графит – в качестве замедлителя. Реакторы II поколения применяются на флоте и функционируют на АЭС. Их топливо – обогащенный уран. В основном это водно-водные реакторы. III поколение представлено модернизированными реакторами, которые эволюционировали из реакторов предыдущего поколения. Первые из них уже введены в строй в Японии и, с начала 2018 года, в Китае и ОАЭ. Другие сейчас находятся в состоянии проектирования и строительства. Также проводятся работы по улучшению безопасности реакторов II поколения. Таким образом, сейчас нет четкой границы между II и III поколениями.
          Реакторы IV поколения пока существуют только на бумаге и не будут введены в строй до середины 2020- x . Они будут иметь закрытые топливные циклы и смогут сжигать долгоживущие актиниды, которые сейчас формируют часть отработанного топлива. Из семи разви­вающихся проектов пять являются реакторами на быстрых нейтронах. В четырех проектах планируется использовать жидкий металл или жидкие соли металлов в качестве теплоносителя, что позволит работать при низком давлении. Два проекта рассчитаны на газовый тепло­но­ситель. Большинство реакторов будет работать при значительно более высоких температурах, чем современные водоохлаждаемые реакторы [10].
          Более десятка реакторов III поколения находятся в различных стадиях разработки. Некоторые из них являются дальнейшей модификацией водо-водяных реакторов и проекта CANDU, другие принципиально отличаются от старых устройств. Один из “новых” проектов (very-high-temperature reactor VHTR или high-temperature gas-cooled reactor HTGR) использует гелий в качестве теплоносителя. При этом предполагается очень высокая температура газа (900-1000 ˚C) и возможность вращать с его помощью турбины.
          Многие из проектов модифицированных реакторов являются небольшими модульными единицами, которые могут быть объединены в крупную электростанцию, что позволяет наращивать выработку энергии постепенно. Помимо стандартного оксида урана, в качестве топлива предполагается использовать металл, карбиды, нитриды и жидкие соли.

          Заключение

          Реакторы на тепловых нейтронах проще и дешевле в создании, чем реакторы на быстрых нейтронах. Однако они имеют ряд недостатков и ограничений. В частности, применение однократного топливного цикла вызывает рост экологического заражения местности. Другой серьезной проблемой является низкая эффективность в использовании уранового топлива. Реактора на быстрых нейтронах использую уран примерно в 60 раз более эффективно, чем реакторы на тепловых нейтронах. Также они способны использовать в качестве топлива обедненный уран (0.2 – 0.4 % 235 U) и плутоний. Все это приводит к выводу, что реакторы на быстрых нейтронах постепенно займут доминирующее место в атомной энергетике. Однако их дороговизна и сложность в создании приводят к тому, что реакторы на тепловых нейтронах более коммерчески выгодны на данный момент.

          1. World Nuclear Association, “World Nuclear Performance Report 2018”, 2018, http://www.world-nuclear.org/getmedia/b392d1cd-f7d2-4d54-9355-9a65f71a3419/performance-report.pdf.aspx
          2. Э. Кэбин, “Атомная энергетика”, 2018, http://nuclphys.sinp.msu.ru/ne/index.html
          3. К.Н. Мухин, “Экспериментальная ядерная физика”, кн. 1, ч. 2, Москва, 1993;
          4. Б.А. Дементьев, “Ядерные энергетические реакторы”, Москва, 1990;
          5. World Nuclear Association, “Nuclear Power Reactors”, http://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/nuclear-power-reactors.aspx
          6. Петунин В. П. “Теплоэнергетика ядерных установок” Москва: Атомиздат, 1960;
          7. Левин В. Е. “Ядерная физика и ядерные реакторы”, 4-е изд., Москва: Атомиздат, 1979;
          8. Ключников А.А., Пазухин Э.М., Шигера Ю.М., Шигера В.Ю., “Радиоактивные отходы на АЭС и методы обращения с ними”, Чернобыль: ИПБ АЭС НАН Украины, 2005
          9. М.С. Хвостова, “Экологические проблемы накопления отработавшего ядерного топлива в России”, Москва: Вестник РУДН, Экология и безопасность жизнедеятельности. 2012. No 2. С. 104-114
          10. World Nuclear Association, “Generation IV Nuclear Reactors”, http://www.world-nuclear.org/information-library/nuclear-fuel-cycle/nuclear-power-reactors/generation-iv-nuclear-reactors.aspx

          Похожие публикации:

          1. Газонокосилка стервинс бензиновая самоходная как отрегулировать тросики
          2. Где наблюдается явление давления света
          3. Где самое сильное магнитное поле
          4. Какое из этих веществ проводник электричества