Ядерный реактор

Содержание

Топливо для АЭС

На чем работает АЭС? Топливо для АЭС – это химические элементы, обладающие радиоактивными свойствами. На всех атомных станциях таким элементом выступает уран.

Устройство станций подразумевает, что АЭС работают на сложном составном топливе, а не на чистом химическом элементе. И чтобы из природного урана добыть урановое топливо, которое загружается в ядерный реактор, нужно провести множество манипуляций.

Обогащенный уран

Уран состоит из двух изотопов, то есть в его составе есть ядра с разной массой. Назвали их по количеству протонов и нейтронов изотоп -235 и изотоп-238. Исследователи 20 века начали добывать из руды 235й уран, т.к. его легче было разлагать и преобразовывать. Выяснилось, что такого урана в природе всего 0,7 % (остальные проценты достались 238му изотопу).

Что делать в этом случае? Уран решили обогащать. Обогащение урана это процесс, когда в нем остается много нужных 235х изотопов и мало ненужных 238х. Задача обогатителей урана – из 0.7% сделать почти 100% урана-235.

Обогатить уран можно с помощью двух технологий – газодиффузионной или газоцентрифужной. Для их использования уран, добытый из руды, переводят в газообразное состояние. В виде газа его и обогащают.

Урановый порошок

Обогащенный урановый газ переводят в твердое состояние – диоксид урана. Такой чистый твердый 235й уран выглядит как большие белые кристаллы, которые позже дробят в урановый порошок.

Урановые таблетки

Урановые таблетки – это твердые металлические шайбы, длиной в пару сантиметров. Чтобы из уранового порошка слепить такие таблетки, его перемешивают с веществом – пластификатором, он улучшает качество прессования таблеток.

Прессованные шайбы запекают при температуре 1200 градусов по Цельсию более суток, чтобы придать таблеткам особую прочность и устойчивость к высоким температурам. То, как работает АЭС, напрямую зависит от того, насколько хорошо спрессовали и запекли урановое топливо.

Запекают таблетки в молибденовых ящиках, т.к. только этот металл способен не расплавиться при «адских» температурах свыше полутора тысяч градусов. После этого урановое топливо для АЭС считается готовым.

Классификация и применение ядерных реакторов

Основное применение ядерные реакторы нашли на атомных электростанциях. С их помощью получают электрическую и тепловую энергию в промышленных масштабах. Такие реакторы называют энергетическими.

Широко используются ядерные реакторы в двигательных установках современных атомных подводных лодок, надводных кораблей, в космической технике. Они снабжают электрической энергией двигатели и называются транспортными реакторами.

Для научных исследований в области ядерной физики и радиационной химии используют потоки нейтронов, гамма-квантов, которые получают в активной зоне исследовательских реакторов. Энергия, вырабатываемая ими, не превышает 100 Мвт и не используется в промышленных целях.

Мощность экспериментальных реакторов ещё меньше. Она достигает величины лишь нескольких кВт

На этих реакторах изучаются различные физические величины, значение которых важно при проектировании ядерных реакций

К промышленным реакторам относят реакторы для получения радиоактивных изотопов, используемых для медицинских целей, а также в различных областях промышленности и техники. Реакторы для опреснения морской воды также относятся к промышленным реакторам.

Вперёд >

[править] Перспективы развития атомной энергетики

Будущие перспективы атомной энергетики

Планы изменения программ ядерной энергетики в 30 странах с действующими АЭС:

• Строят новые блоки: Республика Корея, Япония, Бразилия, Франция, Индия, Финляндия, Китай, Украина, Пакистан, США, Аргентина, Словакия, Российская Федерация.
• Планируют и строят новые блоки: Китай, Пакистан, Индия, США, Российская Федерация, Республика Корея, Япония, Финляндия.
• Планируют строительство новых блоков: Южная Африка, Исламская Республика, Венгрия, Чешская Республика, Иран, Румыния, Канада, Соединенное Королевство.
• Отказываются от проектировки новых блоков: Швейцария, Испания, Бельгия.
• Лишь Германия закрывает все существующие энергоблоки.

Прогнозы производства электроэнергии АЭС.

Небольшие изменения в политике ядерной энергетики

Резкое уменьшение мощности атомной энергетики прогнозируется к 2040 году, а затем возвращение к настоящим показателям к 2050 году. Уменьшение мощностей предполагается в западной, южной и северной частях Европы, и в Северной Америке. Незначительное увеличение ожидается на западе Азии и в Африке. Исключением является западная и центральная Азия, в этом регионе прогнозируется существенный рост. Действующих реакторов около 447 возраст половины из них выше 30 лет. Приведенные прогнозы свидетельствуют о том, что к 2050 году значительного изменения установленной мощности не произойдет.

Сравнение высокого и низкого изменения экономики

Несмотря на незначительное изменение мощности атомной энергетики, мировой объём ядерной генерации электроэнергии, все же повышается, хоть и очень медленно. Даже при таких показателях производство электричества на атомных станциях Азии растет достаточно быстро. Согласно данным прогнозам уровень ядерной энергетики по производству электроэнергии повысится на 2,4 % к 2030 году, к 2040 году на 3,4 %, а к 2050 года на 3,7 %.

За 2015 год в мире было произведено 55 975 тонн урана, этого достаточно, чтобы обеспечить 99 % годовых потребностей всех реакторов мира. Остальные реакторы существовали на уране, который был добыт ранее. Такая ресурсная база способна оправдать спрос на ядерную энергетику ожидаемый в 2030 году. Но для более высокого спроса необходимы новые средства, позволяющие обеспечить новыми ресурсами АЭС для увеличения производства ядерного топлива.

Инновации: усовершенствованные реакторы и топливные циклы.

Самым ярким примером современного существующего усовершенствования АЭС является Блок № 4 Белоярской АЭС с реактором БН-800, то есть электрическая мощность реактора на быстрых нейтронах составляет 880 МВт. Он сдан в эксплуатацию 10 декабря 2015 года. Появление данного реактора является историческим событием для России, этот проект берет начало с первой половины 80-х годов ХХ века. Данные реакторы имеют большие преимущества для развития атомной энергетики, так как они обеспечивают замыкание ядерного топливного цикла, что свидетельствует о полном использовании уранового сырья, следовательно, экономии топливной базы ядерной энергетики. Плюс появится возможность уменьшения объёмов радиоактивных отходов.

До 2050 года быстрые реакторы скорее всего не будут играть главной роли, но станут важнее, позднее, когда для обеспечения энергетической устойчивости будет необходимо сокращение до минимума отходов производства и эффективное использование ресурсов урана.

Также явный прогресс в проектировании и создании пунктов захоронения высокоактивных отходов приведет к общественному и политическому признанию ядерной энергетики. Более положительное восприятие обществом данных технологий характерно для стран, с явными планами на уничтожение отходов и показан прогресс в создании работающих пунктов захоронения высокоактивных отходов. В ноябре 2015 года была одобрена первая лицензия на строительство подобного пункта захоронения отработанного топлива атомной станции «Онкало» в Финляндии, и начато строительство уже в декабре 2016 года. Летом 2016 года правительство Швейцарии разрешило строительство второго глубокого ядерного захоронения отходов на АЭС «Форсмарк». Также во Франции сейчас готовится следующая заявка на разрешение строительства ещё одного захоронения отходов со средней и высокой радиоактивностью на станции «Сижео».

Видео по теме

Немного из истории

Не все знают, что изделие может встречаться двух видов. В первом случае это бо-сюрикен — оружие вытянутой формы, скорее напоминающее копье для метания. А во втором – хира-сюрикен. Как метать:

1. Бо. Во время броска направление полета и траекторию вращения регулируют средним и безымянным пальцами. Лезвие обязательно направляется в сторону от себя, может вращаться во время полета лезвием или вокруг своей оси.
2. Хира. Это оружие, напоминающее звезду с острыми лучами. Здесь мы как раз и рассмотрим, как соорудить такой сюрикен из бумаги. Это изделие нужно бросать ребром от себя и острым краем от ладони. Бросок точно вперед, чтобы бумажный клинок летел по прямой линии и стремительно. Он также должен быстро вращаться вокруг своей оси, поэтому в центре оружия раньше делали небольшое отверстие.

Устройство и принцип работы

История создания атомного реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали «Чикагской поленницей».

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

Первый в мире ядерный реактор

См. также

Отзывы

Принципы работы пистолета «Глок»

Автоматика пистолетов «Глок» работает по принципу использования отдачи при коротком ходе ствола пистолета. Запирание ствола происходит с помощью казённой части ствола, которая входит в окно выброса гильз своим прямоугольным выступом. Спусковой механизм в данном пистолете ударникового типа, он предварительно взводится за счёт отхода затвора пистолета. Окончательное довзведение происходит при нажатии на спусковой курок. Хотя называет пистолеты своей конструкции самовзводными, на самом деле эта система является классическим ударно-спусковым механизмом одинарного действия. Довзвод ударника является лишь удачной разработкой, которая дополнила классическую УСМ, не меняя её сущности.

В качестве стандартных прицельных приспособлений на пистолете «Глок» используются следующие устройства:

• Целик, который может перемещаться по горизонтали;
• Мушки с возможностью вертикальной поправки.

Все прицельные приспособления изготавливаются из пластика, что облегчает пистолет, который и так является достаточно лёгким для своих габаритов.

Типы ядерных реакторов

Изначально разработку промышленных ядерных pеактоpов проводили в стpанах, которые обладали ядеpным оpужием. Такие страны, как США, СССР, Великобpитания и Фpанция проводили исследования разных вариантов ядерных pеактоpов. Тем не менее, основными стали лишь три типа:

• pеактоp на обогащенном уpане можно назвать наиболее популярным вариантом. В качестве теплоносителя и замедлителя выступает обычная, или «легкая», вода. Выделяют два вида таких реакторов. В одном паp, который вpащает туpбины, формируется прямо в активной зоне (кипящий реактор), а во втором паp формируется во внешнем контуpе, который связан с пеpвым при помощи теплообменников и паpогенеpатоpов. Первые легководные реакторы были созданы для подводных лодок и авианосцев ВМФ США
• газоохлаждаемый pеактоp. В нем присутствует гpафитовый замедлитель. В середине прошлого века ученые из Великобpитании и Фpанции занимались усовершенствованием именно таких реакторов, потому что они достаточно эффективно вырабатывают оружейный плутоний, а также способны функционировать на пpиродном уpане
• реактоp, в котоpом и теплоноситель, и замедлитель представлен тяжелой водой, а в качестве топлива используется природный уран. Такие реакторы наиболее популярны в Канаде, где много месторождений уpана.

Однако, на сегодняшний день в мире используется пять типов ядерных реакторов:

• реактор ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор)
• РБМК (реактор большой мощности канальный)
• реактор на тяжелой воде
• реактор с шаровой засыпкой и газовым контуром
• реактор на быстрых нейтронах.

ВВЭР наибольшее распространение получили в России. К достоинствам можно отнести относительную дешевизну применяемого в них теплоносителя-замедлителя (обычная вода), а также высокий уровень безопасности в эксплуатации, невзирая на то, что в них находится обогащенный уранРБМК создан немного иначе, чем ВВЭР. В его активной зоне осуществляется процесс кипения – из реактора подается пароводяная смесь, проходящая через сепараторы, и разделяющаяся на воду и пар. Уровень мощности РБМК составляет 1000 Мвт. Такие реакторы установлены в Ленинградской, Курской, Чернобыльской, Смоленской и Игналинской АЭС.Реакторы РБМК нуждаются в меньшем обогащении топлива, а также характеризуется лучшими возможностями по наработке делящегося вещества (плутония). Однако, более опасен в использовании. Также, в результате отсутствия второго контура у РБМК больше выделяют радиации в атмосферу.Реактор на тяжелой воде отличается довольно низкой степенью поглощения нейтронов и очень высокими замедляющими качествами, которые превышают аналогичные параметры графита. В реакторе с шаровой засыпкой активная зона выполнена в форме шара, засыпанного тепловыделяющими элементами. Отдельный элемент — графитовая сфера с вкраплениями частиц оксида урана. Через реактор проходит углекислый газ (СО2). Газ попадает в активную зону под давлением и после этого подается на теплообменник. Реактор на быстрых нейтронах кардинально отличается от прочих реакторов. Он предназначен для обеспечения расширенного воспроизводства делящегося плутония из урана-238 для того, чтобы сжечь весь или большую часть природного урана. Развитие энергетики реакторов на быстрых нейтронах поможет решить задачу самообеспечения ядерной отрасли топливом.Такой реактор не содержит замедлителя. По этой причине применяется не уран-235, а плутоний и уран-238, способные делиться от быстрых нейтронов. Плутоний гарантирует высокую плотность нейтронного потока, которую не способен выдать уран-238. Уровень тепловыделения реактора на быстрых нейтронах в 10-15 раз выше тепловыделения реакторов на медленных нейтронах. Из-за этого воду пришлось заменить расплавом натрия. На территории России существует лишь один реактор такого типа — на Белоярской АЭС.

Устройство ядерного реактора

В ядерном реакторе используется процесс деления ядер, при котором тяжелое ядро распадается на два более мелких фрагмента.

Эти осколки находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны.

Нейтроны могут вызвать новые деления, в результате которых их излучается еще больше, и так далее.

Такой непрерывный самоподдерживающийся ряд расщеплений называется цепной реакцией.

При этом выделяется большое количество энергии, производство которой является целью использования АЭС.

Принцип работы ядерного реактора и атомной электростанции таков, что коло 85% энергии расщепления высвобождается в течение очень короткого промежутка времени после начала реакции.

Остальная часть вырабатывается в результате радиоактивного распада продуктов деления, после того как они излучили нейтроны.

Радиоактивный распад является процессом, при котором атом достигает более стабильного состояния. Он продолжается и после завершения деления.

На “тяжелой воде”

В Канаде был разработан совершенно иной подход и типы ядерных реакторов. Их  цепная реакция деления используют “тяжелую воду” (D₂O, а не H₂O, где дейтерий (D) состоит из одного протона и одного нейрона) в качестве замедлителя и хладагента. D₂O встречается естественным образом как очень малая составляющая обычной воды-одна на каждые 3200 молекул. Преимущество использования тяжелой воды заключается в том, что природный уран может служить топливом для реактора—по сути, вода “обогащается” (химическими и фракционными методами дистилляции), а не ураном. То есть используется менее обогащенный уран.

Еще одним преимуществом типа реакторов на тяжелой воде  является то, что они могут быть заправлены в режиме on-line, поэтому их не нужно отключать для дозаправки. Поскольку в реакторах используются тяжелые металлы, они производят больше плутония из своего уранового топлива, что увеличивает риск распространения радиации.

Как работает атомный реактор

В активной зоне реактора размещают ядерное горючее, именуемое ТВЭЛами. Они представляют собой таблетки, сформированные из расщепляемого материала и уложенные в тонкие трубки длиной около 3,5 м и диаметром в 10 мм.

Сотни однотипных топливных сборок размещают в активную зону, они и становятся источниками тепловой энергии, выделяемой в процессе цепной реакции. Теплоноситель, омывающий ТВЭЛы, образует первый контур реактора.

Нагретый до высоких параметров, он перекачивается насосом в парогенератор, где передает свою энергию воде второго контура, превращая её в пар. Полученный пар вращает турбогенератор. Вырабатываемая этим агрегатом электроэнергия передается потребителю. А отработанный пар, охлажденный водой из пруда–охладителя, в виде конденсата, возвращается в парогенератор. Цикл замыкается.

Такая двухконтурная схема работа ядерной установки исключает проникновение радиации, сопровождающей процессы, происходящие в активной зоне, за его пределы.

Итак, в реакторе происходит цепочка превращений энергии: ядерная энергия расщепляемого материала → в кинетическую энергию осколков → тепловую энергию теплоносителя → кинетическую энергию турбины → и в электрическую энергию в генераторе.

Неизбежные потери энергии приводят к тому, что КПД атомных электростанций сравнительно не велик 33-34%.

Кроме выработки электрической энергии на АЭС ядерные реакторы используют для получения различных радиоактивных изотопов, для исследований во многих областях промышленности, для изучения допустимых параметров промышленных реакторов. Всё более широкое распространение получают транспортные реакторы, обеспечивающие энергией двигатели транспортных средств.

Смотрите также

Атомная станция теплоснабжения

Первые проекты таких станций были разработаны ещё в 70-е годы XXвека, но из-за наступивших в конце 80-х годов экономических потрясений и жёсткого противодействия общественности, до конца ни один из них реализован не был.

Исключение составляют Билибинская АЭС небольшой мощности, она снабжает теплом и электричеством посёлок Билибино в Заполярье (10 тыс. жителей) и местные горнодобывающие предприятия, а также оборонные реакторы (они занимаются производством плутония):

• Сибирская АЭС, поставляющая тепло в Северск и Томск.
• Реактор АДЭ-2 на Красноярском горно-химического комбинате, с 1964 г．поставляющий тепловую и электрическую энергию для города Железногорска.

На момент кризиса было начато строительство нескольких АСТ на базе реакторов, аналогичных ВВЭР-1000:

• Воронежская АСТ
• Горьковская АСТ
• Ивановская АСТ (только планировалась)

Строительство этих АСТ было остановлено во второй половине 1980-х или начале 1990-х годов.

В 2006 году концерн «Росэнергоатом» планировал построить плавучую АСТ для Архангельска, Певека и других заполярных городов на базе реакторной установки КЛТ-40, используемой на атомных ледоколах.

Имеется проект, строительства необслуживаемой АСТ на базе реактора «Елена», и передвижной (железнодорожным транспортом) реакторной установки «Ангстрем»

Какое топливо используют для ядерных реакторов и почему именно эти химические элементы избираются

Основным топливом в реакторах могут служить изотопы урана, также плутония или тория.

Еще в 1934 году Ф.Жолио-Кюри, пронаблюдав за процессом деления ядра урана, заметил, что в результате химической реакции ядро урана делится на осколки-ядра и два-три свободных нейтрона. А это значит, что появляется вероятность, что свободные нейтрону примкнут к другим ядрам урана и спровоцируют очередное деление. А так, как предсказывает цепная реакция: из трех ядер урана освободится уже шесть-девять нейтронов, и они снова примкнут к вновь образовавшимся ядрам. И так до бесконечности.

Важно помнить! Нейтроны, появляющиеся при делении ядер, способны провоцировать деление ядер изотопа урана с массовым числом 235, а для уничтожения ядер изотопа урана с массовым числом 238 может оказаться мало возникающей в процессе распада энергии

Уран с числом 235 редко встречается в природе. На его долю приходится только 0,7%, а вот природный уран-238 занимает более просторную нишу и составляет 99,3 %.

Невзирая на такую малую долю урана-235 в природе, все равно физики и химики от него не могут отказаться, потому что он наиболее эффективен для функционирования ядерного реактора, удешевляя процесс получения энергии для человечества.

Как устроена АЭС?

Любая станция – это закрытая зона вдалеке от жилого массива. На ее территории находятся несколько зданий. Самое главное сооружение – здание реактора, рядом с ним расположен машинный зал, из которого реактором управляют, и здание безопасности.

Схема АЭС невозможна без ядерного реактора. Атомный (ядерный) реактор – это устройство АЭС, которое призвано организовать цепную реакцию деления нейтронов с обязательным выделением энергии при этом процессе. Но каков принцип работы АЭС?

Вся реакторная установка помещается в здание реактора, большую бетонную башню, которая скрывает реактор и в случае аварии удержит в себе все продукты ядерной реакции. Эту большую башню называют контейнтмент, герметичная оболочка или гермозона.

Гермозона в новых реакторах имеет 2 толстые бетонные стенки – оболочки. Внешняя оболочка толщиной в 80 см обеспечивает защиту гермозоны от внешних воздействий.

Внутренняя оболочка толщиной в 1 метр 20 см имеет в своем устройстве специальные стальные тросы, которые увеличивают прочность бетона почти в три раза и не дадут конструкции рассыпаться. С внутренней стороны она выложена тонким листом специальной стали, которая призвана служить дополнительной защитой контейнтмента и в случае аварии не выпустить содержимое реактора за пределы гермозоны.

Такое устройство атомной станции позволяет выдержать падение самолета весом до 200 тонн, 8 бальное землетрясение, торнадо и цунами.

Впервые герметичная оболочка была сооружена на американской АЭС Коннектикут Янки в 1968 году.

Системы безопасности

В течение четырех десятилетий после аварии в 1979 году на на АЭС Три-Майл-Айленд близ, штат Пенсильвания, США  основной упор в проектировании реакторов делался на повышение безопасности. Цель состояла в том, чтобы сделать реакторы “полностью безопасными”, так что даже в случае аварии с потерей теплоносителя они все еще могут безопасно охлаждаться. Для таких типов ядерных реакторов, если по какой-либо причине поток охлаждающей воды уменьшается, аварийные насосы быстро включаются. Если они также терпят неудачу, происходит авария потери хладоагента.

Даже если реакции деления будут остановлены полным введением стержней управления, чтобы абсорбировать все нейтроны, много тепла все равно будет генерироваться в ядре от распада короткоживущих побочных продуктов деления цепной реакции. (Как правило, выходная тепловая мощность распада составляет 5-6 % от общей тепловой мощности работающей реакции.) Чем дольше топливо находится в устройстве, тем больше выходная тепловая мощность распада, которая должна быть удалена. Если его не удалять непрерывно, то существует опасность расплавления тепловыделяющих элементов с последующим повреждением корпуса реактора. Безопасность легководного реактора  не достаточно обеспечивается высокой плотностью энергии в активной зоне реактора.

Одним из подходов к повышению безопасности является использование пассивных механизмов безопасности, а не использование активных аварийных водяных насосов высокого давления.

Пассивные функции безопасности основаны на естественных физических процессах, так что даже если все активные системы выйдут из строя, ядро не перегреется. Новый реактор другой конструкции, например, опирается на большой резервуар, заполненный холодной борированной водой (т. е. водой, содержащей буру). Если давление в активной зоне остается повышенным, холодная вода циркулирует в результате отрицательной плавучести.

Конвективное охлаждение работает до тех пор, пока требуется охлаждение сердечника. По своей сути эти конструкции даже лучше, чем пассивные системы. Конструкции с галечным слоем упаковывают топливные гранулы в слои керамических материалов, которые имеют более высокие температуры плавления, чем может быть достигнуто даже без охлаждения.

Тип малых реакторов

Если ядерная энергетика когда-либо станет крупным глобальным источником энергии, то она также должна быть освоена большинством стран мира, а не только нынешними технологически развитыми экономиками, на долю которых сегодня приходится почти весь ядерный энергетический потенциал. Одним из предложений является строительство малых реакторов, предназначенных для работы без капитального ремонта, необходимого в течение 30 лет в странах с низкими требованиями к пропускной способности энергосистемы.

Обычные типы ядерных реакторов могут иметь электрическую мощность в один ГВт или более, часто слишком большую для поглощения сетями малых стран.

Разрабатываются  малые реакторы предназначенные для использования в населенных пунктах, удаленных от сети, в таких регионах, как Сибирь, где потребность в электроэнергии составляет всего 10 МВт. Для зарубежной эксплуатации они должны были быть погружены в предположительно “защищенную от взлома” капсулу, а затем отправлены производителю в конце срока их эксплуатации. Россия работает над разработкой малых ядерных генераторов как для местных, так и для экспортных рынков.

Трудности с существующими ядерными энергетическими программами

Ядерная энергетика была, безусловно, самым спорным из всех источников энергии.

В 1970-х и 1980-х годах во многих странах развернулись мощные антиядерные движения вокруг вопросов добычи урана, безопасности реакторов и уровня радиации, распространения и удаления ядерных отходов.

Несомненно, из-за аварии на АЭС в 1979 году в США  и Чернобыльской катастрофе в 1986 году этим движениям удалось добиться снижения темпов строительства новых атомных электростанций.

Области применения реакторов

Ядерные реакторы используются прежде всего на атомных электростанциях для получения электроэнергии. Тепловая мощность таких устройств достигает 5 ГВт.

Энергетические реакторы также применяются для работы некоторых видов транспортных средств, в частности, подводных лодок, надводных кораблей, космических аппаратов.

Реакторные установки в промышленных целях используют для опреснения морской воды и производства ядерного оружия.

Выделяют также 2 специальных типа реакторов, которые нужны для дальнейших изучений в атомной энергетике:

• экспериментальные (необходимы для проектирования и дальнейшей эксплуатации ядерных реакторов, их мощность всего несколько КВт);
• исследовательские (используются для изучения потока нейтронов, мощность реакторов такого типа более 100 МВт).

Тип ядерного реактора на ЧАЭС

На Чернобыльской АЭС было установлено четыре реактора РБКМ-1000. Аббревиатура РБМК – реактор большой мощности канальный. Цифра 1000 указывает мощность энергетической установки, которая способна генерировать 1000 мегаватт электроэнергии в час. Необходимо отметить, что ядерный реактор, кроме энергетической мощности имеет тепловую мощность выделения тепла в реакторе. Тепловая энергия составляет 3000 мегаватт. Используя эти два значения (значения тепловой и энергетической мощности) можно легко рассчитать коэффициент полезного действия ядерного реактора РБКМ–1000 – 31%.

Важной особенностью устройства РБМК является наличие каналов в активной зоне, по которым движется теплоноситель (вода). То есть, наличие каналов в толще замедлителя дает возможность двигаться теплоносителю, который нагреваясь превращается в пар, который в свою очередь вырабатывает электроэнергию

Такая схема генерации энергии позволила сконструировать мощные реакторы. Так, активная зона РБМК имеет вид вертикального цилиндра высотой 7 метров, а диаметр 11,8 метров. Весь внутренний объем реактора заполнен графитовыми блоками размерами 25x25x60 см3. Общий вес графита в реакторе составляет 1850 тонн.

Графитовые блоки имеют в центре цилиндрическое отверстие, через которое проходит канал с водой, которая является теплоносителем. Графитовые блоки, которые находятся на периферии реактора отверстий и каналов не имеют. Эти блоки играют роль отражателя. Толщина этого слоя один метр.

Графитовая кладка окружена цилиндрическим металлическим баком с водой. Он играет роль биологической защиты. Графит опирается на плиту, которая состоит из металлоконструкций, а сверху графит также накрыт подобной плитой. Верхняя плита, для защиты от излучений, накрыта дополнительным настилом.

Как устроены последние модели

Последнее 4-е поколение реакторов будет доступно для коммерческой эксплуатации не раньше 2030 года. В настоящее время принцип и устройство их работы находятся на этапе разработки. Согласно современным данным, эти модификации будут отличаться от существующих моделей такими преимуществами:

• Система быстрого газового охлаждения. Предполагается, что в качестве охлаждающего вещества будет использован гелий. Согласно проектной документации, таким образом можно охлаждать реакторы с температурой 850 °С. Для работы при таких высоких температурах потребуется и специфическое сырье: композитные керамические материалы и актинидные соединения;
• В качестве первичного теплоносителя возможно использование свинца или свинцово-висмутового сплава. Эти материалы имеют низкий показатель нейтронного поглощения и относительно низкую температуру плавления;
• Также в качестве основного теплоносителя может использоваться смесь из расплавленных солей. Тем самым удастся работать при более высоких температурах, чем современные аналоги с водяным охлаждением.