Атомные реакторы (стр. 1 из 2)
.
Агапитова Саша. 9 А
Самоподдерживающаяся управляемая ядерная цепная реакция была осуществлена в декабре 1942 г. Физики Чикагского университета, возглавляемые Э. Ферми, построили первый в мире ядерный реактор, названный СР-1. Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урона и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер урана, замедлялись графитом, а затем вызывали новые деления ядер.
Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ураном.
В Советском Союзе теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор состоял из графита, в котором были размещены блоки природного урана. Опыт работы на этом реакторе и экспериментальные исследованиями, проведённые на нём, дали возможность перейти к проектированию других, более сложных по конструкции реакторов.
В настоящее время в мире действует несколько сот реакторов, которые используют для различных целей. Реактор состоит из нескольких зон, каждая из которых имеет свое назначение. В центральной части расположена размножающая система, называемая активной зоной. Она собрана из блоков замедлителя с отверстиями по продольным осям. В отверстия вставлены металлические трубки, которые называют технологическими каналами. Канал заполнен тепловыделяющими элементами (твэлами). В конструкцию твэла входит урансодержащий стержень, заключенный в герметичную металлическую оболочку. Канал с твэлами энергетического реактора называют топливным каналом, канал с твэлами исследовательского реактора – рабочим каналом.
Тепловые нейтроны, захватываемые 235U, вызываемый деление ядер, в результате чего выделяется тепло, и испускаются быстрые нейтроны. Последние замедляются до тепловых энергий в блоке замедлителя, а затем перетекают в твэлы и т. д. Таким образом, урансодержащие стержни являются источником тепла и быстрых нейтронов, а замедлитель - источником тепловых нейтронов. Стержни выполняют из веществ (уран, окись урана и др.), в состав которых входят делящиеся ядра. Такие вещества называют ядерным топливом.
1 корпус реактора; 2 тепловая колонна; 3 регулирующий стержень; 4 бетонная защита; 5 твэлы; 6 отражатель; 7 экспериментальный канал; 8 система теплоотвода.
РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ.
Главным источником электроэнергии на Земле служат тепловые электростанции, работающие на органическом топливе. Запасы органического топлива в недрах Земли ограничены и постепенно истощаются. Поэтому перед человечеством уже сейчас встаёт проблема пополнения энергетических ресурсов. Одним из реальных путей замены органического топлива является сжигание ядерного топлива в ядерных реакторах. Природные запасы ядерного топлива и ядерного сырья настолько велики, что использование его обеспечит человечество электроэнергией на сотни лет.
Первая АЭС электрической мощностью 5000 кВт пущена 27 июня 1954 г в г Обнинске. Над проектированием первой АЭС работал многочисленный коллектив ученых, инженеров и рабочих, в том числе известные советские ученые И. В. Курчатов, Д. И. Блохинцев, Н. А. Доллежаль, А. К. Красин и др.
Успешная многолетняя работа Первой АЭС показала, что атомные электростанции вполне надежны в управлении. Биологическая защита реактора обеспечивает безопасную работу персонала станции. В окружающей местности не отмечается заметного повышения дозы излучения по сравнению с природным фоном,
Пуск первой АОС положил начало развитию атомной энергетики. Во многих странах развернулись широкие поиски приемлемых вариантов АОС для увеличения энергетических ресурсов.
Учёные-атомники всех стран регулярно собираются в Женеве на международные конференции. На них обсуждаются полученные результаты исследования и перспективы развития атомной энергетики. Первая конференция состоялась в 1955 г., вторая – 1958 г. Если на первой конференции действующая атомная энергетика была представлена только одной Первой АЭС электрической мощностью 5000 кВт, то к концу 1971 г. число станций превысило 100 с общей электрической мощностью 30 ГВт. В 1985 г. мощность АЭС возрастает до 810 ГВт и обеспечит четвертую часть потребности в электроэнергии.
Сейчас в стране работают несколько крупных АЭС: Белоярская им. И. В. Курчатова электрической мощностью 300 МВт, Нововоронежская - 1500 МВт, Ленинградская - 1000 МВт, Кольская - 880 МВт, Сибирская - 6ОО МВт и др. Для арктического флота в декабре 1959 г. построен атомный ледокол «Ленин» С тремя ВВЭР мощностью по 90 МВт. Движение ледокола во льдах обеспечивалось одновременной работой трех реакторов при мощности каждого 65 МВт. В 1973 г. переоборудованный ледокол снова вышел на арктические трассы. В усовершенствованной энергетической установке ледокола смонтировано два высокоэффективных ВВЭР.
Атомный ледокол обладает одним важным преимуществом перед обычными ледоколами. Последним необходимо ежемесячно подвозить топливо. Атомный ледокол работает несколько навигаций без пополнения горючего. В 1975 г. арктический флот пополнился вторым атомным ледоколом «Арктика»
В районах, отдаленных от разработок каменного угля и нефти, выгодно строить небольшие АЭС электрической мощностью 1, 0 - 1, 5 МВт. Для этих целей в г. Обнинске построен и отработан в эксплуатации экспериментальный образец небольшой АЭС ТЭС-3 электрической мощностью 1, 5 МВт с ВВЭР. Все оборудование станции объединено в четыре блока, установленных на четырех энергосамоходных гусеничных платформах. Блоки и энергосамоходы собирают на заводе и транспортируют по железной дороге к месту монтажа АЭС. При необходимости станцию демонтируют и перевозят на новое место. Опыт, полученный на экспериментальном образце ТЭС-3, использован при проектировании АЭС АБВ-l, 5 (атомная блочная установка с ВВЭР электрической мощностью 1, 5 МВт). В первом контуре АЭС тепло отводится от реактора естественной циркуляцией теплоносителя, что упрощает ее схему и эксплуатацию.
Другой образец малой транспортабельной АЭС АРБУС электрической мощностью 750 кВт сооружен в Димитровграде. В ней используют энергетический реактор с органическим теплоносителем - газойлем, имеющим низкую температуру замерзания (от - 50 до - 700 С). Это упрощает эксплуатацию станции в суровых зимних условиях.
Советскими учеными и инженерами спроектированы АЭС с реакторами-размножителями на быстрых нейтронах БН-350 электрической мощностью 350 МВт и БН-600 электрической мощностью 600 МВт. Результаты исследований по обоснованию проектов АЭС БН-350 и БН-600 используются в разработках проектов более мощных АЭС, оптимальных по технико-экономическим показателями воспроизводству ядерного топлива.
", Широкие возможности для использования энергетических реакторов открыты в области опреснения соленых вод. Развитие промышленности в некоторых районах Земли тормозится недостатком или отсутствием пресной воды. К этим районам относится Донбасс, часть побережья Каспийского моря и др. Снабдить эти районы пресной водой можно двумя путями: прорыть длинные каналы и перекачивать пресную воду из рек или построить мощную установку, опресняющую соленые воды, запасы которой в указанных районах огромны. В одних случаях экономически выгоден первый путь, в других - второй.
Применение мощных энергетических реакторов в опреснительных установках дает возможность получить дешевую пресную воду. Стоимость пресной воды будет настолько низкой, что такую воду экономически выгодно будет использовать для водоснабжения промышленных центров, орошения сельскохозяйственных полей.
Атомно-энергетические опреснительные установки могут иметь трехцелевое назначение. На них буду одновременно вырабатывать электроэнергию, тепло для бытовых нужд и пресную воду. Если в установке источником энергии служит реактор-размножитель на быстрых нейтронах, то она перерабатывает 238U в 239Ри.
Первая атомно-энергетическая опреснительная установка сооружена на Каспийском побережье в г. Шевченко. На ней установлен реактор-размножитель БН-350 тепловой мощностью 1000 МВт. При такой тепловой мощности реактора станция имеет электрическую мощность 150 МВт и опресняет 1, 2 . 10& м3 воды в сутки.
Главные трудности.
Ядра атомов природного урана не одинаковы. Различают три его изотопа с атомными массами 234, 235 и 238. Ядра урана-238 в природной смеси изотопов больше всего – 99, 3% от общего количества ядер. Урана-235 значительно меньше – 0, 7%. И всего 1 ядро урана-234 приходится на 17000 ядер урана-238, поэтому о нём обычно и не упоминают.
Под воздействием нейтронов делятся ядра урана-235, ядра урана-238 гораздо устойчивее и почти не делятся, а захватывают попадающие в них нейтроны. А так как ядер урана-238 в 140 раз больше, чем ядер урана-235, то практически все вылетающие при делении урана-235 нейтроны поглощаются ураном-238, поэтому цепной реакции деления ядер в природном уране не возникает.
Однако это препятствие удалось преодолеть. При изучении процессов деления урана было обнаружено, что не всякий нейтрон, проникающий в ядро урана, вызывает деление этого ядра. Большая часть нейтронов пронизывает ядра, не вызывая деления. Оказывается, что чем меньше скорость нейтрона, попадающего в ядро, чем меньше его кинетичесая энергия, тем больше вероятность деления ядра. Легче всего деление ядер урана-235 происходит под воздействием медленных нейтронов, скорость которых близка к скорости теплового движения атомов. Тепловые нейтроны имеют 0, 025 эВ. У каждого нейтрона, вылетающего при делении ядер урана-235, энергия в среднем около 2 МэВ, т. е. это быстрый нейтрон. Значит, для того чтобы осуществить цепную реакцию деления ядер урана-235 на естественном уране, нужно замедлить быстрые нейтроны до тепловых скоростей, причем так, чтобы в процессе замедления нейтроны не терялись. Для замедления нейтронов используется их свойство упруго рассеиваться при столкновении с ядрами атомов ряда веществ, называемых замедлителями. Подобно тому, как при столкновении двух упругих шариков происходит частичная передача энергии от одного к другому, при упругом рассеянии происходит передача энергии от нейтрона к ядру атома замедлителя. И после ряда упругих соударений энергия нейтрона становится тепловой.