07.11.2017
31.10.2017
21.10.2017
21.10.2017
21.10.2017
04.10.2017
04.10.2017
28.09.2017
01.09.2017
31.08.2017
Устройство и принцип действия ядерного реактора
 12.09.2012

В урановом реакторе реализуется цепная ядерная реакция деления 235U с участием медленных (тепловых) или быстрых нейтронов. Эффективность захвата медленных нейтронов выше, чем у быстрых. Осколочное деление 235U приводит к высвобождению части энергии, сосредоточенной внутри ядер урана, реакция сопровождается выделением громадного по обычным меркам количества тепла. Температура на выходе из реактора достигает 300-600°С.
Активная зона реактора - это цилиндрический «котел» с вертикально расположенными каналами, в которые загружаются тепловыделяющие элементы (стержни) с ядерным топливом. Отдельные каналы предназначены для введения регулирующих стержней для управления интенсивностью нейтронных потоков, а следовательно, для управления интенсивностью цепной реакции. Регулирующие стержни содержат Cd, Hf или В (например, в виде карбида бора В4С), которые поглощают избыток тепловых нейтронов. В качестве замедлителей быстрых нейтронов используют графит (С) или воду - обычную, т. е. легкую (Н2О), или тяжелую (D2О) Для отвода тепла из реакторов разных типов используют в качестве теплоносителя воду, газ или расплавленный металл.
Типы реакторов определяются в зависимости от вида теплоносителя и замедлителя нейтронов. Наибольшее распространение получили реакторы, работающие на тепловых дейтронах: водо-водяные под давлением или кипящие (PWR и BWK; в России - ВВЭР), водо-графитовые (РБМК), газографитовые (ЭГП), тяжеловодные (Candu). Реакторы на быстрых нейтронах (типа БЫ, «Мондзю», Phoenix и др.) используют гораздо реже. В табл. 5.4 приведен перечень АЭС России и стран бывшего СССР с данными о типах действующих на них реакторов.
Отвод тепловой энергии от реактора и передача ее на парогенератор и турбину для генерирования электроэнергии осуществляются двумя или тремя изолированными контурами теплоносителя, что снижает вероятность утечки радиоактивных продуктов из активной зоны реактора. Энергетические реакторы первого поколения РБМК, к сожалению, имеют лишь один контур циркулирования теплоносителя. К другим недостаткам большинства ныне действующих энергетических реакторов относится их сравнительно большая инерционность.
Кампания по «выгоранию» топлива продолжается 2 4 года после загрузки в реактор, затем топливо приходится заменять на свежее, так как эффективность работы реакторе постепенно снижается из-за «отравления» - накопления продуктов, в первую очередь 135Хе, которые склонны к перехвату медленных нейтронов. К концу кампании в твэлах остается еще до 96-97% «невыгоревшего» 235U. Длительное время после выгрузки из реактора тепловыделяющие сборки требуют охлаждения, для чего их помещают в бассейн с водой.
Подходы в отношении отработанного ядерного топлива (ОЯТ) у разных стран различны. Недоиспользованный в топливе уран можно возвращать обратно в топливный цикл посредством его регенерации, или не делать этого и переводить все в радиоактивные отходы. Аргументы в пользу второго пути состоят в том. что регенерация сложна, а при химическом выделении делящегося материала образуется большое количество радиоактивных отходов - гораздо большее, чей было бы без регенерации. К тому же ядерная энергетика в настоящее время (и в ближайшей перспективе) не испытывает недостатка в горючем, налицо даже некоторое его перепроизводство. Со временем в качестве топлива может быть использован также накопленный в больших количествах плутоний из ядерных бомб и боеголовок. Поэтому ряд стран (США, Канада, Швеция, Финляндия, Испания) приняли решение отказаться от регенерации ОЯТ. т. е. строить ядерную энергетику по незамкнутому топливному циклу. В настоящее время в мире перерабатывается лишь 1/3 отработанного топлива, остальные 2/3 остаются пока на временном хранении.
На замкнутый топливный цикл ориентирована ядерная энергетика Великобритании, Франции, Японии, Индии и России. Именно в этих странах имеются крупные предприятия (радиохимические заводы) по переработке ОЯТ. В России переработка отработанного топлива ведется на двух крупных заводах - РТ-1 на комбинате «Маяк» в Челябинской области и РТ-2 под Красноярском, однако пока топливо перерабатывается только из реакторов типа ВВЭР-440. т. е. от небольшой части действующих АЭС.