Ядерный реактор - Nuclear reactor

Эта статья о построенных ядерных реакторах деления. Для ядерных термоядерных реакторов см. Сила термоядерного синтеза. Для естественных ядерных реакторов см. Естественный ядерный реактор деления.
Ядро КРОКУС, небольшой ядерный реактор, используемый для исследований в EPFL в Швейцарии

А ядерный реактор, ранее известный как атомная куча, это устройство, используемое для инициирования и управления самоподдерживающимся ядерная цепная реакция. Ядерные реакторы используются на атомная электростанция за производство электроэнергии И в ядерная морская двигательная установка. Тепло от ядерное деление передается рабочая жидкость (вода или газ), который, в свою очередь, проходит через паровые турбины. Они либо управляют корабельным пропеллеры или повернуть электрические генераторы валы. Пар, вырабатываемый ядерными реакторами, в принципе может использоваться для промышленного производства тепла или для районное отопление. Некоторые реакторы используются для производства изотопы за медицинский и промышленный использование или для производства оружейный плутоний. По данным МАГАТЭ, по состоянию на начало 2019 года в мире эксплуатируются 454 ядерных энергетических реактора и 226 ядерных исследовательских реакторов.[1][2]

Операция

Основная статья: Физика ядерного реактора
Пример вынужденного ядерного деления. Нейтрон поглощается ядром атома урана-235, которое, в свою очередь, распадается на быстро движущиеся более легкие элементы (продукты деления) и свободные нейтроны. Хотя и реакторы, и ядерное оружие полагаются на ядерные цепные реакции, скорость реакции в реакторе происходит намного медленнее, чем в бомбе.

Как обычно тепловые электростанции генерировать электроэнергию, используя тепловая энергия освобожден от горения ископаемое топливо, ядерные реакторы преобразуют энергию, выделяемую контролируемыми ядерное деление в тепловую энергию для дальнейшего преобразования в механическую или электрическую форму.

Деление

Основная статья: Ядерное деление

Когда большой делящийся атомное ядро Такие как уран-235 или же плутоний-239 поглощает нейтрон, он может подвергнуться ядерному делению. Тяжелое ядро ​​распадается на два или более легких ядра ( продукты деления ), выпуская кинетическая энергия, гамма-излучение, и свободные нейтроны. Часть из них нейтроны могут быть поглощены другими делящимися атомами и вызвать дальнейшие события деления, которые высвободят больше нейтронов и так далее. Это известно как ядерная цепная реакция.

Чтобы контролировать такую ​​цепную ядерную реакцию, Стержни управления содержащий нейтронные яды и замедлители нейтронов может изменить долю нейтронов, которая вызовет большее деление.[3] Ядерные реакторы обычно имеют автоматические и ручные системы для отключения реакции деления, если мониторинг обнаруживает небезопасные условия.[4]

Производство тепла

Активная зона реактора вырабатывает тепло несколькими способами:

Килограмм уран-235 (U-235), преобразованный с помощью ядерных процессов, высвобождает примерно в три миллиона раз больше энергии, чем килограмм угля, сжигаемый традиционным способом (7,2 × 1013 джоули на килограмм урана-235 против 2,4 × 107 джоулей на килограмм угля).[5][6][оригинальное исследование? ]

Охлаждение

А теплоноситель ядерного реактора - обычно вода, но иногда газ или жидкий металл (например, жидкий натрий или свинец) или расплавленная соль - циркулирует мимо активной зоны реактора для поглощения выделяемого тепла. Тепло отводится от реактора и затем используется для производства пара. В большинстве реакторных систем используется система охлаждения, которая физически отделена от воды, которая будет кипятиться для производства пара под давлением для турбины, словно реактор с водой под давлением. Однако в некоторых реакторах вода для паровых турбин кипятится непосредственно за счет активная зона реактора; например кипящий реактор.[7]

Контроль реактивности

Основные статьи: Управление ядерным реактором, Физика ядерного реактора, Пассивная ядерная безопасность, Запаздывающий нейтрон, Йодная яма, КАТИСЬ, и Спад тепла

Скорость реакций деления в активной зоне реактора можно регулировать, контролируя количество нейтронов, способных вызывать дальнейшие события деления. Ядерные реакторы обычно используют несколько методов нейтронного контроля для регулирования выходной мощности реактора. Некоторые из этих методов возникают естественным образом из физики радиоактивного распада и просто учитываются во время работы реактора, в то время как другие представляют собой механизмы, встроенные в конструкцию реактора для определенной цели.

Самый быстрый метод регулировки уровней нейтронов, вызывающих деление, в реакторе - это перемещение стержни управления. Управляющие стержни изготовлены из нейтронные яды и поэтому поглощают нейтроны. Когда регулирующий стержень вводится глубже в реактор, он поглощает больше нейтронов, чем материал, который он вытесняет - часто замедлитель. Это действие приводит к уменьшению количества нейтронов, вызывающих деление, и снижает выходную мощность реактора. И наоборот, извлечение стержня управления приведет к увеличению скорости деления и увеличению мощности.

Физика радиоактивного распада также влияет на популяцию нейтронов в реакторе. Одним из таких процессов является запаздывающий нейтрон излучение ряда нейтронно-богатых изотопов деления. Эти запаздывающие нейтроны составляют около 0,65% от общего количества нейтронов, образующихся при делении, а оставшаяся часть (называемая «быстрые нейтроны ") высвобождается сразу после деления. Продукты деления, которые производят запаздывающие нейтроны, имеют период полураспада разлагаться к нейтронное излучение которые варьируются от миллисекунд до нескольких минут, и поэтому требуется значительное время, чтобы точно определить, когда реактор достигает критический точка. Сохранение реактора в зоне цепной реактивности, где находятся запаздывающие нейтроны. необходимо для достижения критическая масса состояние позволяет механическим устройствам или людям-операторам управлять цепной реакцией в «реальном времени»; в противном случае время между достижением критичность и ядерный расплав в результате экспоненциального скачка мощности в результате нормальной цепной ядерной реакции будет слишком коротким, чтобы позволить вмешательство. Эта последняя стадия, на которой запаздывающие нейтроны больше не требуются для поддержания критичности, известна как срочный критический точка. Существует шкала для описания критичности в числовой форме, в которой голая критичность известна как нуль доллары и критическая точка один доллар, и другие точки процесса, интерполированные в центах.

В некоторых реакторах охлаждающая жидкость также действует как замедлитель нейтронов. Замедлитель увеличивает мощность реактора, заставляя быстрые нейтроны, которые высвобождаются при делении, терять энергию и превращаться в тепловые нейтроны. Тепловые нейтроны более вероятно, чем быстрые нейтроны вызвать деление. Если охлаждающая жидкость является замедлителем, то изменения температуры могут повлиять на плотность охлаждающей жидкости / замедлителя и, следовательно, изменить выходную мощность. Хладагент с более высокой температурой будет менее плотным и, следовательно, менее эффективным замедлителем.

В других реакторах теплоноситель действует как яд, поглощая нейтроны так же, как управляющие стержни. В этих реакторах выходная мощность может быть увеличена за счет нагрева теплоносителя, что делает его менее плотным ядом. Ядерные реакторы обычно имеют автоматические и ручные системы для Катись реактор в аварийном останове. Эти системы вводят большое количество яда (часто бор в виде борная кислота ) в реактор, чтобы остановить реакцию деления, если будут обнаружены или ожидаются опасные условия.[8]

Большинство типов реакторов чувствительны к процессу, известному как отравление ксеноном или йодная яма. Общее продукт деления Ксенон-135 образуется в процессе деления, действует как нейтронный яд, который поглощает нейтроны и, следовательно, имеет тенденцию останавливать реактор. Накопление ксенона-135 можно контролировать, поддерживая достаточно высокие уровни мощности, чтобы уничтожить его за счет поглощения нейтронов так же быстро, как он будет произведен. Деление также производит йод-135, который, в свою очередь, распадается (с периодом полураспада 6,57 часов) до нового ксенона-135. Когда реактор останавливается, йод-135 продолжает распадаться до ксенона-135, что затрудняет перезапуск реактора на день или два, поскольку ксенон-135 распадается на цезий-135, который не так опасен, как ксенон. 135, с периодом полураспада 9,2 часа. Это временное состояние и есть «йодная яма». Если реактор обладает достаточной дополнительной реакционной способностью, его можно перезапустить. Поскольку дополнительный ксенон-135 превращается в ксенон-136, который в гораздо меньшей степени является нейтронным ядом, в течение нескольких часов реактор испытывает «переходный процесс выгорания ксенона (мощности)». Управляющие стержни должны быть дополнительно вставлены, чтобы заменить поглощение нейтронов потерянным ксеноном-135. Несоблюдение такой процедуры было ключевым шагом в Чернобыльская катастрофа.[9]

Реакторы, используемые в ядерная морская двигательная установка (особенно атомные подводные лодки ) часто не может работать на непрерывной мощности круглосуточно так же, как обычно работают наземные энергетические реакторы, и, кроме того, часто требуется очень долгий срок службы активной зоны без заправка. По этой причине во многих конструкциях используется высокообогащенный уран, но в топливных стержнях содержится выгорающий нейтронный яд.[10] Это позволяет сконструировать реактор с избытком делящегося материала, который, тем не менее, становится относительно безопасным на ранних этапах цикла сжигания топлива реактора за счет присутствия поглощающего нейтроны материала, который позже заменяется обычно образующимися долгоживущими нейтронными ядами (далеко дольше, чем ксенон-135), которые постепенно накапливаются в течение срока службы топливной нагрузки.

Производство электроэнергии

Энергия, выделяющаяся в процессе деления, генерирует тепло, часть которого может быть преобразована в полезную энергию. Распространенный метод использования этого тепловая энергия использовать его для кипячения воды, чтобы произвести пар под давлением, который затем запустит паровая турбина что превращает генератор и производит электричество.[8]

Ранние реакторы

Смотрите также: Ядерное деление § История
В Чикаго Пайл, первый ядерный реактор, секретно построенный в Чикагском университете в 1942 году во время Второй мировой войны как часть американской Манхэттенский проект.
Лиз Мейтнер и Отто Хан в их лаборатории.
Несколько из Команда Чикаго Пайл, включая Энрико Ферми и Лео Сцилард.

В нейтрон был открыт в 1932 году британским физиком Джеймс Чедвик. Концепция ядерной цепной реакции, вызванная ядерные реакции через нейтроны, была впервые реализована вскоре после этого. Венгерский ученый Лео Сцилард в 1933 г. Он подал патент на свою идею простого реактора в следующем году, работая на Адмиралтейство В Лондоне.[11] Однако идея Сциларда не включала идею ядерного деления как источника нейтронов, поскольку этот процесс еще не был обнаружен. Идеи Сциларда для ядерных реакторов, использующих нейтронные цепные ядерные реакции в легких элементах, оказались несостоятельными.

Источником вдохновения для создания нового типа реактора, использующего уран, послужило открытие Лиз Мейтнер, Фриц Штрассманн и Отто Хан в 1938 году бомбардировка урана нейтронами (в результате реакции синтеза альфа-на-бериллия, a "нейтронная гаубица ") произвел барий Остаток, который, по их мнению, был образован в результате деления ядер урана. Последующие исследования в начале 1939 года (одно из них, проведенное Сцилардом и Ферми) показали, что во время деления также было выпущено несколько нейтронов, что сделало возможным ядерное цепная реакция что Сцилард представлял шесть лет назад.

2 августа 1939 г. Альберт Эйнштейн подписал письмо президенту Франклин Д. Рузвельт (написано Сцилардом), предполагая, что открытие деления урана может привести к разработке «чрезвычайно мощных бомб нового типа», что послужит толчком для изучения реакторов и деления. Сцилард и Эйнштейн хорошо знали друг друга и работали вместе несколько лет назад, но Эйнштейн никогда не думал об этой возможности для ядерной энергии, пока Сциллард не сообщил ему об этом в начале своих поисков. Письмо Эйнштейна-Сциларда чтобы предупредить правительство США.

Вскоре после, Гитлер Германия вторглась в Польшу в 1939 году, начиная с Вторая Мировая Война в Европе. США официально еще не находились в состоянии войны, но в октябре, когда ему было доставлено письмо Эйнштейна-Сциларда, Рузвельт прокомментировал, что цель проведения исследования заключалась в том, чтобы убедиться, что «нацисты не взорвут нас». Затем последовал ядерный проект в США, хотя и с некоторой задержкой, поскольку оставался скептицизм (частично от Ферми), а также незначительные действия со стороны небольшого числа официальных лиц в правительстве, которым изначально было поручено продвигать проект.

В следующем году правительство США получило Меморандум Фриша – Пайерлса из Великобритании, который заявил, что сумма уран необходимо для цепная реакция было намного ниже, чем считалось ранее. Меморандум был продуктом Комитет MAUD, который работал над британским проектом атомной бомбы, известным как Трубные сплавы, потом быть включенным в пределах Манхэттенский проект.

В конце концов, первый искусственный ядерный реактор, Чикаго Пайл-1, был построен на Чикагский университет, командой во главе с Итальянский физик Энрико Ферми в конце 1942 года. К этому времени на программу в течение года оказывалось давление из-за вступления США в войну. Чикагская свая достигла критичность 2 декабря 1942 г.[12] в 15:25. Опорная конструкция реактора была сделана из дерева, которая поддерживала груду (отсюда и название) графитовых блоков, в которые были заложены «псевдосферы» или «брикеты» из природного оксида урана.

Вскоре после Чикагской сваи американские военные разработали ряд ядерных реакторов для Манхэттенский проект с 1943 года. Основное назначение крупнейших реакторов (расположены в г. Хэнфорд сайт в Вашингтон ), было массовое производство плутоний для ядерного оружия. Ферми и Сцилард подали заявку на патент на реакторы 19 декабря 1944 года. Его выдача была отложена на 10 лет из-за секретности военного времени.[13]

«Первая в мире атомная электростанция» - гласит надпись на табличках на месте EBR-I, который сейчас является музеем рядом с Арко, Айдахо. Первоначально называвшаяся «Чикаго Пайл-4», она проводилась под руководством Уолтер Зинн за Аргоннская национальная лаборатория.[14] Этот экспериментальный LMFBR управляемый Комиссия по атомной энергии США выработал 0,8 кВт в ходе испытаний 20 декабря 1951 г.[15] и 100 кВт (электричество) на следующий день,[16] проектной мощностью 200 кВт (электр.).

Помимо использования ядерных реакторов в военных целях, были политические причины для использования атомной энергии в гражданских целях. Президент США Дуайт Эйзенхауэр сделал его известным Мирный атом речь к Генеральная Ассамблея ООН 8 декабря 1953 года. Эта дипломатия привела к распространению реакторной технологии среди учреждений США и всего мира.[17]

Первой построенной АЭС гражданского назначения стала АМ-1. Обнинская АЭС спущен на воду 27 июня 1954 г. Советский союз. Он произвел около 5 МВт (электрическая).

После Второй мировой войны американские военные искали другие способы применения технологии ядерных реакторов. Исследования, проведенные армией и военно-воздушными силами, так и не увенчались успехом; однако ВМС США преуспели, когда USS Наутилус (SSN-571) на АЭС 17 января 1955 г.

Первая промышленная атомная электростанция, Колдер Холл в Селлафилд, Англия была открыта в 1956 году с начальной мощностью 50 МВт (позже 200 МВт).[18][19]

Первый переносной ядерный реактор «Алко ПМ-2А» был использован для выработки электроэнергии (2 МВт) для Лагерь века с 1960 по 1963 гг.[20]

Система первичного охлаждения показывает корпус реактора (красный), парогенераторы (фиолетовый), компенсатор давления (синий) и насосы (зеленый) в трех контурах охлаждающей жидкости Hualong One реактор с водой под давлением дизайн

Типы реакторов

Реактор с водой под давлениемРеактор кипящей водыРеактор с газовым охлаждениемРеактор на тяжелой воде под давлениемLWGRРеактор-размножитель на быстрых нейтронахКруг frame.svg
  •   PWR: 277 (63,2%)
  •   BWR: 80 (18,3%)
  •   ГКЛ: 15 (3,4%)
  •   PHWR: 49 (11,2%)
  •   LWGR: 15 (3,4%)
  •   FBR: 2 (0,5%)
Количество реакторов по типам (конец 2014 г.)[21]
Реактор с водой под давлениемРеактор кипящей водыРеактор с газовым охлаждениемРеактор на тяжелой воде под давлениемLWGRРеактор-размножитель на быстрых нейтронахКруг frame.svg
  •   PWR: 257,2 (68,3%)
  •   BWR: 75,5 (20,1%)
  •   GCR: 8,2 (2,2%)
  •   PHWR: 24,6 (6,5%)
  •   LWGR: 10,2 (2,7%)
  •   FBR: 0,6 (0,2%)
Чистая электрическая мощность (ГВт) по типам (конец 2014 г.)[21]
Состояние NC Реактор PULSTAR представляет собой бассейновый реактор мощностью 1 МВт. исследовательский реактор с 4% обогащенным топливом штыревого типа, состоящим из UO2 гранулы в циркалой облицовка.

Классификации

По типу ядерной реакции

Все коммерческие энергетические реакторы основаны на ядерное деление. Обычно они используют уран и его продукт плутоний в качестве ядерное топливо хотя ториевый топливный цикл тоже возможно. Реакторы деления можно условно разделить на два класса, в зависимости от энергии нейтронов, поддерживающих деление. цепная реакция:

В принципе, термоядерная энергия может быть произведен термоядерная реакция таких элементов, как дейтерий изотоп водород. Несмотря на то, что это постоянная обширная тема исследований, по крайней мере, с 1940-х годов, самоподдерживающийся термоядерный реактор для выработки электроэнергии никогда не был построен.

Автор материала модератора

Используется в тепловых реакторах:

По охлаждающей жидкости

Обработка внутренней части ВВЭР-1000 рама реактора на Атоммаш.
В тепловых ядерных реакторах (в частности, LWR) теплоноситель действует как замедлитель, который должен замедлять нейтроны, прежде чем они могут быть эффективно поглощены топливом.
  • Реактор с водяным охлаждением. Они составляют подавляющее большинство действующих ядерных реакторов: по состоянию на 2014 год 93% ядерных реакторов в мире имеют водяное охлаждение, что составляет около 95% от общей мировой мощности ядерной энергетики.[21]
    • Реактор с водой под давлением (PWR) Реакторы с водой под давлением составляют подавляющее большинство всех западных атомных электростанций.
      • Основная характеристика PWR - компенсатор давления, специализированный сосуд под давлением. Большинство коммерческих PWR и военно-морских реакторов используют компенсаторы давления. Во время нормальной работы компенсатор давления частично заполнен водой, и над ним поддерживается паровой пузырь за счет нагрева воды погружными нагревателями. Во время нормальной работы компенсатор давления соединен с корпусом высокого давления первичного реактора (КРД), а «пузырек» компенсатора давления обеспечивает пространство для расширения для изменений объема воды в реакторе. Это устройство также обеспечивает средства регулирования давления в реакторе за счет увеличения или уменьшения давления пара в компенсаторе давления с помощью нагревателей компенсатора давления.
      • Реакторы с тяжелой водой под давлением представляют собой подмножество реакторов с водой под давлением, использующих изолированный контур теплопередачи под давлением, но использующие тяжелая вода в качестве хладагента и замедлителя для большей экономии нейтронов, которую он предлагает.
    • Реактор с кипящей водой (BWR)
      • BWR характеризуются кипящей водой вокруг топливных стержней в нижней части корпуса высокого давления первого реактора. Реактор с кипящей водой использует 235U, обогащенный как диоксид урана, в качестве топлива. Топливо собрано в стержни, размещенные в стальном сосуде, погруженном в воду. Ядерное деление заставляет воду закипать, образуя пар. Этот пар поступает по трубам в турбины. Турбины приводятся в движение паром, и в этом процессе вырабатывается электричество.[25] Во время нормальной работы давление регулируется количеством пара, поступающего из корпуса реактора в турбину.
    • Реактор со сверхкритической водой (SCWR)
      • SCWR - это Реактор IV поколения концепция, в которой реактор работает при сверхкритическом давлении, а вода нагревается до сверхкритического флюида, который никогда не претерпевает перехода в пар, но ведет себя как насыщенный пар, для обеспечения парогенератор.
    • Реактор бассейнового типа[необходимо разрешение неоднозначности ] можно ссылаться на реакторы открытого бассейна[сомнительный – обсуждать] которые охлаждаются водой, но не путать с бассейн типа LMFBRs которые охлаждаются натрием
    • Некоторые реакторы охлаждались тяжелая вода который также выполнял функции модератора. Примеры включают:
      • Рано КАНДУ реакторы (более поздние используют тяжеловодный замедлитель, но легкий водяной теплоноситель)
      • ДИДО класс исследовательских реакторов
  • Реактор с жидкометаллическим теплоносителем. Поскольку вода является замедлителем, ее нельзя использовать в качестве теплоносителя в быстром реакторе. Жидкометаллические охлаждающие жидкости включены натрий, NaK, вести, свинцово-висмутовая эвтектика, а в первых реакторах Меркурий.
  • Реакторы с газовым охлаждением охлаждаются циркулирующим газом. На коммерческих атомных электростанциях углекислый газ обычно используется, например, на нынешних британских АЭС AGR и ранее на ряде британских, французских, итальянских и японских станций первого поколения. Азот[26] и гелий также использовались, причем гелий считается особенно подходящим для высокотемпературных конструкций. Использование тепла варьируется в зависимости от реактора. Коммерческие атомные электростанции пропускают газ через теплообменник сделать пар для паровой турбины. Некоторые экспериментальные конструкции нагреваются до такой степени, что газ может напрямую приводить в действие газовую турбину.
  • Реакторы на расплавах солей (MSR) охлаждаются путем циркуляции расплавленной соли, обычно эвтектической смеси фторидных солей, такой как FLiBe. В типичном MSR охлаждающая жидкость также используется в качестве матрицы, в которой растворяется делящийся материал.

По поколению

  • Реактор поколения I (ранние прототипы, такие как Шиппорт Атомная Электростанция, исследовательские реакторы, некоммерческие энергетические реакторы)
  • Реактор II поколения (самый последний атомная электростанция, 1965–1996)
  • Реактор III поколения (эволюционное усовершенствование существующих конструкций, 1996 – настоящее время)
  • Реактор поколения III + (эволюционное развитие реакторов поколения III, обеспечивающее повышение безопасности по сравнению с реакторами поколения III, с 2017 г. по настоящее время)[27]
  • Реактор IV поколения (технологии все еще находятся в стадии разработки; дата начала неизвестна, возможно, 2030 г.)[28]
  • Реакторы поколения V: реакторы, которые являются чисто теоретическими и не являются предметом интенсивных исследований.

В 2003 году французская Commissariat à l'Énergie Atomique (CEA) был первым, кто относился к типам "Gen II" в Неделя нуклеоники.[29]

Первое упоминание о поколении III было в 2000 году, в связи с запуском Международный Форум Поколение IV (GIF) планы.

"Gen IV" был назван в 2000 г. Министерство энергетики США (DOE) для разработки новых типов растений.[30]

По фазе топлива

По форме сердечника

  • Кубический
  • Цилиндрический
  • Восьмиугольный
  • Сферический
  • Плита
  • Кольцо

По использованию

Современные технологии

Каньон Диабло - PWR
В этих реакторах используется корпус высокого давления для хранения ядерного топлива, регулирующих стержней, замедлителя и теплоносителя. Горячая радиоактивная вода, выходящая из сосуда высокого давления, проходит через парогенератор, который, в свою очередь, нагревает вторичный (нерадиоактивный) контур воды до пара, который может запускать турбины. Они составляют большинство (около 80%) современных реакторов. Это тепловой нейтрон конструкция реактора, новейшими из которых являются российские ВВЭР-1200, Японский Усовершенствованный реактор с водой под давлением, Американский AP1000, Китайский Реактор под давлением Hualong и франко-германский Европейский реактор под давлением. Все Реакторы ВМС США относятся к этому типу.
BWR похож на PWR без парогенератора. Более низкое давление охлаждающей воды позволяет ей закипать внутри сосуда высокого давления, производя пар, который запускает турбины. В отличие от PWR, здесь нет первичного и вторичного контура. Тепловой КПД этих реакторов может быть выше, они могут быть проще и даже потенциально более стабильными и безопасными. Это реактор на тепловых нейтронах, новейшие из которых Усовершенствованный реактор с кипящей водой и Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой.
В КАНДУ Циньшаньская атомная электростанция
Канадский дизайн (известный как КАНДУ ), очень похожий на PWR, но с использованием тяжелая вода. Хотя тяжелая вода значительно дороже обычной воды, у нее больше нейтронная экономика (создает большее количество тепловых нейтронов), позволяя реактору работать без установки по обогащению топлива. Вместо использования одного большого сосуда высокого давления, как в PWR, топливо содержится в сотнях напорных трубок. Эти реакторы работают на природном уран и представляют собой конструкции реакторов на тепловых нейтронах. PHWR можно заправлять топливом на полной мощности, что делает их очень эффективными в использовании урана (это позволяет точно контролировать поток в активной зоне). CANDU PHWR были построены в Канаде, Аргентина, Китай, Индия, Пакистан, Румыния, и Южная Корея. Индия также эксплуатирует ряд PHWR, часто называемых «производными CANDU», построенных после того, как правительство Канады прекратило ядерные сделки с Индией после 1974 г. Улыбающийся Будда испытание ядерного оружия.
В Игналинская АЭС - типа РБМК (закрыт в 2009 г.)
  • Реактор Большой Мощности Канальный (Реактор с каналом большой мощности) (РБМК ) [модератор: графит; охлаждающая жидкость: вода под высоким давлением]
Советский дизайн, РБКИ в некоторых отношениях сходны с CANDU в том, что они заправляемые при работе на мощность и используют конструкцию трубки давление вместо сосуда высокого давления PWR стиля. Однако в отличие от CANDU они очень нестабильные и большие, что здания сдерживания для них дорого. В конструкции РБМК также был выявлен ряд критических недостатков безопасности, хотя некоторые из них были исправлены после Чернобыльская катастрофа. Их главная привлекательность - использование легкой воды и необогащенного урана. По состоянию на 2019 год 10 остаются открытыми, в основном из-за повышения безопасности и помощи международных агентств по безопасности, таких как Министерство энергетики. Несмотря на эти улучшения безопасности, реакторы РБМК по-прежнему считаются одной из наиболее опасных конструкций используемых реакторов. Реакторы РБМК были развернуты только в бывшей Советский союз.
В Магнокс Sizewell A атомная электростанция
В Атомная электростанция Торнесс - AGR
Эти конструкции имеют более высокий тепловой КПД по сравнению с PWR из-за более высоких рабочих температур. Есть ряд действующих реакторов этой конструкции, в основном в Соединенном Королевстве, где была разработана эта концепция. Старые конструкции (т.е. Магнокс станций) либо закрыты, либо будут в ближайшем будущем. Однако ожидаемый срок службы AGR составит еще 10–20 лет. Это реактор на тепловых нейтронах. Затраты на вывод из эксплуатации могут быть высокими из-за большого объема активной зоны реактора.
Уменьшенная модель Ядерный реактор ТОПАЗ
Эта полностью немодерируемая конструкция реактора производит больше топлива, чем потребляет. Говорят, что они «размножают» топливо, потому что они производят расщепляющееся топливо во время работы из-за захват нейтронов. Эти реакторы могут работать так же, как PWR с точки зрения эффективности, и не требуют большой защиты от высокого давления, поскольку жидкий металл не нужно поддерживать под высоким давлением даже при очень высоких температурах. Эти реакторы быстрый нейтрон, а не конструкции на тепловых нейтронах. Эти реакторы бывают двух типов:
В Суперфеникс, закрытый в 1998 г., был одним из немногих
Со свинцовым охлаждением
Использование свинца в качестве жидкого металла обеспечивает отличную защиту от излучения и позволяет работать при очень высоких температурах. Кроме того, свинец (в основном) прозрачен для нейтронов, поэтому меньше нейтронов теряется в теплоносителе, и теплоноситель не становится радиоактивным. В отличие от натрия, свинец в основном инертен, поэтому риск взрыва или аварии меньше, но такие большие количества свинца могут быть проблематичными с точки зрения токсикологии и утилизации. Часто реактор этого типа будет использовать свинцово-висмутовая эвтектика смесь. В этом случае висмут будет представлять некоторые незначительные радиационные проблемы, поскольку он не так прозрачен для нейтронов и может быть преобразован в радиоактивный изотоп легче, чем свинец. Русский Подводная лодка класса Альфа использует свинцово-висмутовый реактор на быстрых нейтронах в качестве основной энергетической установки.
С натриевым охлаждением
Большинство LMFBR относятся к этому типу. В ТОПАЗ, БН-350 и БН-600 в СССР; Суперфеникс во Франции; и Ферми-I в США были реакторы этого типа. Натрий относительно легко получить и работать с ним, и ему также удается фактически предотвратить коррозию различных частей реактора, погруженных в него. Однако натрий сильно взрывается при контакте с водой, поэтому следует соблюдать осторожность, но такие взрывы не будут более сильными, чем (например) утечка перегретой жидкости из реактора с водой под давлением. В Реактор Монжу в Японии произошла утечка натрия в 1995 году, и перезапущен до мая 2010 года. EBR-I, первый реактор с расплавлением активной зоны в 1955 году также был реактором с натриевым охлаждением.
В них используется топливо, отформованное в керамические шары, а затем через шары циркулирует газ. В результате получается эффективный, не требующий особого обслуживания, очень безопасный реактор с недорогим стандартизированным топливом. Прототипом стал AVR и HTR-10 работает в Китае, где HTR-PM разрабатывается. Ожидается, что HTR-PM станет первым реактором поколения IV, который будет введен в эксплуатацию.[33]
Они растворяют топливо в фторид соли или использовать фторидные соли в качестве охлаждающей жидкости. Они обладают множеством функций безопасности, высокой эффективностью и высокой удельной мощностью, подходящей для транспортных средств. Примечательно, что у них нет в активной зоне высокого давления или легковоспламеняющихся компонентов. Прототипом стал MSRE, который также использовал торий топливный цикл. В качестве реактора-размножителя он перерабатывает отработавшее топливо, извлекая как уран, так и трансурановые соединения, оставляя всего 0,1% трансурановых отходов по сравнению с обычными прямоточными легководными реакторами, работающими на урановом топливе, которые используются в настоящее время. Отдельная проблема - это радиоактивные продукты деления, которые не подлежат переработке и должны быть утилизированы, как и обычные реакторы.
  • Водный гомогенный реактор (AHR) [модератор: легкая или тяжелая вода высокого давления; охлаждающая жидкость: легкая или тяжелая вода под высоким давлением]
В этих реакторах в качестве топлива используются растворимые ядерные соли (обычно сульфат урана или же нитрат урана ) растворяется в воде и смешивается с охлаждающей жидкостью и замедлителем. По состоянию на апрель 2006 г. в эксплуатации находилось всего пять AHR.[34]

Будущее и развивающиеся технологии

Усовершенствованные реакторы

На разных стадиях разработки находится более десятка перспективных конструкций реакторов.[35] Некоторые из них произошли от PWR, BWR и PHWR выше, некоторые - более радикальные отклонения. К первым относятся усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR), два из которых в настоящее время работают, а другие находятся в стадии строительства, и запланированные пассивно безопасный Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой (ESBWR) и AP1000 единиц (см. Программа «Атомная энергетика 2010» ).

  • В Интегральный быстрый реактор (IFR) был построен, испытан и оценен в течение 1980-х годов, а затем снят с производства при администрации Клинтона в 1990-х годах из-за политики администрации в области ядерного нераспространения. Переработка отработавшего топлива - это основа его конструкции, поэтому при этом образуется лишь часть отходов современных реакторов.[36]
  • В реактор с галечным слоем, а высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (HTGCR), разработан таким образом, чтобы высокие температуры снижали выходную мощность на Доплеровское уширение нейтронного сечения топлива. В нем используется керамическое топливо, поэтому его безопасные рабочие температуры превышают диапазон температур снижения мощности. Большинство конструкций охлаждаются инертным гелием. Гелий не подвергается паровым взрывам, противостоит поглощению нейтронов, приводящему к радиоактивности, и не растворяет загрязнители, которые могут стать радиоактивными. Типичные конструкции имеют больше слоев (до 7) пассивной защиты, чем легководные реакторы (обычно 3). Уникальной особенностью, которая может способствовать безопасности, является то, что топливные шары фактически образуют механизм активной зоны и заменяются один за другим по мере старения. Конструкция топлива делает его переработку дорогостоящей.
  • В Малый герметичный переносной автономный реактор (SSTAR) в первую очередь исследуется и разрабатывается в США, он задуман как реактор-размножитель на быстрых нейтронах, который является пассивно безопасным и может быть удален из строя в случае возникновения подозрения, что в него вмешиваются.
  • В Чистый и экологически безопасный усовершенствованный реактор (CAESAR) - это концепция ядерного реактора, в которой в качестве замедлителя используется пар - эта конструкция все еще находится в разработке.
  • В Реактор пониженного замедления воды опирается на Усовершенствованный реактор с кипящей водой (ABWR), который в настоящее время используется, это не полный быстрый реактор, вместо этого в основном надтепловые нейтроны, которые по скорости находятся между тепловыми и быстрыми нейтронами.
  • В саморегулирующийся ядерный энергетический модуль с водородным замедлителем (HPM) - это конструкция реактора, исходящая из Лос-Аламосская национальная лаборатория который использует гидрид урана как топливо.
  • Подкритические реакторы спроектированы так, чтобы быть более безопасными и стабильными, но создают ряд технических и экономических трудностей. Одним из примеров является Усилитель энергии.
  • Реакторы на основе тория. В реакторах, специально разработанных для этой цели, можно превратить торий-232 в U-233. Таким образом, торий, которого в четыре раза больше, чем урана, можно использовать для образования ядерного топлива U-233.[37] Также считается, что U-233 обладает благоприятными ядерными свойствами по сравнению с традиционно используемым U-235, включая лучшую нейтронную экономию и меньшее образование долгоживущих трансурановых отходов.
    • Усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) - Предлагаемый ядерный энергетический реактор с тяжеловодным замедлителем, который будет проектом следующего поколения типа PHWR. В стадии разработки в Центр атомных исследований Бхабхи (BARC), Индия.
    • КАМИНИ - Уникальный реактор, использующий в качестве топлива изотоп урана-233. Построен в Индии BARC и Центр атомных исследований Индиры Ганди (IGCAR ).
    • Индия также планирует построить реакторы на быстрых нейтронах с топливным циклом торий-уран-233. FBTR (Испытательный реактор на быстрых нейтронах) работает на Калпаккам (Индия) использует плутоний в качестве топлива и жидкий натрий в качестве теплоносителя.
    • Китай, который контролирует Cerro Impacto месторождение, есть реактор и надеется заменить угольная энергия с ядерной энергией.[38]

Rolls-Royce стремится продавать ядерные реакторы для производства Synfuel для самолетов.[39]

Реакторы поколения IV

Реакторы поколения IV представляют собой набор теоретических конструкций ядерных реакторов, которые в настоящее время исследуются. Обычно ожидается, что эти конструкции не будут доступны для коммерческого строительства до 2030 года. Текущие реакторы, эксплуатируемые во всем мире, обычно считаются системами второго или третьего поколения, при этом системы первого поколения были выведены из эксплуатации некоторое время назад. Исследование этих типов реакторов было официально начато Международным форумом поколения IV (GIF) для достижения восьми технологических целей. Основными целями являются повышение ядерной безопасности, повышение устойчивости к распространению, минимизация отходов и использования природных ресурсов, а также снижение затрат на строительство и эксплуатацию таких станций.[40]

Реакторы поколения V +

Реакторы поколения V - это конструкции, которые теоретически возможны, но в настоящее время активно не рассматриваются и не исследуются. Хотя некоторые реакторы поколения V потенциально могут быть построены с использованием текущих или ближайших технологий, они не вызывают особого интереса по причинам экономики, практичности или безопасности.

  • Реактор с жидкой активной зоной. Замкнутый цикл ядерный реактор с жидкой активной зоной, где делящийся материал представляет собой расплавленный уран или раствор урана, охлаждаемый рабочим газом, закачиваемым через отверстия в основании защитной оболочки.
  • Газовый реактор. Версия с обратной связью ракета с ядерной лампочкой, где делящимся материалом является газообразный гексафторид урана, содержащийся в сосуде из плавленого кварца. Рабочий газ (например, водород) обтекает этот сосуд и поглощает УФ-свет, образующийся в результате реакции. Эта конструкция реактора могла также работать как ракетный двигатель, как показано в научно-фантастическом романе Гарри Харрисона 1976 года Skyfall. Теоретически, используя УФ6 в качестве рабочего топлива напрямую (а не в качестве ступени к одному, как это делается сейчас) означало бы более низкие затраты на переработку и очень маленькие реакторы. На практике работа реактора с такой высокой плотностью мощности, вероятно, приведет к неуправляемым нейтронный поток, ослабляя большинство реакторные материалы, и, следовательно, поскольку поток будет аналогичен тому, который ожидается в термоядерных реакторах, потребуются материалы, аналогичные тем, которые выбраны Международная установка по облучению термоядерных материалов.
    • Газовый реактор ЭМ. Как в реакторе с газовой активной зоной, но с фотоэлектрический массивы, преобразующие УФ-излучение непосредственно к электричеству.[41] Такой подход аналогичен экспериментально доказанному. фотоэлектрический эффект который преобразовал бы рентгеновские лучи, генерируемые аневтронный синтез в электричество, пропуская фотоны высокой энергии через массив проводящих фольг для передачи части своей энергии электронам, энергия фотона захватывается электростатически, как конденсатор. Поскольку рентгеновские лучи могут проходить через материал гораздо большей толщины, чем электроны, для поглощения рентгеновских лучей необходимы сотни или тысячи слоев.[42]
  • Реактор осколочного деления. Осколочный реактор деления - это ядерный реактор, который вырабатывает электричество за счет замедления ионного пучка побочных продуктов деления вместо использования ядерных реакций для генерации тепла. Тем самым он обходит Цикл Карно и может достигать КПД до 90% вместо 40–45%, достигаемых эффективными тепловыми реакторами с турбинным приводом. Пучок ионов осколков деления будет проходить через магнитогидродинамический генератор производить электричество.
  • Гибридный ядерный синтез. Использовал бы нейтроны, испускаемые термоядерным синтезом, для деления покрывало на кровать из плодородный материал, подобно U-238 или же Чт-232 и трансмутировать другие реакторы отработанное ядерное топливо / ядерные отходы в относительно более доброкачественные изотопы.

Термоядерные реакторы

Основная статья: Сила термоядерного синтеза

Контролируемый термоядерная реакция в принципе может использоваться в термоядерная энергия установки для производства электроэнергии без сложностей в обращении актиниды, но остаются значительные научно-технические препятствия. Было построено несколько термоядерных реакторов, но только недавно реакторы смогли выделить больше энергии, чем количество энергии, использованное в процессе. Несмотря на то, что исследования начались в 1950-х годах, коммерческий термоядерный реактор не ожидается раньше 2050 года. ИТЭР проект в настоящее время возглавляет усилия по использованию термоядерной энергии.

Ядерный топливный цикл

Основная статья: Ядерный топливный цикл

Тепловые реакторы обычно зависят от очищенных и обогащенный уран. Некоторые ядерные реакторы могут работать на смеси плутония и урана (см. MOX ). Процесс, с помощью которого урановая руда добывается, обрабатывается, обогащается, используется, возможно переработанный и утилизируется известен как ядерный топливный цикл.

Менее 1% урана, обнаруженного в природе, составляет легко расщепляющийся U-235. изотоп В результате для большинства конструкций реакторов требуется обогащенное топливо. Обогащение включает увеличение процентного содержания U-235 и обычно осуществляется с помощью газовая диффузия или же газовая центрифуга. Затем обогащенный результат преобразуется в диоксид урана порошок, который прессуется и обжигается в виде гранул. Эти гранулы укладываются в трубы, которые затем запечатываются и называются топливные стержни. Многие из этих топливных стержней используются в каждом ядерном реакторе.

В большинстве коммерческих реакторов BWR и PWR используется уран с обогащением примерно до 4% по U-235, а в некоторых промышленных реакторах с высоким нейтронная экономика вообще не требуют обогащения топлива (то есть могут использовать природный уран). Согласно Международное агентство по атомной энергии есть не менее 100 исследовательские реакторы в мире заправляется высокообогащенным (оружейным / 90% -ным) ураном. Риск кражи этого топлива (потенциально используемого в производстве ядерного оружия) привел к кампаниям, выступающим за конверсию этого типа реактора на низкообогащенный уран (который представляет меньшую угрозу распространения).[43]

Делящийся U-235 и неделящийся, но расщепляющийся и плодородный Оба U-238 используются в процессе деления. U-235 расщепляется тепловыми (т.е. медленными) нейтронами. Тепловой нейтрон движется с той же скоростью, что и окружающие его атомы. Поскольку все атомы колеблются пропорционально своей абсолютной температуре, тепловые нейтроны имеют наилучшую возможность расщепить U-235, когда он движется с такой же колебательной скоростью. С другой стороны, U-238 с большей вероятностью захватит нейтрон, когда нейтрон движется очень быстро. Этот атом U-239 скоро распадется на плутоний-239, который является еще одним топливом. Pu-239 - это жизнеспособное топливо, и его необходимо учитывать даже при использовании высокообогащенного уранового топлива. Деление плутония будет преобладать над делением U-235 в некоторых реакторах, особенно после того, как начальная загрузка U-235 будет исчерпана. Плутоний расщепляется как быстрыми, так и тепловыми нейтронами, что делает его идеальным для ядерных реакторов или ядерных бомб.

Большинство существующих конструкций реакторов представляют собой тепловые реакторы и обычно используют воду в качестве замедлителя нейтронов (замедлитель означает, что он замедляет нейтрон до тепловой скорости) и в качестве теплоносителя. Но в реактор-размножитель на быстрых нейтронах, используется какой-то другой хладагент, который не будет сильно замедлять или замедлять нейтроны. Это позволяет преобладать быстрым нейтронам, которые могут эффективно использоваться для постоянного пополнения запасов топлива. Просто поместив дешевый необогащенный уран в такую ​​активную зону, неделящийся U-238 превратится в Pu-239, «воспроизводящее» топливо.

В ториевый топливный цикл торий-232 поглощает нейтрон в быстром или тепловом реакторе. Торий-233 бета-распад к протактиний -233, а затем в уран-233, который, в свою очередь, используется в качестве топлива. Следовательно, как уран-238, торий-232 является плодородный материал.

Заправка ядерных реакторов

Количество энергии в резервуаре ядерное топливо часто выражается в терминах «дни полной мощности», то есть количество 24-часовых периодов (дней), в течение которых реактор должен работать на полной мощности для выработки тепловой энергии. Количество дней на полную мощность в рабочем цикле реактора (между остановками на перегрузку) связано с количеством делящийся уран-235 (U-235) содержится в ТВС в начале цикла. Более высокий процент U-235 в активной зоне в начале цикла позволит реактору проработать большее количество дней на полной мощности.

В конце рабочего цикла топливо в некоторых сборках «израсходовано», поскольку в реакторе вырабатывается мощность от 4 до 6 лет. Это отработавшее топливо выгружается и заменяется новыми (свежими) тепловыделяющими сборками.[нужна цитата ] Хотя эти тепловыделяющие сборки считаются «отработанными», они содержат большое количество топлива.[нужна цитата ] На практике именно экономика определяет срок службы ядерного топлива в реакторе. Задолго до того, как произойдет все возможное деление, реактор не может поддерживать 100% полную выходную мощность, и, следовательно, доход коммунального предприятия снижается по мере снижения выходной мощности станции. Большинство атомных станций работают с очень низкой рентабельностью из-за накладных расходов, в основном из-за нормативных затрат, поэтому работа на мощности ниже 100% экономически нецелесообразна в течение длительного времени.[нужна цитата ] Доля активной зоны реактора, заменяемая во время перегрузки топлива, обычно составляет одну треть, но зависит от того, как долго станция работает между перегрузками. Заводы обычно работают с циклами заправки топливом 18 месяцев или циклами заправки топливом 24 месяца. Это означает, что 1 дозаправка, заменяющая только одну треть топлива, может поддерживать ядерный реактор на полной мощности в течение почти 2 лет.[нужна цитата ] Утилизация и хранение этого отработавшего топлива - один из наиболее сложных аспектов эксплуатации коммерческой атомной электростанции. Эти ядерные отходы очень радиоактивны, и их токсичность представляет опасность на протяжении тысяч лет.[25] После выгрузки из реактора отработавшее ядерное топливо перемещается в бассейн отработавшего топлива на площадке. Бассейн для отработавшего топлива - это большой бассейн с водой, который обеспечивает охлаждение и защиту отработавшего ядерного топлива.[нужна цитата ] После некоторого спада энергии (примерно 5 лет) топливо можно переместить из топливного бассейна в контейнеры с сухой защитой, которые можно безопасно хранить в течение тысяч лет. После загрузки в сухие экранированные контейнеры, контейнеры хранятся на месте в специально охраняемом помещении в непроницаемых бетонных бункерах. Местные хранилища топлива спроектированы таким образом, чтобы выдерживать удары коммерческих авиалайнеров с минимальным повреждением отработавшего топлива или его отсутствием. Среднее хранилище топлива на площадке может вместить 30 лет отработавшего топлива в пространстве меньше футбольного поля.[нужна цитата ]

Не все реакторы нужно останавливать для перегрузки топлива; Например, реакторы с галечным слоем, Реакторы РБМК, реакторы на расплаве солей, Магнокс, AGR и КАНДУ реакторы позволяют перемещать топливо через реактор во время его работы. В реакторе CANDU это также позволяет размещать отдельные тепловыделяющие элементы внутри активной зоны реактора, которые лучше всего подходят для количества U-235 в тепловыделяющем элементе.

Количество энергии, извлеченное из ядерного топлива, называется его сжечь, которая выражается в количестве тепловой энергии, произведенной на исходную единицу массы топлива. Выгорание обычно выражается в мегаватт-днях тепловой энергии на метрическую тонну исходного тяжелого металла.

Ядерная безопасность

Основная статья: Ядерная безопасность

Ядерная безопасность охватывает действия, предпринятые для предотвращения ядерные и радиационные аварии и инциденты или ограничить их последствия. Ядерная энергетика повысила безопасность и производительность реакторов и предложила новые более безопасные (но, как правило, непроверенные) конструкции реакторов, но нет гарантии, что реакторы будут спроектированы, построены и эксплуатироваться правильно.[44] Ошибки случаются, и конструкторы реакторов на заводе Фукусима в Японии не ожидали, что цунами, вызванное землетрясением, выведет из строя резервные системы, которые должны были стабилизировать реактор после землетрясения,[45] несмотря на многочисленные предупреждения NRG и японской администрации по ядерной безопасности.[нужна цитата ] В соответствии с UBS AG, Ядерные аварии на фукусиме I поставили под сомнение, сможет ли даже такая развитая экономика, как Япония, справиться с ядерной безопасностью.[46] Возможны также катастрофические сценарии террористических атак.[44] Междисциплинарная команда из Массачусетский технологический институт подсчитал, что, учитывая ожидаемый рост ядерной энергетики в 2005–2055 годах, в этот период можно ожидать по крайней мере четырех серьезных ядерных аварий.[47]

Ядерные аварии

Смотрите также: Списки ядерных катастроф и радиоактивных инцидентов
Три реактора на Фукусима I перегревается, в результате чего охлаждающая вода диссоциировать и привело к водородным взрывам. Это вместе с топливом срывы выпустил большое количество радиоактивный материал в воздух.[48]

Серьезно, хотя и редко, ядерные и радиационные аварии произошло. К ним относятся SL-1 авария (1961), Авария на Три-Майл-Айленд (1979), Чернобыльская катастрофа (1986), а Ядерная катастрофа на Фукусиме-дайити (2011).[49] Атомная подводная лодка неудачи включают К-19 авария реактора (1961 г.),[50] то К-27 авария реактора (1968 г.),[51] и К-431 авария реактора (1985 г.).[49]

Ядерные реакторы выводились на околоземную орбиту не менее 34 раз. Ряд инцидентов, связанных с беспилотным советским атомным реактором. РОРСАТ Программа радиолокационного спутника привела к тому, что отработавшее ядерное топливо повторно попало в атмосферу Земли с орбиты.[нужна цитата ]

Природные ядерные реакторы

Основная статья: Естественный ядерный реактор деления

Почти два миллиарда лет назад серия самоподдерживающихся ядерных «реакторов» деления собралась в месте, ныне известном как Окло в Габон, Западная Африка. Условия в том месте и в то время позволяли естественное деление ядер происходить в условиях, аналогичных условиям в построенном ядерном реакторе.[52] Пятнадцать ископаемых реакторов естественного деления были обнаружены на трех отдельных рудных месторождениях уранового рудника Окло в Габоне. Впервые обнаружен в 1972 году французским физиком. Фрэнсис Перрин, вместе они известны как Oklo Fossil Reactors. Самоподдерживающийся ядерное деление реакции происходили в этих реакторах примерно 1,5 миллиарда лет назад и длились несколько сотен тысяч лет, в среднем за это время выходная мощность составляла 100 кВт.[53] Идея естественного ядерного реактора была теоретизирована еще в 1956 г. Пол Курода на Университет Арканзаса.[54][55]

Такие реакторы больше не могут образовываться на Земле в ее нынешний геологический период. Радиоактивный распад ранее более распространенного урана-235 в течение сотен миллионов лет уменьшил долю этого естественного делящегося изотопа до уровня ниже количества, необходимого для поддержания цепной реакции с простой водой в качестве замедлителя.

Природные ядерные реакторы образовались, когда месторождение богатых ураном полезных ископаемых оказалось затопленным грунтовыми водами, которые действовали как замедлитель нейтронов, и произошла сильная цепная реакция. Водяной замедлитель выкипает по мере усиления реакции, снова замедляя ее и предотвращая расплавление. Реакция деления поддерживалась в течение сотен тысяч лет с циклом от часов до нескольких дней.

Эти естественные реакторы активно изучаются учеными, интересующимися геологическими утилизациями радиоактивных отходов. Они предлагают тематическое исследование того, как радиоактивные изотопы мигрируют через земную кору. Это значительная область разногласий, поскольку противники захоронения геологических отходов опасаются, что изотопы из хранимых отходов могут попасть в водоснабжение или попасть в окружающую среду.

Выбросы

Ядерные реакторы производят тритий как часть обычных операций, который в конечном итоге попадает в окружающую среду в следовых количествах.

Как изотоп из водород, тритий (T) часто связывается с кислородом и образует Т2О. Эта молекула химически идентична ЧАС2О и поэтому он не имеет цвета и запаха, однако дополнительные нейтроны в ядрах водорода заставляют тритий подвергаться бета-распад с период полураспада 12,3 года. Несмотря на измеримость, количество трития, выделяемого атомными электростанциями, минимально. Соединенные Штаты NRC По оценкам, человек, пьющий воду в течение одного года из колодца, загрязненного, по его мнению, значительным разливом тритиевой воды, получит дозу радиации в 0,3 миллибэр.[56] Для сравнения, это на порядок меньше, чем 4 миллибэра, которые человек получает при перелете туда и обратно из Вашингтона, округ Колумбия, в Лос-Анджелес, что является следствием меньшей защиты атмосферы от высокоэнергетических космические лучи на больших высотах.[56]

Суммы стронций-90 выбросы атомных электростанций при нормальной эксплуатации настолько низки, что их невозможно обнаружить выше естественного радиационного фона. Обнаруживаемый стронций-90 в грунтовых водах и в окружающей среде в целом можно проследить до испытаний оружия, которые проводились в середине 20-го века (на их долю приходится 99% стронция-90 в окружающей среде) и чернобыльской аварии (на долю приходится оставшийся 1%). ).[57]

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ «ПРИС - Дом». pris.iaea.org.
  2. ^ «Поиск ВБРР». nucleus.iaea.org.
  3. ^ "Справочник Министерства энергетики: ядерная физика и теория реакторов" (PDF). Министерство энергетики США. Архивировано из оригинал (PDF) 23 апреля 2008 г.. Получено 24 сентября 2008.
  4. ^ «Системы защиты реактора и инженерные системы безопасности». Ядерный турист. Получено 25 сентября 2008.
  5. ^ «Коэффициенты преобразования биоэнергетики». Bioenergy.ornl.gov. Архивировано из оригинал 27 сентября 2011 г.. Получено 18 марта 2011.
  6. ^ Бернштейн, Джереми (2008). Ядерное оружие: что нужно знать. Издательство Кембриджского университета. п.312. ISBN  978-0-521-88408-2. Получено 17 марта 2011.
  7. ^ «Как работает атомная энергетика». HowStuffWorks.com. Получено 25 сентября 2008.
  8. ^ а б «Системы защиты реактора и инженерные системы безопасности». Ядерный турист. Получено 25 сентября 2008.
  9. ^ "Чернобыль: что случилось и почему? К.М. Мейер, технический журналист" (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) 11 декабря 2013 г.
  10. ^ Цетков, Павел; Усман, Шоаиб (2011). Кривит, Стивен (ред.). Энциклопедия ядерной энергии: наука, технологии и приложения. Хобокен, Нью-Джерси: Уайли. С. 48, 85. ISBN  978-0-470-89439-2.
  11. ^ Л. Сцилард, «Улучшения в трансмутации химических элементов или связанные с ними», Номер британского патента: GB630726 (подана: 28 июня 1934 г.; опубликована: 30 марта 1936 г.).
  12. ^ Первый реактор, Комиссия по атомной энергии США, Отдел технической информации
  13. ^ Энрико, Ферми и Лео, Сциллард Патент США 2708656 «Нейтронный реактор» выпущен 17 мая 1955 г.
  14. ^ «Реакторы Chicago Pile создают прочное исследовательское наследие - исторические выпуски новостей Аргонна». anl.gov.
  15. ^ Информационный бюллетень экспериментального реактора-размножителя 1, Национальная лаборатория Айдахо В архиве 29 октября 2008 г. Wayback Machine
  16. ^ «Пятьдесят лет назад, в декабре: атомный реактор EBR-I произвел первое электричество» (PDF). Американское ядерное общество Ядерные новости. Ноябрь 2001. Архивировано с оригинал (PDF) 25 июня 2008 г.. Получено 18 июн 2008.
  17. ^ "Ядерный вариант - NOVA | PBS". www.pbs.org. Получено 12 января 2017.
  18. ^ Краг, Хельге (1999). Квантовые поколения: история физики двадцатого века. Принстон, штат Нью-Джерси: Издательство Принстонского университета. п.286. ISBN  0-691-09552-3.
  19. ^ «В этот день: 17 октября». Новости BBC. 17 октября 1956 г.. Получено 9 ноября 2006.
  20. ^ Лесковиц, Фрэнк Дж. "Наука указывает путь". Лагерь Сенчури, Гренландия.
  21. ^ а б c «Ядерные энергетические реакторы в мире - издание 2015 г.» (PDF). Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ). Получено 26 октября 2017.
  22. ^ Голубев, В. И .; Долгов, В. В .; Дулин, В. А .; Звонарев, А. В .; Сметанин, Э. Y .; Кочетков, Л. А .; Коробейников, В. В .; Лифоров, В.Г .; Мантуров, Г. Н .; Матвеенко, И. П .; Цибуля, А. М. (1993). «Трансмутация актиноидов в быстрых реакторах». Атомная энергия. 74: 83. Дои:10.1007 / BF00750983.
  23. ^ а б Нейв, Р. «Легководные ядерные реакторы». Гиперфизика. Государственный университет Джорджии. Получено 5 марта 2018.
  24. ^ Джойс, Малкольм (2018). «10,6». Ядерная инженерия. Эльзевир. Дои:10.1016 / c2015-0-05557-5. ISBN  9780081009628.
  25. ^ а б Липпер, Илан; Стоун, Джон. «Ядерная энергия и общество». Университет Мичигана. Архивировано из оригинал 1 апреля 2009 г.. Получено 3 октября 2009.
  26. ^ «Аварийное и резервное охлаждение ядерного топлива и реакторов и пожаротушение, предотвращение взрыва с использованием жидкого азота». Патентные заявки USPTO. Номер документа 20180144836. 24 мая 2018 г.
  27. ^ «Россия завершила строительство первого в мире реактора поколения III +; Китай запустит пять реакторов в 2017 году». Ядерная энергия Insider. 8 февраля 2017 г.. Получено 10 июля 2019.
  28. ^ «Ядерные реакторы поколения IV». Всемирная ядерная ассоциация.
  29. ^ Неделя нуклеоники, Vol. 44, № 39; п. 7, 25 сентября 2003 г. Цитата: «Этьен Пошон, директор CEA по поддержке ядерной промышленности, рассказал об улучшенных характеристиках EPR и улучшенных функциях безопасности по сравнению с усовершенствованными конструкциями поколения II, на которых он был основан».
  30. ^ «Поколение IV». Euronuclear.org. Архивировано из оригинал 17 марта 2011 г.. Получено 18 марта 2011.
  31. ^ «Технологическая дорожная карта для систем ядерной энергии поколения IV» (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) 5 октября 2006 г. (4,33 МБ); см. «Топливные циклы и устойчивость»
  32. ^ "Информационный бюллетень Всемирной ядерной ассоциации - Исследовательские реакторы". Архивировано из оригинал 31 декабря 2006 г.
  33. ^ «HTR-PM: воплощать мечты в реальность». Nuclear Engineering International.
  34. ^ «Поиск ВБРР». nucleus.iaea.org.
  35. ^ «Усовершенствованные ядерные энергетические реакторы». Всемирная ядерная ассоциация. Получено 29 января 2010.
  36. ^ Тилль, Чарльз. «Ядерная реакция: почему американцы боятся ядерной энергетики?». Служба общественного вещания (PBS). Получено 9 ноября 2006.
  37. ^ Юхас, Альберт Дж .; Рарик, Ричард А .; Рангараджан, Раджмохан. «Высокоэффективные атомные электростанции, использующие технологию реактора с жидким фторидом и торием» (PDF). НАСА. Получено 27 октября 2014.
  38. ^ «Отношения Венесуэлы и Китая, пояснение: Один пояс, один путь | Часть 2 из 4». SupChina. 14 января 2019. В архиве с оригинала на 24 июня 2019 г.. Получено 24 июн 2019.
  39. ^ https://www.bloomberg.com/amp/news/articles/2019-12-06/rolls-royce-pitches-nuclear-reactors-as-key-to-clean-jet-fuel
  40. ^ «Ядерные реакторы поколения IV». Всемирная ядерная ассоциация. Получено 29 января 2010.
  41. ^ "Международный научный журнал по альтернативной энергии и экологии, ПРЯМОЕ ПРЕОБРАЗОВАНИЕ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ В ЭЛЕКТРИЧЕСТВО, Марк А. Прелас" (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) 4 марта 2016 г.
  42. ^ Куимби, округ Колумбия, Схема преобразования энергии рентгеновского излучения с высокой тепловой эффективностью для усовершенствованных термоядерных реакторов, Специальная техническая публикация ASTM, т.2, 1977, стр. 1161–1165.
  43. ^ «Повышение безопасности исследовательских ядерных реакторов в мире: технические и другие вопросы в центре внимания июньского симпозиума в Норвегии». МАГАТЭ. 7 июня 2006 г.
  44. ^ а б Якобсон, Марк З. и Делукки, Марк А. (2010). «Обеспечение всей глобальной энергии ветром, водой и солнечной энергией, часть I: технологии, энергетические ресурсы, количество и области инфраструктуры и материалы» (PDF). Энергетическая политика. п. 6.[мертвая ссылка ]
  45. ^ Гастерсон, Хью (16 марта 2011 г.). «Уроки Фукусимы». Бюллетень ученых-атомщиков. Архивировано из оригинал 6 июня 2013 г.
  46. ^ Патон, Джеймс (4 апреля 2011 г.). «Кризис Фукусимы для атомной энергетики хуже, чем Чернобыль, - говорит UBS». Bloomberg Businessweek. Архивировано из оригинал 15 мая 2011 г.
  47. ^ Массачусетский технологический институт (2003 г.). «Будущее атомной энергетики» (PDF). п. 48.
  48. ^ Факлер, Мартин (1 июня 2011 г.). "Отчет показывает, что Япония недооценивает опасность цунами". Нью-Йорк Таймс.
  49. ^ а б Худшие ядерные катастрофы. Время.
  50. ^ Повышение безопасности источников излучения п. 14.
  51. ^ Джонстон, Роберт (23 сентября 2007 г.). «Самые смертоносные радиационные аварии и другие события, повлекшие за собой радиационные потери». База данных радиологических инцидентов и связанных с ними событий.
  52. ^ Видео лекции по физике - в Google Video; на 42:40 мин. в видео упоминается природный ядерный реактор В архиве 4 августа 2006 г. Wayback Machine
  53. ^ Мешик, Алекс П. (ноябрь 2005 г.) «Работа древнего ядерного реактора». Scientific American. п. 82.
  54. ^ «Окло: Природные ядерные реакторы». Управление по обращению с гражданскими радиоактивными отходами. Архивировано из оригинал 16 марта 2006 г.. Получено 28 июн 2006.
  55. ^ "Реакторы естественного деления Окло". Американское ядерное общество. Получено 28 июн 2006.
  56. ^ а б Справочная информация: тритий, пределы радиационной защиты и стандарты питьевой воды (PDF) (Отчет). Комиссия по ядерному регулированию США. Февраль 2016 г.. Получено 17 августа 2017.
  57. ^ «Радионуклиды в подземных водах». NRC США. nrc.gov. Получено 2 октября 2017.

внешняя ссылка