Меню

Давление и температура в атомном реакторе

Как работает ядерный реактор простыми словами?

Пожалуй, ни для кого не секрет, что атомные электростанции (АЭС) — это самые мощные источники для получения энергии в наши дни. По количеству выделенной энергии они сильно превосходят гидроэлектростанции (ГЭС) и тем более превосходят угольные электростанции. Еще один большой плюс АЭС в том, что производство получается практически безотходным. Однако, мало кто знает, как работает АЭС. Что ж, давайте разбираться!

Немного о ядерном реакторе

Непосредственно энергию получают в ядерных реакторах, находящихся на территории АЭС. Энергия выделяется за счет химической реакции, протекающей в реакторе — реакции деления ядер урана-235. Уран-235 — это разновидность радиоактивного элемента урана. Место, где протекает деление ядер, называется активной зоной реактора. На самом деле, в активной зоне находится смесь, состоящая из урана-235 и урана-238. Просто в природном виде уран находится именно в виде смеси атомов урана-235 и урана-238. Такое решение позволяет избежать очистки урана-235 от урана-238 и тем самым удешевляет выработку энергии. Но что происходит с атомами урана в активной зоне?

Ядерное деление

Атом урана-235 делится при облучении нейтронами (маленькими тяжелыми частицами). Именно так и была проведена первая реакция ядерного деления. В реакторах используется контролируемая реакция деления урана. Нейтрон на большой скорости врезается в ядро атома урана, раскалывая его на две части и выбивая другие нейтроны. Эти нейтроны вылетают на огромной скорости и врезаются в соседние ядра урана, выбивая нейтроны и из них. Таким образом, чем больше ядер урана поделилось, тем больше их еще поделится. Так запускается цепная реакция.

Снова о ядерном реакторе

Но как можно контролировать подобную цепную реакцию? Ведь в случае неконтролируемого деления выделение энергии также будет неконтролируемым, и реактор перегреется. Дело в том, что уран-238, также находящийся в активной зоне реактора, не принимает участия в делении. Однако, он способен захватывать некоторые выделяющиеся нейтроны — в частности те, которые вылетают на слишком большой скорости. Медленные же нейтроны уран-238 не поглощает. Но с уменьшением числа быстрых нейтронов реакция будет сама замедляться. Это предотвращают использованием специальных графитовых стержней. Проходя через графит, нейтроны замедляются настолько, чтобы не быть захваченными атомами урана-238; но при этом они еще способы выбивать другие нейтроны из атомов урана-235. А для контроля за скоростью реакции используют стержни из бора, элемента, хорошо поглощающего нейтроны. Если реакция ускоряется, то эти стержни вводят в активную зону, и они поглощают нейтроны, тем самым замедляя реакцию. И наоборот, если реакция замедлилась, стержни из бора вынимают из активной зоны, количество нейтронов в ней увеличивается, и реакция ускоряется. Температуру реактора также позволяет контролировать вода, охлаждая его из резервуаров в случае перегрева.

Читайте также:  Датчик давления масла форд фокус 2 замена

Получение электроэнергии

Как говорилось ранее, при делении ядер урана-235 выделяется много энергии. Она выделяется в виде теплоты, которая на АЭС передается газовому потоку, который, нагреваясь, повышает температуру воды в резервуаре. Вода закипает, превращаясь в пар. Водяной пар подают в турбину и таким образом получают электроэнергию — как на ГЭС.

Таким образом, на АЭС осуществляется получение электроэнергии через деление ядер урана-235.

Если Вам понравилась статья, то подписывайтесь на канал и ставьте лайки! Пишите в комментариях, если кому-то что-то осталось непонятным!

Источник

Четыре поколения реакторов

История коммерческой промышленной атомной энергетики начинает свой отсчёт с 1954 года, когда в эксплуатацию была введена первая атомная электростанция в г. Обнинск мощностью 5 МВт электричества и 30МВт тепла. В проекте применялся графитовый замедлитель, в роли теплоносителя выступала вода и в первом, и во втором контуре. Четырьмя годами позже заработали четыре газоохлаждаемых реактора мощностью 50 МВт (эл.) каждый в Великобритании на станции Calder Hall. Ещё через год заработал первый ядерный реактор с водой под давлением (Pressurized Water Reactor, аналогичный реактор в СССР был назван ВВЭР— Водо-Водяной Энергетический Реактор) мощностью 60 МВт (эл.) в США на станции Shippingport, после чего начался быстрый рост производства электроэнергии на АЭС.

Вообще, возможных технологий получения атомной энергии достаточно много, но на атомной станции происходят два главных процесса:

1) «добыча» тепловой энергии в реакторе;

2) преобразование этой энергии в электрическую в турбоустановке.

Главная задача — передать энергию из точки А в точку Б с минимальными потерями. В одних реакторных установках для съёма тепла используется газ, в других металл, в третьих вода — самое доступное сырьё на планете. Более того, из технологии с газовым теплоносителем в первом контуре (речь только об углекислом газе) выжали максимум, а технология использования воды под давлением в качестве главного «доставщика» тепловой энергии между реактором и турбиной ещё может удивить.

Технология ВВЭР/PWR имеет колоссальное распространение и играет важнейшую роль в атомной энергетике. Первые реакторы военного назначения использовали воду под давлением, поэтому масштабирование и исследование технологии не потребовало такого вложения средств, как другие варианты. Дёшево, доступно, масштабируемо, изучаемо — просто песня!

Если говорить простыми словами, то рынок и стоимость расставили всё на свои места, и мы имеем, что имеем. ВВЭР/PWR — это самый распространенный в мире тип реакторов. Вода есть везде, вода — и замедлитель, и теплоноситель, и вообще лапочка, самая главная жидкость на Земле.

Three Mile Island — единственная тяжёлая запроектная авария, которая произошла на реакторе с водой под давлением; было это в далёком 1979 году в США, но, несмотря на это, темпы ввода мощностей АЭС во всем мире не замедлились. Причина проста — последствия дня населения отсутствовали, расплавленное топливо не вышло за пределы реактора и после аварии выглядело так:

Читайте также:  Давление в шинах соболь цельнометаллический

Спрос на энергию растёт, объекты атомной энергетики вводятся в строй очень высокими темпами, а также независимы от расположения месторождений топливных ресурсов. К атомной станции не нужно круглый год поставлять топливо через систему трубопроводов или нескончаемыми составами поездов — это её несомненный плюс. Но не всё так гладко. При определенном умении можно сделать так, чтобы благо превратилось в источник опасности в глазах обычных людей. Давайте посмотрим на график генерации энергии и ввода мощностей ещё раз.

Как можно заметить, после аварии на ЧАЭС ввод мощностей замедлился, а после Фукусимской аварии из эксплуатации было выведено больше станций, чем введено в период 2011-2014 гг. Теперь дорогой читатель ты готов к получению новых знаний и будешь понимать, что говорят в интернете и по телевизору, когда освещают открытие очередной АЭС или производство оборудования.

Все три тяжёлые запроектные аварии произошли на блоках второго поколения. Что это вообще значит?

Концепция поколений достаточно условная, но она позволяет разделить существующие и проектируемые АЭС, ранжируя их по основным критериям обеспечения безопасности.

На данный момент принято следующее разделение:

Generation I — Ранние прототипы. Первое поколение энергетических реакторов продемонстрировало и позволило отработать технологии получения электрической энергии из энергии деления ядер посредством преобразований в тепловом цикле. Яркие представители — АМБ, Magnox, Обнинская АЭС, в общем, все реакторы до середины 1960-х.

Generation II — Первые коммерческие реакторы. Окупаемые и достаточно надежные. При проектировании применялся только консервативный подход, основными критериями безопасности был огромный запас по всем параметрам работы ядерной установки. Упрощённо, при проектировании агрегатов брались завышенные значения давления и температуры, такие, что практически невозможно их возникновение при нормальной эксплуатации, сроки эксплуатации занижались в 2-3 раза, поэтому реакторы этого поколения безопасно эксплуатируются до сих пор. Представители — РБМК, ранние ВВЭР, PWR, CANDU, BWR.

Generation III — Улучшенный дизайн. Существуют системы пассивной защиты, В основном это реакторы с водой под давлением; особняком стоят CANDU 6, где в качестве замедлителя используется тяжелая вода, а сам реактор канальный (нет корпуса, но есть кожух). Яркие представители — CANDU 6, AP 600, ВВЭР-1000 (построенные с середины 90-х по середину нулевых). Такие атомные станции строятся и сейчас с учётом уроков Фукусимы.

Generation III+ — Эволюционный дизайн. Третье поколение, но чуть более продвинутое. Больше пассивной энергонезависимой защиты, больше надежности и рациональности в дизайне, все реакторы поколения 3+ — постфукусимские. Пока построены только два типа установок в этом поколении — AP 1000, ВВЭР-1200. Предполагается, что до 2030 года, пока происходит обкатка других технологий, будут строиться только такие реакторы.

Читайте также:  Что делать если у меня низкое сердечное давление

Generation IV — Революционный дизайн. Ох ребята. Тут есть где разгуляться. На данный момент принято шесть основных концепций.

1) Быстрые реакторы с натриевым теплоносителем (почти как БН-600, БН-800).

2) Быстрые реакторы со свинцовым теплоносителем (Российские проекты БРЕСТ-ОД-300 и БР-1200, а также проект LeadCold из Великобритании).

3) Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР/HTGR). В основном в качестве теплоносителя используется благородный инертный гелий, главные прикол в твэлах этого реактора — это маленькие керамические шарики с ураном внутри, могут как в чистом виде использоваться (в реакторе циркулируют мелкие шарики TRISO), так и в составе призматических графитовых сборок. Отработавшее топливо не требует постоянного охлаждения. Вариантов много, и реакторы могут быть очень маленькими, вплоть до 1 МВт. Представители: российский проект — атомная станция малой мощности (АССМ) «Унитерм», зарубежные проекты— USNC MMR, U-Battery.

4) Газоохлаждаемые реакторы на быстрых нейтронах.

5) Реакторы с водой нагретой до закритических параметров в активной зоне (давление свыше 221 атмосферы, а температура свыше 600 градусов Цельсия). Концепция предложена в 1950-х, прорабатывалась до середины 1960-х, в 2000-х к ней вернулись. Закритическая вода позволяет получить КПД преобразования тепла в электричество максимально приближенный к теоретическому пределу. В настоящее время большинство тепловых электростанций, сжигающих газ и уголь, работают с такими сверхвысокими параметрами пара; очень высокий КПД и из воды как из теплоносителя выжат максимум. Типичный представитель — ВВЭР-СКД. Тема себя практически изжила, причины автору неизвестны, но от развития технологии уже отказались все страны.

6) Реакторы на расплавах солей (Molten Salt reactors). Относительно всех описанных, рабочая зона реактора принципиально отличается тем, что ядерное топливо жидкое и одновременно явдяется теплоносителем в первом контуре (при этом эта радиоактивная жидкость не покадает реактор, а передаёт тепло нерадиоактивной расплавленной соли второго контура). Прототипы были созданы в 1970-х в Окриджской национальной лаборатории в США. Разработкой одной из модификаций занимается канадская компания Terrestrial Energy.

Реакторы четвёртого поколения обладают избыточной естественной защитой. Любое отклонения от параметров останавливает реакцию за счёт законов физики, а пассивная защита и отвод теплоты обеспечивают достаточное расхолаживание активной зоны, чтобы топливо не расплавилось и тем более не вышло за пределы активной зоны.

На этом всё, дорогие друзья. Жду ваших вопросов и комментариев. Может быть, вы хотите узнать что-то ещё?

Источник

Adblock
detector