Ядрен реактор отвътре. Как работи и работи ядрен реактор

Ядрен реакторработи гладко и точно. В противен случай, както знаете, ще има проблеми. Но какво става вътре? Нека се опитаме да формулираме принципа на работа на ядрен (ядрен) реактор накратко, ясно, със спирания.

По същество там се случва същият процес, както при ядрен взрив. Само експлозията се случва много бързо, а в реактора всичко се простира до дълго време. В резултат на това всичко остава безопасно и здраво и ние получаваме енергия. Не толкова, че всичко наоколо да бъде унищожено веднага, но напълно достатъчно, за да осигури ток на града.

Как работи реактор? Охладителни кули на атомна електроцентрала
Преди да разберете как протича контролирана ядрена реакция, трябва да знаете какво е ядрена реакция като цяло.

Ядрената реакция е процес на трансформация (деление) на атомни ядра, когато те взаимодействат с елементарни частиции гама лъчи.

Ядрените реакции могат да протичат както с поглъщане, така и с освобождаване на енергия. Реакторът използва вторите реакции.

Ядреният реактор е устройство, чиято цел е да поддържа контролирана ядрена реакция с освобождаване на енергия.

Често ядреният реактор се нарича още атомен реактор. Нека отбележим, че тук няма фундаментална разлика, но от гледна точка на науката е по-правилно да се използва думата „ядрен“. Сега има много видове ядрени реактори. Това са огромни индустриални реактори, предназначени да генерират енергия в електроцентрали, ядрени реактори на подводници, малки експериментални реактори, използвани в научни експерименти. Има дори реактори, използвани за обезсоляване на морска вода.

Историята на създаването на ядрен реактор

Първият ядрен реактор е пуснат през не толкова далечната 1942 година. Това се случи в САЩ под ръководството на Ферми. Този реактор беше наречен Chicago Woodpile.

През 1946 г. започва да работи първият съветски реактор, пуснат под ръководството на Курчатов. Тялото на този реактор беше топка с диаметър седем метра. Първите реактори нямаха система за охлаждане и мощността им беше минимална. Между другото, съветският реактор имаше средна мощност от 20 вата, а американският - само 1 ват. За сравнение: средната мощност на съвременните енергийни реактори е 5 гигавата. По-малко от десет години след пускането на първия реактор в град Обнинск е открита първата в света индустриална атомна електроцентрала.

Принципът на работа на ядрен (ядрен) реактор

Всеки ядрен реактор има няколко части: ядро ​​с гориво и модератор, неутронен рефлектор, охлаждаща течност, система за управление и защита. Най-често като гориво в реакторите се използват изотопи на уран (235, 238, 233), плутоний (239) и торий (232). Ядрото е котел, през който тече обикновена вода (охлаждаща течност). Сред другите охлаждащи течности по-рядко се използват „тежка вода“ и течен графит. Ако говорим за работата на атомни електроцентрали, тогава ядрен реактор се използва за производство на топлина. Самото електричество се генерира по същия метод, както при другите видове електроцентрали - парата върти турбина, а енергията на движение се преобразува в електрическа.

По-долу има диаграма на работата на ядрен реактор.

схема на работа на ядрен реактор Схема на ядрен реактор в атомна електроцентрала

Както вече казахме, разпадането на тежко ураново ядро ​​произвежда по-леки елементи и няколко неутрона. Получените неутрони се сблъскват с други ядра, което също ги кара да се делят. В същото време броят на неутроните расте лавинообразно.

Тук трябва да споменем коефициента на размножаване на неутрони. Така че, ако този коефициент надвишава стойност, равна на единица, възниква ядрена експлозия. Ако стойността е по-малка от единица, има твърде малко неутрони и реакцията замира. Но ако поддържате стойността на коефициента равна на единица, реакцията ще продължи дълго и стабилно.

Въпросът е как да стане това? В реактора горивото се съдържа в така наречените горивни елементи (горивни елементи). Това са пръти, които съдържат ядрено гориво под формата на малки таблетки. Горивните пръти са свързани в касети с шестоъгълна форма, които могат да бъдат стотици в реактора. Касетите с горивни пръти са разположени вертикално и всеки горивен прът има система, която ви позволява да регулирате дълбочината на потапянето му в ядрото. В допълнение към самите касети, сред тях има контролни пръти и аварийни защитни пръти. Пръчките са направени от материал, който абсорбира добре неутроните. По този начин контролните пръти могат да бъдат спускани на различни дълбочини в активната зона, като по този начин се регулира коефициентът на размножаване на неутрони. Аварийните пръти са предназначени за спиране на реактора в случай на авария.

Как се стартира ядрен реактор?

Разбрахме самия принцип на работа, но как да стартираме и накараме реактора да функционира? Грубо казано, ето го - парче уран, но верижната реакция не започва в него сама. Факт е, че в ядрената физика съществува понятието критична маса.

Ядрено гориво Ядрено гориво

Критичната маса е масата на делящия се материал, необходима за започване на ядрена верижна реакция.

С помощта на горивни пръти и управляващи пръти първо се създава критична маса ядрено гориво в реактора, след което реакторът се довежда до оптимално ниво на мощност на няколко етапа.

Ще ви хареса: Математически трикове за студенти по хуманитарни науки и не толкова (Част 1)
В тази статия се опитахме да ви дадем обща представа за структурата и принципа на работа на ядрен (ядрен) реактор. Ако имате въпроси по темата или ви е зададен проблем по ядрена физика в университета, моля, свържете се с специалистите на нашата компания. Както обикновено, ние сме готови да ви помогнем да разрешите всеки неотложен проблем, свързан с вашето обучение. И докато сме там, ето още едно образователно видео на вашето внимание!

блог/kak-rabotaet-yadernyj-reaktor/

Ядрен реактор, принцип на действие, работа на ядрен реактор.

Всеки ден използваме електричество и не се замисляме как се произвежда и как е стигнало до нас. Въпреки това, това е един от най- важни частисъвременна цивилизация. Без електричество не би имало нищо – нито светлина, нито топлина, нито движение.

Всеки знае, че електричеството се генерира в електроцентрали, включително атомни. Сърцето на всяка атомна електроцентрала е ядрен реактор. Това е, което ще разгледаме в тази статия.

Ядрен реактор, устройство, в което протича контролирана ядрена верижна реакция с отделяне на топлина. Тези устройства се използват главно за генериране на електричество и като задвижване големи кораби. За да си представим мощността и ефективността на ядрените реактори, можем да дадем пример. Когато среден ядрен реактор ще изисква 30 килограма уран, средната топлоелектрическа централа ще изисква 60 вагона въглища или 40 резервоара мазут.

Прототип ядрен реакторе построен през декември 1942 г. в САЩ под ръководството на Е. Ферми. Това беше така нареченият „Чикагски стек“. Chicago Pile (по-късно думата„Купчина“, заедно с други значения, означава ядрен реактор).Дадено му е това име, защото прилича на голяма купчина графитни блокове, поставени един върху друг.

Между блоковете бяха поставени сферични „работни течности“, направени от естествен уран и неговия диоксид.

В СССР първият реактор е построен под ръководството на академик И. В. Курчатов. Реакторът F-1 е в експлоатация на 25 декември 1946 г. Реакторът е със сферична форма и диаметър около 7,5 метра. Нямаше охладителна система, така че работеше на много ниски нива на мощност.

Изследванията продължават и на 27 юни 1954 г. в Обнинск влиза в експлоатация първата атомна електроцентрала в света с мощност 5 MW.

Принципът на работа на ядрен реактор.

При разпадането на уран U 235 се отделя топлина, придружена от отделянето на два или три неутрона. Според статистиката – 2,5. Тези неутрони се сблъскват с други атоми на уран U235. По време на сблъсък уран U 235 се превръща в нестабилен изотоп U 236, който почти веднага се разпада на Kr 92 и Ba 141 + същите тези 2-3 неутрона. Разпадането е придружено от освобождаване на енергия под формата на гама-лъчение и топлина.

Това се нарича верижна реакция. Атомите се делят, броят на разпаданията се увеличава експоненциално, което в крайна сметка води до светкавично, според нашите стандарти, освобождаване на огромно количество енергия - атомна експлозия възниква в резултат на неконтролируема верижна реакция.

Въпреки това, в ядрен реакторимаме работа с контролирана ядрена реакция.Как това става възможно е описано по-долу.

Структурата на ядрен реактор.

В момента има два типа ядрени реактори: ВВЕР (мощен енергиен реактор с водно охлаждане) и РБМК (мощен канален реактор). Разликата е, че РБМК е кипящ реактор, докато ВВЕР използва вода под налягане от 120 атмосфери.

Реактор ВВЕР 1000. 1 - задвижване на системата за управление; 2 - капак на реактора; 3 - тяло на реактора; 4 - блок от защитни тръби (BZT); 5 - вал; 6 - корпус на ядрото; 7 - горивни възли (FA) и контролни пръти;

Всеки промишлен ядрен реактор е котел, през който тече охлаждаща течност. Като правило това е обикновена вода (около 75% в света), течен графит (20%) и тежка вода (5%). За експериментални цели е използван берилий и се приема, че е въглеводород.

ТВЕЛ– (горивен елемент). Това са пръти в циркониева обвивка с ниобиева сплав, вътре в която са разположени таблетки с уранов диоксид.

TVEL raktor RBMK. Конструкция на горивния елемент на реактора RBMK: 1 - щепсел; 2 - таблетки с уранов диоксид; 3 - циркониева обвивка; 4 - пружина; 5 - втулка; 6 - връх.

TVEL също така включва пружинна система за задържане на горивните пелети на едно ниво, което позволява по-точно регулиране на дълбочината на потапяне/отстраняване на горивото в активната зона. Те са събрани в касети с шестоъгълна форма, всяка от които включва няколко десетки горивни пръти. Охлаждащата течност протича през каналите във всяка касета.

Горивните пръти в касетата са маркирани в зелено.

Монтаж на горивна касета.

Активната зона на реактора се състои от стотици касети, разположени вертикално и обединени заедно с метална обвивка - тяло, което играе и ролята на отражател на неутрони. Между касетите на равни интервали са поставени управляващи пръти и пръти за аварийна защита на реактора, които са предназначени да изключат реактора в случай на прегряване.

Нека дадем примерни данни за реактора ВВЕР-440:

Контролерите могат да се движат нагоре и надолу, потапяйки се или обратно, напускайки активната зона, където реакцията е най-интензивна. Това се осигурява от мощни електродвигатели, в комбинация със система за управление Аварийните защитни пръти са предназначени да изключат реактора в случай на авария, попадайки в активната зона и поглъщайки повече свободни неутрони.

Всеки реактор има капак, през който се зареждат и изваждат използвани и нови касети.

Топлоизолацията обикновено се монтира отгоре на корпуса на реактора. Следващата бариера е биологичната защита. Обикновено това е стоманобетонен бункер, чийто вход е затворен от въздушен шлюз с херметизирани врати. Биологичната защита е предназначена да предотврати изпускането на радиоактивна пара и парчета от реактора в атмосферата, ако възникне експлозия.

Ядрена експлозия в съвременните реактори е изключително малко вероятна. Тъй като горивото е доста слабо обогатено и разделено на горивни елементи. Дори сърцевината да се разтопи, горивото няма да може да реагира толкова активно. Най-лошото, което може да се случи, е термична експлозия като в Чернобил, когато налягането в реактора достигна такива стойности, че металният корпус просто се спука, а капакът на реактора, тежащ 5000 тона, направи обърнат скок, пробивайки покрива на реакторното отделение и изпускане на пара навън. Ако АЕЦ Чернобиле бил оборудван с правилната биологична защита, като днешния саркофаг, тогава бедствието е струвало на човечеството много по-малко.

Експлоатация на атомна електроцентрала.

Накратко, така изглежда рабобоа.

Атомна електроцентрала. (може да се кликне)

След като влезе в активната зона на реактора с помощта на помпи, водата се загрява от 250 до 300 градуса и излиза от „другата страна“ на реактора. Това се нарича първа верига. След което се изпраща в топлообменника, където се среща с втория кръг. След което парата под налягане се стича върху лопатките на турбината. Турбините генерират електричество.

Верижната реакция на делене винаги е придружена от освобождаване на огромна енергия. Практическото използване на тази енергия е основната задача на ядрения реактор.

Ядреният реактор е устройство, в което протича контролирана или контролирана реакция на ядрено делене.

Въз основа на принципа на действие ядрените реактори се разделят на две групи: реактори на топлинни неутрони и реактори на бързи неутрони.

Как работи ядрен реактор с термични неутрони?

Типичен ядрен реактор има:

• Ядро и модератор;
• Неутронен рефлектор;
• Антифриз;
• Система за управление на верижна реакция, аварийна защита;
• Система за контрол и радиационна защита;
• Система за дистанционно управление.

1 - активна зона; 2 - рефлектор; 3 - защита; 4 - контролни пръти; 5 - охлаждаща течност; 6 - помпи; 7 - топлообменник; 8 - турбина; 9 - генератор; 10 - кондензатор.

Ядро и модератор

Именно в ядрото протича контролирана верижна реакция на делене.

Повечето ядрени реактори работят с тежки изотопи на уран-235. Но в естествени проби от уранова руда съдържанието му е само 0,72%. Тази концентрация не е достатъчна за развитие на верижна реакция. Поради това рудата се обогатява изкуствено, като съдържанието на този изотоп достига 3%.

Ядреният материал или ядреното гориво под формата на таблетки се поставя в херметически затворени пръти, които се наричат ​​горивни пръти (горивни елементи). Те проникват в цялата активна зона, изпълнена с модераторнеутрони.

Защо е необходим модератор на неутрони в ядрен реактор?

Факт е, че неутроните, родени след разпада на ядрата на уран-235, имат много висока скорост. Вероятността за улавянето им от други уранови ядра е стотици пъти по-малка от вероятността за улавяне на бавни неутрони. И ако скоростта им не се намали, ядрената реакция може да изчезне с времето. Модераторът решава проблема с намаляването на скоростта на неутроните. Ако вода или графит се поставят на пътя на бързите неутрони, тяхната скорост може да бъде изкуствено намалена и по този начин да се увеличи броят на частиците, уловени от атомите. В същото време верижната реакция в реактора ще изисква по-малко ядрено гориво.

В резултат на процеса на забавяне, топлинни неутрони, чиято скорост е почти равна на скоростта топлинно движениегазови молекули при стайна температура.

Вода, тежка вода (деутериев оксид D 2 O), берилий и графит се използват като модератор в ядрените реактори. Но най-добрият модератор е тежката вода D2O.

Неутронен рефлектор

За да се избегне изтичането на неутрони в околната среда, ядрото на ядрения реактор е заобиколено от неутронен рефлектор. Материалът, използван за рефлекторите, често е същият като при модераторите.

Антифриз

Топлината, отделена по време на ядрена реакция, се отстранява с помощта на охлаждаща течност. Обикновената естествена вода, предварително пречистена от различни примеси и газове, често се използва като охлаждаща течност в ядрени реактори. Но тъй като водата вече кипи при температура от 100 0 C и налягане от 1 atm, за да се повиши точката на кипене, налягането в първичната верига на охлаждащата течност се повишава. Водата от първи контур, циркулираща през активната зона на реактора, измива горивните пръти, като се нагрява до температура 320 0 C. След това, вътре в топлообменника, тя отдава топлина на водата от втория контур. Обменът се осъществява чрез топлообменни тръби, така че няма контакт с водата от втория кръг. Това предотвратява навлизането на радиоактивни вещества във втората верига на топлообменника.

И тогава всичко се случва като в ТЕЦ. Водата във втората верига се превръща в пара. Парата върти турбина, която задвижва електрически генератор, който произвежда електрически ток.

В реакторите с тежка вода охладителят е тежка вода D2O, а в реакторите с течнометални охладители е разтопен метал.

Система за управление на верижна реакция

Текущото състояние на реактора се характеризира с величина, наречена реактивност.

ρ = ( k -1)/ к ,

k = n i / n i -1 ,

Където к – коефициент на размножаване на неутрони,

n i - броя на неутроните от следващото поколение в реакцията на ядрено делене,

n i -1 , - брой неутрони предишно поколениев същата реакция.

Ако k ˃ 1 , верижната реакция расте, системата се нарича суперкритиченг. Ако к< 1 , верижната реакция изчезва и системата се нарича подкритичен. При k = 1 реакторът е вътре стабилно критично състояние, тъй като броят на делящите се ядра не се променя. В това състояние реактивност ρ = 0 .

Критичното състояние на реактора (необходимият коефициент на размножаване на неутрони в ядрен реактор) се поддържа чрез движение контролни пръти. Материалът, от който са направени, включва вещества, абсорбиращи неутрони. Чрез удължаване или натискане на тези пръти в ядрото се контролира скоростта на реакцията на ядрено делене.

Системата за управление осигурява управление на реактора по време на неговия пуск, планово спиране, работа на мощност, както и аварийна защита на ядрения реактор. Това се постига чрез промяна на позицията на управляващите пръти.

Ако някой от параметрите на реактора (температура, налягане, скорост на нарастване на мощността, разход на гориво и др.) се отклони от нормата и това може да доведе до авария, централна частядрото се нулира специално аварийни прътии ядрената реакция бързо спира.

Уверете се, че параметрите на реактора отговарят на стандартите системи за контрол и радиационна защита.

За охрана заобикаляща средаот радиоактивно излъчванереакторът е поставен в дебел бетонен корпус.

Системи за дистанционно управление

Всички сигнали за състоянието на ядрения реактор (температура на охлаждащата течност, ниво на радиация в различни частиреактор и др.) се изпращат до контролния панел на реактора и се обработват в компютърни системи. Операторът получава цялата необходима информация и препоръки за отстраняване на определени отклонения.

Бързи реактори

Разликата между реакторите от този тип и реакторите с термични неутрони е, че бързите неутрони, възникващи след разпадането на уран-235, не се забавят, а се абсорбират от уран-238 с последващото му превръщане в плутоний-239. Затова реакторите с бързи неутрони се използват за производство на оръжеен плутоний-239 и топлинна енергия, която генераторите на атомни електроцентрали преобразуват в електрическа енергия.

Ядреното гориво в такива реактори е уран-238, а суровината е уран-235.

В естествената уранова руда 99,2745% е уран-238. Когато термичният неутрон се абсорбира, той не се дели, а се превръща в изотоп на уран-239.

Известно време след β-разпада уран-239 се превръща в ядро ​​на нептуний-239:

239 92 U → 239 93 Np + 0 -1 e

След втория β-разпад се образува делящ се плутоний-239:

239 9 3 Np → 239 94 Pu + 0 -1 e

И накрая, след алфа-разпадането на ядрото на плутоний-239 се получава уран-235:

239 94 Pu → 235 92 U + 4 2 He

Горивните пръти със суровини (обогатен уран-235) са разположени в активната зона на реактора. Тази зона е заобиколена от зона за размножаване, която се състои от горивни пръти с гориво (обеднен уран-238). Бързите неутрони, излъчени от активната зона след разпадането на уран-235, се улавят от ядрата на уран-238. В резултат на това се образува плутоний-239. Така ново ядрено гориво се произвежда в реактори на бързи неутрони.

Течните метали или техни смеси се използват като охладители в ядрени реактори с бързи неутрони.

Класификация и приложение на ядрени реактори

Ядрените реактори се използват главно в атомни електроцентрали. С тяхна помощ се произвежда електрическа и топлинна енергия в индустриален мащаб. Такива реактори се наричат енергия .

Ядрените реактори се използват широко в задвижващите системи на съвременните атомни подводници, надводни кораби и в космическите технологии. Те захранват двигателите с електрическа енергия и се наричат транспортни реактори .

За научно изследванев областта на ядрената физика и радиационната химия се използват потоци от неутрони и гама-кванти, които се получават в активната зона изследователски реактори. Генерираната от тях енергия не надвишава 100 MW и не се използва за промишлени цели.

Мощност експериментални реактори дори по-малко. Тя достига стойност от само няколко kW. Тези реактори се използват за изследване на различни физични величини, чието значение е важно при проектирането на ядрени реакции.

ДА СЕ индустриални реактори включват реактори за производство на радиоактивни изотопи, използвани за медицински цели, както и в различни области на индустрията и технологиите. Реакторите за обезсоляване на морска вода също се класифицират като индустриални реактори.

Производството на ядрена енергия е модерен и бързо развиващ се метод за производство на електроенергия. Знаете ли как работят атомните електроцентрали? Какъв е принципът на работа на атомната електроцентрала? Какви видове ядрени реактори съществуват днес? Ще се опитаме да разгледаме подробно схемата на работа на атомна електроцентрала, да се впуснем в структурата на ядрен реактор и да разберем колко безопасен е ядреният метод за производство на електроенергия.

Всяка станция е затворена зона, далеч от жилищен район. На територията му има няколко сгради. Най-важната структура е сградата на реактора, до нея е машинната зала, от която се управлява реакторът, и сградата за безопасност.

Схемата е невъзможна без ядрен реактор. Атомният (ядрен) реактор е устройство за атомна електроцентрала, предназначено да организира верижна реакция на делене на неутрони със задължително освобождаване на енергия по време на този процес. Но какъв е принципът на работа на атомната електроцентрала?

Цялата реакторна инсталация се помещава в сградата на реактора, голяма бетонна кула, която скрива реактора и ще съдържа всички продукти от ядрената реакция в случай на авария. Тази голяма кула се нарича херметична обвивка или херметична зона.

Херметичната зона в новите реактори има 2 дебели бетонни стени - обвивки.
Външната обвивка с дебелина 80 см предпазва зоната на задържане от външни влияния.

Вътрешната обвивка с дебелина 1 метър 20 см има специални стоманени въжета, които увеличават здравината на бетона почти три пъти и предпазват конструкцията от разпадане. Отвътре той е облицован с тънък лист от специална стомана, която е предназначена да служи като допълнителна защита на херметичната конструкция и в случай на авария да не изхвърля съдържанието на реактора извън херметичната зона.

Този дизайн на атомната електроцентрала й позволява да издържи самолетна катастрофа с тегло до 200 тона, земетресение с магнитуд 8, торнадо и цунами.

Първата херметична обвивка е построена в американската атомна електроцентрала Yankee в Кънектикът през 1968 г.

Общата височина на защитната зона е 50-60 метра.

От какво се състои ядрен реактор?

За да разберете принципа на работа на атомния реактор и следователно принципа на работа на атомната електроцентрала, трябва да разберете компонентите на реактора.

• Активна зона. Това е зоната, където са разположени ядреното гориво (генератор на гориво) и модераторът. Атомите на горивото (най-често горивото е уран) претърпяват верижна реакция на делене. Модераторът е проектиран да контролира процеса на делене и позволява необходимата реакция по отношение на скорост и сила.
• Неутронен рефлектор. Рефлектор обгражда ядрото. Състои се от същия материал като модератора. По същество това е кутия, чиято основна цел е да попречи на неутроните да напуснат активната зона и да навлязат в околната среда.
• Антифриз. Охлаждащата течност трябва да абсорбира топлината, отделена по време на деленето на атомите на горивото, и да я прехвърли на други вещества. Охлаждащата течност до голяма степен определя как е проектирана атомната електроцентрала. Най-популярната охлаждаща течност днес е водата.
  Система за управление на реактора. Сензори и механизми, захранващи реактора на атомна електроцентрала.

Гориво за атомни електроцентрали

На какво работи атомната електроцентрала? Горивото за атомните електроцентрали са химически елементи, които имат радиоактивни свойства. Във всички атомни електроцентрали този елемент е уран.

Дизайнът на станциите предполага, че атомните електроцентрали работят на сложно композитно гориво, а не на чисто химичен елемент. А за да се извлече ураново гориво от природен уран, който се зарежда в ядрен реактор, е необходимо да се извършат много манипулации.

Обогатен уран

Уранът се състои от два изотопа, тоест съдържа ядра с различна маса. Те са наречени по броя на протоните и неутроните изотоп -235 и изотоп -238. Изследователите от 20-ти век започнаха да извличат уран 235 от руда, защото... беше по-лесно да се разложи и трансформира. Оказа се, че такъв уран в природата е само 0,7% (останаващият процент отива към 238-ия изотоп).

Какво да направите в този случай? Решиха да обогатят уран. Обогатяването на уран е процес, при който много от необходимите изотопи 235x остават в него и малко ненужни изотопи 238x. Задачата на обогатителите на уран е да превърнат 0,7% в почти 100% уран-235.

Уранът може да бъде обогатен с помощта на две технологии: газова дифузия или газова центрофуга. За да се използват, уранът, извлечен от руда, се превръща в газообразно състояние. Обогатен е под формата на газ.

Уранов прах

Обогатеният уранов газ се превръща в твърдо състояние - уранов диоксид. Този чист твърд уран 235 изглежда като големи бели кристали, които по-късно се натрошават на уран на прах.

Уранови таблетки

Таблетките с уран са твърди метални дискове с дължина няколко сантиметра. За да се образуват такива таблетки от уранов прах, той се смесва с вещество - пластификатор, което подобрява качеството на пресоване на таблетките.

Пресованите шайби се пекат при температура от 1200 градуса по Целзий повече от един ден, за да придадат на таблетките специална здравина и устойчивост на високи температури. Как работи атомната електроцентрала зависи пряко от това колко добре е компресирано и изпечено урановото гориво.

Таблетките се пекат в кутии от молибден, т.к само този метал е способен да не се топи при „адски“ температури над една и половина хиляди градуса. След това ураново гориво за атомни електроцентрали се счита за готово.

Какво представляват ТВЕЛ и ФА?

Ядрото на реактора изглежда като огромен диск или тръба с дупки в стените (в зависимост от вида на реактора), 5 пъти по-големи от човешкото тяло. Тези дупки съдържат ураново гориво, чиито атоми извършват желаната реакция.

Невъзможно е просто да хвърлите гориво в реактора, освен ако не искате да предизвикате експлозия на цялата станция и авария с последствия за няколко близки държави. Следователно урановото гориво се поставя в горивни пръти и след това се събира в горивни касети. Какво означават тези съкращения?

• TVEL е горивен елемент (да не се бърка със същото име на руската компания, която ги произвежда). По същество това е тънка и дълга циркониева тръба, изработена от циркониеви сплави, в която се поставят уранови таблетки. Именно в горивните пръти атомите на урана започват да взаимодействат помежду си, отделяйки топлина по време на реакцията.

Цирконият е избран като материал за производството на горивни пръти поради неговата огнеупорност и антикорозионни свойства.

Видът на горивните пръти зависи от типа и конструкцията на реактора. По правило структурата и предназначението на горивните пръти не се променят, дължината и ширината на тръбата могат да бъдат различни.

Машината зарежда повече от 200 уранови топчета в една циркониева тръба. Общо около 10 милиона уранови топчета работят едновременно в реактора.
FA – горивна касета. Работниците в АЕЦ наричат ​​горивните възли снопове.

По същество това са няколко горивни пръта, закрепени заедно. FA е готово ядрено гориво, с което работи атомната електроцентрала. Именно горивните касети се зареждат в ядрения реактор. В един реактор се поставят около 150 – 400 горивни касети.
В зависимост от реактора, в който ще работят горивните касети, те се предлагат в различни форми. Понякога снопчетата са сгънати в кубична, понякога в цилиндрична, понякога в шестоъгълна форма.

Една горивна касета за 4 години работа произвежда същото количество енергия, както при изгаряне на 670 коли с въглища, 730 резервоара с природен газ или 900 резервоара, заредени с петрол.
Днес горивните възли се произвеждат главно в заводи в Русия, Франция, САЩ и Япония.

За да доставят гориво за атомни електроцентрали в други страни, горивните касети се затварят в дълги и широки метални тръби, въздухът се изпомпва от тръбите и специални машинидоставени на борда на товарни самолети.

Ядреното гориво за АЕЦ тежи непосилно много, защото... уранът е един от най тежки металина планетата. Неговата специфично тегло 2,5 пъти повече от стоманата.

Атомна електроцентрала: принцип на работа

Какъв е принципът на работа на атомната електроцентрала? Принципът на работа на атомните електроцентрали се основава на верижна реакция на делене на атоми на радиоактивно вещество - уран. Тази реакция протича в сърцевината на ядрен реактор.

ВАЖНО Е ДА ЗНАЕТЕ:

Без да навлизаме в тънкостите на ядрената физика, принципът на работа на атомната електроцентрала изглежда така:
След пускането на ядрен реактор абсорбиращите пръти се отстраняват от горивните пръти, които предотвратяват реакцията на урана.

След като прътите бъдат отстранени, урановите неутрони започват да взаимодействат един с друг.

Когато неутроните се сблъскат, възниква миниексплозия на атомно ниво, освобождава се енергия и се раждат нови неутрони, започва верижна реакция. Този процес генерира топлина.

Топлината се предава на охлаждащата течност. В зависимост от вида на охлаждащата течност тя се превръща в пара или газ, който върти турбината.

Турбината задвижва електрически генератор. Именно той всъщност генерира електрически ток.

Ако не наблюдавате процеса, урановите неутрони могат да се сблъскат един с друг, докато експлодират реактора и разбият цялата атомна електроцентрала на парчета. Процесът се контролира от компютърни сензори. Те отчитат повишаване на температурата или промяна в налягането в реактора и могат автоматично да спрат реакциите.

Как принципът на работа на атомните електроцентрали се различава от топлоелектрическите централи (топлоелектрически централи)?

Разлики в работата има само в първите етапи. В атомна електроцентрала охлаждащата течност получава топлина от деленето на атоми на ураново гориво; в топлоелектрическа централа охлаждащата течност получава топлина от изгарянето на органично гориво (въглища, газ или нефт). След като урановите атоми или газът и въглищата отделят топлина, схемите на работа на атомните електроцентрали и топлоелектрическите централи са еднакви.

Видове ядрени реактори

Как работи атомната електроцентрала зависи от това как работи атомен реактор. Днес има два основни вида реактори, които се класифицират според спектъра на невроните:
Реактор на бавни неутрони, наричан още термичен реактор.

За работата му се използва уран 235, който преминава през етапите на обогатяване, създаване на уранови топчета и др. Днес по-голямата част от реакторите използват бавни неутрони.
Реактор на бързи неутрони.

Тези реактори са бъдещето, защото... Те работят с уран-238, който е стотинка в природата и няма нужда да се обогатява този елемент. Единственият недостатък на такива реактори са много високите разходи за проектиране, изграждане и стартиране. Днес реакторите на бързи неутрони работят само в Русия.

Охлаждащата течност в реакторите на бързи неутрони е живак, газ, натрий или олово.

Реакторите на бавни неутрони, които днес използват всички атомни електроцентрали в света, също се предлагат в няколко вида.

Организацията МААЕ (Международната агенция за атомна енергия) създаде своя собствена класификация, която се използва най-често в световната ядрена енергетика. Тъй като принципът на работа на атомната електроцентрала до голяма степен зависи от избора на охлаждаща течност и модератор, МААЕ базира своята класификация на тези разлики.

От химическа гледна точка деутериевият оксид е идеален модератор и охладител, т.к неговите атоми взаимодействат най-ефективно с неутроните на урана в сравнение с други вещества. Просто казано, тежката вода изпълнява задачата си с минимални загуби и максимални резултати. Производството му обаче струва пари, докато обикновената „лека“ и позната вода е много по-лесна за използване.

Няколко факта за ядрените реактори...

Интересното е, че изграждането на един реактор на атомна електроцентрала отнема поне 3 години!
За да построите реактор, имате нужда от оборудване, което работи с електрически ток от 210 килоампера, което е милион пъти по-високо от тока, който може да убие човек.

Една обвивка (конструкционен елемент) на ядрен реактор тежи 150 тона. В един реактор има 6 такива елемента.

Воден реактор под налягане

Вече разбрахме как работи атомната електроцентрала като цяло; за да поставим всичко в перспектива, нека да разгледаме как работи най-популярният ядрен реактор с вода под налягане.
Днес навсякъде по света се използват реактори с вода под налягане поколение 3+. Те се считат за най-надеждни и безопасни.

Всички реактори с вода под налягане в света, през всичките години на тяхната експлоатация, вече са натрупали повече от 1000 години безаварийна работа и никога не са давали сериозни отклонения.

Структурата на атомните електроцентрали, използващи реактори с вода под налягане, предполага, че дестилирана вода, загрята до 320 градуса, циркулира между горивните пръти. За да се предотврати преминаването му в състояние на пара, той се поддържа под налягане от 160 атмосфери. Диаграмата на атомната електроцентрала го нарича вода от първи контур.

Загрятата вода постъпва в парогенератора и отдава топлината си на водата от втория контур, след което отново се „връща“ в реактора. Външно изглежда, че водните тръби от първия кръг са в контакт с други тръби - водата от втория кръг, те предават топлина една на друга, но водите не влизат в контакт. Тръбите са в контакт.

По този начин се изключва възможността за навлизане на радиация във водата от втория контур, която по-нататък ще участва в процеса на генериране на електроенергия.

Безопасност на експлоатацията на АЕЦ

След като научихме принципа на работа на атомните електроцентрали, трябва да разберем как работи безопасността. Изграждането на атомни електроцентрали днес изисква повишено внимание към правилата за безопасност.
Разходите за безопасност на АЕЦ са приблизително 40% от общите разходи за самата централа.

Проектът на атомната електроцентрала включва 4 физически бариери, които предотвратяват изпускането на радиоактивни вещества. Какво трябва да правят тези бариери? В точния момент можете да спрете ядрената реакция, да осигурите постоянно отвеждане на топлината от активната зона и самия реактор и да предотвратите изпускането на радионуклиди извън херметичната зона.

• Първата бариера е силата на урановите пелети.Важно е те да не бъдат унищожени от високи температури в ядрен реактор. Голяма част от това как работи атомната електроцентрала зависи от това как урановите пелети се „изпичат“ по време на началния етап на производство. Ако пелетите с ураново гориво не са изпечени правилно, реакциите на атомите на урана в реактора ще бъдат непредвидими.
• Втората бариера е херметичността на горивните пръти.Циркониевите тръби трябва да бъдат плътно запечатани; ако уплътнението е счупено, тогава в най-добрия случай реакторът ще се повреди и работата ще спре; в най-лошия - всичко ще излети във въздуха.
• Третата бариера е издръжлив стоманен корпус на реактораа, (същата тази голяма кула - херметична зона), която "задържа" всички радиоактивни процеси. Ако корпусът е повреден, радиацията ще излезе в атмосферата.
• Четвъртата бариера са пръти за аварийна защита.Пръти с модератори са окачени над активната зона с магнити, които могат да абсорбират всички неутрони за 2 секунди и да спрат верижната реакция.

Ако въпреки дизайна на атомна електроцентрала с много степени на защита, не е възможно да се охлади ядрото на реактора в точното време и температурата на горивото се повиши до 2600 градуса, тогава последната надежда на системата за безопасност влиза в действие - така нареченият капан за стопяване.

Факт е, че при тази температура дъното на корпуса на реактора ще се стопи и всички остатъци от ядрено гориво и разтопени конструкции ще се влеят в специално „стъкло“, окачено над ядрото на реактора.

Капанът за стопилка е охладен и огнеупорен. Той е пълен с така наречения „жертвен материал“, който постепенно спира верижната реакция на делене.

По този начин дизайнът на атомната електроцентрала предполага няколко степени на защита, които почти напълно елиминират всяка възможност за авария.

Какво е ядрен реактор?

Ядрен реактор, по-рано известен като "ядрен котел", е устройство, използвано за иницииране и управление на продължителна ядрена верижна реакция. Ядрените реактори се използват в атомните електроцентрали за производство на електричество и за задвижване на кораби. Топлината от ядреното делене се прехвърля към работна течност (вода или газ), която преминава през парни турбини. Водата или газът задвижват лопатките на кораба или въртят електрически генератори. Парата, генерирана в резултат на ядрена реакция, може по принцип да се използва за топлинната промишленост или за централно отопление. Някои реактори се използват за производство на изотопи, използвани за медицински и промишлени цели, или за производство на оръжеен плутоний. Някои от тях са само за изследователски цели. Днес има около 450 ядрени реактора, използвани за производство на електричество в около 30 страни по света.

Принцип на работа на ядрен реактор

Точно както конвенционалните електроцентрали генерират електричество, като използват топлинна енергия, освободена от изгарянето на изкопаеми горива, ядрените реактори преобразуват енергията, освободена от контролирано ядрено делене, в топлинна енергия за по-нататъшно преобразуване в механични или електрически форми.

Процесът на ядрено делене

Когато значителен брой разпадащи се атомни ядра (като уран-235 или плутоний-239) абсорбират неутрон, може да възникне ядрено делене. Тежкото ядро ​​се разпада на две или повече леки ядра (продукти на делене), освобождавайки кинетична енергия, гама лъчение и свободни неутрони. Някои от тези неутрони впоследствие могат да бъдат погълнати от други делящи се атоми и да причинят допълнително делене, което освобождава още повече неутрони и т.н. Този процес е известен като ядрена верижна реакция.

За да контролират такава ядрена верижна реакция, абсорберите и модераторите на неутрони могат да променят съотношението на неутроните, които влизат в деленето на повече ядра. Ядрените реактори се управляват ръчно или автоматично, за да могат да спрат реакцията на разпадане, когато бъдат открити опасни ситуации.

Често използваните регулатори на неутронния поток са обикновена („лека“) вода (74,8% от реакторите в света), твърд графит (20% от реакторите) и „тежка“ вода (5% от реакторите). В някои експериментални типове реактори се предлага да се използват берилий и въглеводороди.

Отделяне на топлина в ядрен реактор

Работната зона на реактора генерира топлина по няколко начина:

• Кинетична енергияпродуктите на делене се превръщат в топлинна енергия, когато ядрата се сблъскат със съседни атоми.
• Реакторът абсорбира част от гама-лъчението, генерирано по време на деленето, и преобразува енергията му в топлина.
• Топлината се генерира от радиоактивния разпад на продуктите на делене и тези материали, изложени по време на абсорбцията на неутрони. Този източник на топлина ще остане непроменен за известно време, дори след спиране на реактора.

По време на ядрени реакции килограм уран-235 (U-235) освобождава приблизително три милиона пъти повече енергия от килограм въглища, изгорени конвенционално (7,2 × 1013 джаула на килограм уран-235 в сравнение с 2,4 × 107 джаула на килограм въглища) ,

Система за охлаждане на ядрен реактор

Охлаждащата течност на ядрен реактор - обикновено вода, но понякога газ, течен метал (като течен натрий) или разтопена сол - циркулира около ядрото на реактора, за да абсорбира генерираната топлина. Топлината се отстранява от реактора и след това се използва за генериране на пара. Повечето реактори използват охладителна система, която е физически изолирана от водата, която кипи и генерира парата, използвана за турбините, като реактор с вода под налягане. В някои реактори обаче водата за парните турбини кипи директно в активната зона на реактора; например в реактор с вода под налягане.

Мониторинг на неутронния поток в реактора

Изходната мощност на реактора се регулира чрез контролиране на броя на неутроните, способни да предизвикат повече деления.

Контролните пръти, които са направени от "неутронна отрова", се използват за абсорбиране на неутрони. Колкото повече неутрони се абсорбират от управляващия прът, толкова по-малко неутрони могат да причинят по-нататъшно делене. По този начин, потапянето на абсорбционните пръти дълбоко в реактора намалява неговата изходна мощност и, обратно, премахването на управляващия прът ще я увеличи.

На първо ниво на управление във всички ядрени реактори, процесът на забавено неутронно излъчване от редица обогатени с неутрони изотопи на делене е важен физически процес. Тези забавени неутрони съставляват около 0,65% от общ бройнеутрони, произведени по време на делене, а останалите (т.нар. „бързи неутрони”) се образуват непосредствено по време на делене. Продуктите на делене, които образуват забавени неутрони, имат период на полуразпад, вариращ от милисекунди до няколко минути и следователно отнема значително време, за да се определи точно кога реакторът достига критичната точка. Поддържането на реактора в режим на верижна реактивност, където са необходими забавени неутрони за достигане на критична маса, се постига с помощта на механични устройства или човешки контрол за контролиране на верижната реакция в „реално време“; в противен случай времето между достигането на критичност и стопяването на сърцевината на ядрения реактор в резултат на експоненциалния скок на напрежението по време на нормална ядрена верижна реакция ще бъде твърде кратко, за да се намеси. Този последен етап, при който забавените неутрони вече не са необходими за поддържане на критичността, е известен като критичност на незабавните неутрони. Съществува скала за описване на критичността в цифрова форма, в която първоначалната критичност се обозначава като „нула долара“, бързата критичност като „един долар“, останалите точки в процеса се интерполират в „центове“.

В някои реактори охлаждащата течност също действа като модератор на неутрони. Модераторът увеличава мощността на реактора, като кара бързите неутрони, които се отделят по време на делене, да губят енергия и да стават топлинни неутрони. Топлинните неутрони са по-склонни от бързите неутрони да предизвикат делене. Ако охлаждащата течност също е модератор на неутрони, тогава промените в температурата могат да повлияят на плътността на охлаждащата течност/модератора и следователно промяната в изходната мощност на реактора. Колкото по-висока е температурата на охлаждащата течност, толкова по-малко плътна ще бъде тя и следователно толкова по-малко ефективен е ретардерът.

В други видове реактори охлаждащата течност действа като "неутронна отрова", абсорбирайки неутроните по същия начин като управляващите пръти. В тези реактори изходната мощност може да се увеличи чрез нагряване на охлаждащата течност, което я прави по-малко плътна. Ядрените реактори обикновено имат автоматични и ръчни системи за изключване на реактора за аварийно изключване. Тези системи място голямо количество"неутронна отрова" (често бор под формата на борна киселина) в реактора, за да спре процеса на делене, ако бъдат открити или подозирани опасни условия.

Повечето типове реактори са чувствителни към процес, известен като "ксенонова яма" или "йодна яма". Широко разпространеният продукт на разпадане ксенон-135, резултат от реакцията на делене, играе ролята на абсорбатор на неутрони, който се стреми да затвори реактора. Натрупването на ксенон-135 може да се контролира чрез поддържане на достатъчно високо нивосила да го унищожи, като абсорбира неутрони толкова бързо, колкото се произвежда. Деленето също води до образуването на йод-135, който от своя страна се разпада (с полуживот от 6,57 часа), за да образува ксенон-135. Когато реакторът бъде спрян, йод-135 продължава да се разпада, за да образува ксенон-135, което прави рестартирането на реактора по-трудно в рамките на ден или два, тъй като ксенон-135 се разпада, за да образува цезий-135, който не е абсорбатор на неутрони като ксенона -135.135, с полуживот от 9,2 часа. Това временно състояние е „йодна дупка“. Ако реакторът има достатъчно допълнителна мощност, той може да бъде рестартиран. Колкото повече ксенон-135 се превръща в ксенон-136, който е по-малко абсорбатор на неутрони, и в рамките на няколко часа реакторът преживява това, което се нарича „етап на изгаряне на ксенон“. Освен това в реактора трябва да бъдат поставени контролни пръти, за да се компенсира поглъщането на неутрони, за да се замени изгубеният ксенон-135. Неспазването на правилното подобна процедура беше ключова причина за аварията в Чернобил.

Реакторите, използвани в корабни ядрени електроцентрали (особено атомни подводници), често не могат да работят непрекъснато, за да произвеждат енергия по същия начин, както наземните енергийни реактори. Освен това такива електроцентрали трябва да имат дълъг период на работа без смяна на гориво. Поради тази причина много проекти използват силно обогатен уран, но съдържат горим абсорбатор на неутрони в горивните пръти. Това прави възможно проектирането на реактор с излишък от делящ се материал, който е относително безопасен в началото на изгарянето на горивния цикъл на реактора поради наличието на материал, абсорбиращ неутрони, който впоследствие се заменя с конвенционален материал с дълъг живот неутронни абсорбери (по-трайни от ксенон-135), които постепенно се натрупват през експлоатационния живот на горивото.

Как се произвежда електричество?

Енергията, генерирана по време на делене, генерира топлина, част от която може да се преобразува в полезна енергия. Често срещан метод за използване на тази топлинна енергия е използването й за кипене на вода и производство на пара под налягане, което от своя страна задвижва парна турбина, която върти алтернатор и произвежда електричество.

Историята на първите реактори

Неутроните са открити през 1932 г. Схемата за верижна реакция, предизвикана от ядрени реакции в резултат на излагане на неутрони, е въведена за първи път от унгарския учен Лео Силард през 1933 г. Той кандидатства за патент за своята проста идея за реактор през следващата година на работа в Адмиралтейството в Лондон. Идеята на Силард обаче не включва теорията за ядреното делене като източник на неутрони, тъй като този процес все още не е открит. Идеите на Szilard за ядрени реактори, използващи медиирани от неутрони ядрени верижни реакции в леки елементи, се оказаха неосъществими.

Импулсът за създаването на нов тип реактор, използващ уран, е откритието на Лизе Майтнер, Фриц Щрасман и Ото Хан през 1938 г., които „бомбардират“ урана с неутрони (използвайки реакцията на алфа разпадане на берилий, „неутронна пушка“), за да произведат барий, за който те вярваха, че възниква от разпадането на уранови ядра. Последвалите изследвания в началото на 1939 г. (Сцилард и Ферми) показаха, че някои неутрони също се произвеждат от атомно делене, правейки възможна ядрената верижна реакция, която Силард беше предвидил шест години по-рано.

На 2 август 1939 г. Алберт Айнщайн подписва писмо, написано от Силард до президента Франклин Д. Рузвелт, в което се съветва, че откриването на деленето на урана може да доведе до създаването на „извънредно мощни бомбинов тип." Това даде тласък на изследването на реакторите и радиоактивния разпад. Силард и Айнщайн се познаваха добре и работиха заедно в продължение на много години, но Айнщайн никога не е мислил за тази възможност за ядрена енергия, докато Силард не му каза, че всъщност започва стремежът му да напише писмо до Айнщайн-Силард, за да предупреди правителството на САЩ,

Скоро след това, през 1939г Германия на Хитлернапада Полша, започвайки Втората световна война в Европа. САЩ все още не са били официално във война, но през октомври, когато е доставено писмото Айнщайн-Силард, Рузвелт отбелязва, че целта на изследването е да се увери, че „нацистите няма да ни взривят“. Ядрен проектСАЩ започнаха, макар и с известно закъснение, защото скептицизмът остана (особено от Ферми) и поради малкия брой правителствени служители, които първоначално наблюдаваха проекта.

На следващата година правителството на САЩ получава меморандума Frisch-Peierls от Великобритания, в който се посочва, че количеството уран, необходимо за извършване на верижната реакция, е много по-малко, отколкото се смяташе преди. Меморандумът е създаден с участието на Maud Committee, работил по проекта за атомна бомба във Великобритания, по-късно известен под кодовото име „Tube Alloys“ и по-късно включен в проекта Манхатън.

В крайна сметка първият създаден от човека ядрен реактор, наречен Chicago Woodpile 1, е построен в Чикагския университет от екип, ръководен от Енрико Ферми в края на 1942 г. По това време атомната програма на САЩ вече е била ускорена поради влизането на страната във войната. Chicago Woodpile достига критичната си точка на 2 декември 1942 г. в 15:25 часа. Рамката на реактора беше направена от дърво, държаща заедно купчина графитни блокове (оттук и името) с вложени „брикети“ или „псевдосфери“ от естествен уранов оксид.

В началото на 1943 г., малко след създаването на Chicago Woodpile, американската армия разработва серия от ядрени реактори за проекта Манхатън. Основната цел на най-големите реактори (разположени в комплекса Ханфорд в щата Вашингтон) беше масовото производство на плутоний за ядрени оръжия. Ферми и Силард подадоха заявка за патент за реакторите на 19 декември 1944 г. Издаването й беше отложено с 10 години поради военновременна секретност.

„Първият в света“ е надписът на мястото на реактора EBR-I, който сега е музей близо до Арко, Айдахо. Първоначално наречен Chicago Woodpile 4, този реактор е създаден под ръководството на Walter Sinn за Националната лаборатория в Арегон. Този експериментален бърз реактор-размножител се експлоатира от Комисията за атомна енергия на САЩ. Реакторът произвежда 0,8 kW мощност при тестване на 20 декември 1951 г. и 100 kW мощност (електрическа) на следващия ден, като проектният капацитет е 200 kW (електрическа мощност).

В допълнение към военното използване на ядрени реактори, имаше политически причини да се продължат изследванията на атомната енергия за мирни цели. Президентът на САЩ Дуайт Айзенхауер направи прочутата си реч „Атоми за мир“ на Общо събраниеООН 8 декември 1953 г. Този дипломатически ход доведе до разпространението на реакторната технология както в Съединените щати, така и по света.

Първата атомна електроцентрала, построена за граждански цели, е атомната електроцентрала АМ-1 в Обнинск, пусната на 27 юни 1954 г. в Съветския съюз. Той произвежда около 5 MW електрическа енергия.

След Втората световна война американската армия търси други приложения за технологията на ядрените реактори. Изследванията, проведени от армията и военновъздушните сили, не са изпълнени; Въпреки това американският флот постигна успех, като пусна на вода атомната подводница USS Nautilus (SSN-571) на 17 януари 1955 г.

Първата търговска атомна електроцентрала (Calder Hall в Sellafield, Англия) е открита през 1956 г. с първоначален капацитет от 50 MW (по-късно 200 MW).

Първият преносим ядрен реактор "Alco PM-2A" е използван за генериране на електроенергия (2 MW) за американския военна база„Лагер Век” от 1960г.

Основни компоненти на атомна електроцентрала

Основните компоненти на повечето видове атомни електроцентрали са:

Елементи на ядрен реактор

• Ядрено гориво (ядро на ядрен реактор; неутронен модератор)
• Оригинален източник на неутрони
• Абсорбатор на неутрони
• Неутронна пушка (осигурява постоянен източник на неутрони за повторно иницииране на реакцията след изключване)
• Охладителна система (често неутронният модератор и охлаждащата течност са едно и също нещо, обикновено пречистена вода)
• Контролни пръти
• Корпус на ядрен реактор (NRP)

Водоснабдителна помпа за котела

• Парогенератори (не в ядрени реактори с вряща вода)
• Въздушна турбина
• Генератор на електричество
• Кондензатор
• Охладителна кула (не винаги е необходима)
• Система за обработка радиоактивен отпадък(част от станция за погребване на радиоактивни отпадъци)
• Площадка за презареждане на ядрено гориво
• Басейн за отработено гориво

Система за радиационна безопасност

• Система за защита на ректора (RPS)
• Аварийни дизелови генератори
• Система за аварийно охлаждане на активната зона на реактора (ECCS)
• Система за аварийно управление на течности (аварийно инжектиране на бор, само в ядрени реактори с вряща вода)
• Система за доставка на технологична вода на отговорни потребители (СОТВОП)

Защитна обвивка

• Дистанционно
• Авариен монтаж
• Ядрен учебен комплекс (като правило има имитация на контролен панел)

Класификация на ядрените реактори

Видове ядрени реактори

Ядрените реактори се класифицират по няколко начина; резюмеТези методи за класификация са представени по-долу.

Класификация на ядрените реактори по тип модератор

Използвани термични реактори:

• Графитни реактори
  
• Реактори с вода под налягане
• Реактори с тежка вода(използван в Канада, Индия, Аржентина, Китай, Пакистан, Румъния и Южна Корея).
• Леководни реактори(LVR). Реакторите с лека вода (най-често срещаният тип термичен реактор) използват обикновена вода за управление и охлаждане на реакторите. Ако температурата на водата се повиши, нейната плътност намалява, забавяйки потока от неутрони достатъчно, за да предизвика по-нататъшни верижни реакции. Тази отрицателна обратна връзка стабилизира скоростта на ядрената реакция. Реакторите с графит и тежка вода са склонни да се нагряват по-интензивно от реакторите с лека вода. Благодарение на допълнителното нагряване такива реактори могат да използват естествен уран/необогатено гориво.
• Реактори на базата на модератори на леки елементи.
• Реактори с разтопена сол(MSR) се задвижват от наличието на леки елементи като литий или берилий, които се намират в матричните соли на охлаждащата течност/гориво LiF и BEF2.
• Реактори с течнометални охладители, където охлаждащата течност е смес от олово и бисмут, може да използва BeO оксид като абсорбатор на неутрони.
• Реактори на базата на органичен модератор(OMR) използват бифенил и терфенил като модератор и охлаждащи компоненти.

Класификация на ядрените реактори по вид на охлаждащата течност

• Реактор с водно охлаждане. В САЩ има 104 работещи реактора. 69 от тях са реактори с вода под налягане (PWR) и 35 са реактори с кипяща вода (BWR). Ядрените реактори с вода под налягане (PWR) съставляват по-голямата част от всички западни атомни електроцентрали. Основната характеристика на типа RVD е наличието на компресор, специален съд за високо налягане. Повечето търговски реактори RVD и военноморски реакторни инсталации използват компресори. По време на нормална работа вентилаторът е частично пълен с вода и над него се поддържа парен мехур, който се създава чрез нагряване на вода с потопяеми нагреватели. В нормален режим компресорът е свързан към корпуса на реактора с високо налягане (HRVV), а компенсаторът на налягането осигурява наличието на кухина в случай на промяна на обема на водата в реактора. Тази схема също така осигурява контрол на налягането в реактора чрез увеличаване или намаляване на налягането на парата в компенсатора с помощта на нагреватели.

• Тежководни реактори с високо наляганепринадлежат към тип реактор с вода под налягане (PWR), съчетаващ принципите на използване на налягане, изолиран термичен цикъл, предполагащ използването на тежка вода като охладител и модератор, което е икономически изгодно.
• Реактор с кипяща вода(BWR). Моделите на реактори с вряща вода се характеризират с наличието на вряща вода около горивните пръти на дъното на основния корпус на реактора. Реакторът с вряща вода използва обогатен 235U под формата на уранов диоксид като гориво. Горивото се сглобява в пръти, поставени в стоманен съд, който на свой ред е потопен във вода. Процесът на ядрено делене кара водата да кипи и да се образува пара. Тази пара преминава през тръбопроводи в турбините. Турбините се задвижват от пара и този процес генерира електричество. По време на нормална работа налягането се контролира от количеството водна пара, изтичаща от резервоара под налягане на реактора в турбината.
• Басейнов тип реактор
• Реактор с течно метално охлаждане. Тъй като водата е модератор на неутрони, тя не може да се използва като охлаждаща течност в реактор на бързи неутрони. Течните метални охлаждащи течности включват натрий, NaK, олово, оловно-бисмутова евтектика и за реактори от по-ранно поколение живак.
• Реактор на бързи неутрони с натриево охлаждане.
• Реактор на бързи неутрони с оловен охладител.
• Реактори с газово охлажданеохлажда се от циркулиращ инертен газ, замислен от хелий във високотемпературни структури. В същото време въглеродният диоксид преди това е бил използван в британски и френски атомни електроцентрали. Използван е и азот. Използването на топлина зависи от вида на реактора. Някои реактори са толкова горещи, че газът може директно да задвижи газова турбина. По-старите проекти на реактори обикновено включват преминаване на газ през топлообменник за създаване на пара за парна турбина.
• Реактори с разтопена сол(MSR) се охлаждат чрез циркулираща разтопена сол (обикновено евтектични смеси от флуоридни соли като FLiBe). В типичен MSR охлаждащата течност се използва и като матрица, в която се разтваря делящият се материал.

Поколения ядрени реактори

• Реактор от първо поколение(ранни прототипи, изследователски реактори, некомерсиални енергийни реактори)
• Второ поколение реактор(най-модерните атомни електроцентрали 1965-1996 г.)
• Трето поколение реактор(еволюционни подобрения на съществуващи дизайни 1996–настояще)
• Реактор четвърто поколение (технологии все още в процес на разработка, неизвестна начална дата, вероятно 2030 г.)

През 2003 г. Френският комисариат за атомна енергия (CEA) въведе за първи път обозначението "Gen II" по време на Седмицата на нуклеониката.

Първото споменаване на "Gen III" през 2000 г. беше направено във връзка със старта на Generation IV International Forum (GIF).

"Gen IV" беше споменат през 2000 г. от Министерството на енергетиката на Съединените щати (DOE) за разработването на нови видове електроцентрали.

Класификация на ядрените реактори по вид гориво

• Реактор на твърдо гориво
• Реактор на течно гориво
• Хомогенен реактор с водно охлаждане
• Реактор с разтопена сол
• Реактори с газово гориво (теоретично)

Класификация на ядрените реактори по предназначение

• Производство на електроенергия
• Атомни електроцентрали, включително малки клъстерни реактори
• Самоходни устройства (виж атомни електроцентрали)
• Ядрени офшорни инсталации
• Предлагат се различни видове ракетни двигатели
• Други форми на използване на топлина
• Обезсоляване
• Генериране на топлина за битово и промишлено отопление
• Производство на водород за използване във водородната енергия
• Производствени реактори за преобразуване на елементи
• Реактори за размножаване, способни да произвеждат повече делящ се материал, отколкото консумират по време на верижна реакция (чрез преобразуване на изотопи-родители U-238 в Pu-239 или Th-232 в U-233). По този начин, след завършване на един цикъл, реакторът за размножаване на уран може да бъде напълнен отново с естествен или дори обеднен уран. На свой ред, реакторът за размножаване на торий може да бъде напълнен отново с торий. Необходима е обаче първоначална доставка на делящ се материал.
• Създаване на различни радиоактивни изотопи, като америций за използване в детектори за дим и кобалт-60, молибден-99 и други, използвани като индикатори и за лечение.
• Производство на материали за ядрени оръжия, като оръжеен плутоний
• Създаване на източник на неутронно лъчение (например импулсен реактор Lady Godiva) и позитронно лъчение (например анализ на неутронно активиране и калиево-аргоново датиране)
• Изследователски реактор: Реакторите обикновено се използват за научни изследвания и преподаване, тестване на материали или производство на радиоизотопи за медицината и индустрията. Те са много по-малки от енергийните реактори или корабните реактори. Много от тези реактори са разположени в университетски кампуси. Има около 280 такива реактора, работещи в 56 страни. Някои работят с високо обогатено ураново гориво. Полагат се международни усилия за замяна на нискообогатените горива.

Съвременни ядрени реактори

Тези реактори използват съд с високо налягане за съхранение на ядрено гориво, контролни пръти, модератор и охлаждаща течност. Охлаждането на реакторите и забавянето на неутроните става с течна вода под високо налягане. Горещата радиоактивна вода, която напуска съда с високо налягане, преминава през верига на парогенератор, който от своя страна загрява вторичната (нерадиоактивна) верига. Тези реактори съставляват повечетомодерни реактори. Това е устройство за нагряване на структурата на неутронен реактор, най-новите от които са ВВЕР-1200, усъвършенстваният реактор с вода под налягане и европейският реактор с вода под налягане. Реакторите на ВМС на САЩ са от този тип.

Реакторите с вряща вода са подобни на реакторите с вода под налягане без парогенератор. Реакторите с вряща вода също използват вода като охладител и модератор на неутрони като водни реактори под налягане, но при по-ниско налягане, което позволява на водата да кипи вътре в котела, създавайки пара, която завърта турбините. За разлика от реактора с вода под налягане, тук няма първи или втори контур. Капацитетът на нагряване на тези реактори може да е по-висок и те могат да бъдат по-опростени по дизайн и дори по-стабилни и безопасни. Това е устройство с термичен неутронен реактор, най-новите от които са усъвършенстваният реактор с кипяща вода и икономичният опростен ядрен реактор с кипяща вода.

Канадски дизайн (известен като CANDU), това са реактори с охладител под налягане с тежка вода. Вместо да се използва един съд под налягане, както при реакторите с вода под налягане, горивото се съдържа в стотици канали под високо налягане. Тези реактори работят с природен уран и са реактори с топлинни неутрони. Тежководните реактори могат да се презареждат с гориво, докато работят на пълна мощност, което ги прави много ефективни при използването на уран (това позволява потокът в активната зона да бъде прецизно контролиран). Реактори CANDU с тежка вода са построени в Канада, Аржентина, Китай, Индия, Пакистан, Румъния и Южна Корея. Индия също експлоатира редица тежководни реактори, често наричани „производни на CANDU“, построени след като канадското правителство прекрати ядрените си отношения с Индия след теста на ядреното оръжие на Усмихнатия Буда през 1974 г.

Съветска разработка, предназначена да произвежда плутоний, както и електричество. RBMK използват вода като охладител и графит като модератор на неутрони. RBMK са подобни на CANDU в някои отношения, тъй като могат да се презареждат по време на работа и използват тръби под налягане вместо съд с високо налягане (както при реакторите с вода под налягане). Въпреки това, за разлика от CANDU, те са много нестабилни и обемисти, което прави капака на реактора скъп. Редица критични пропуски в безопасността също бяха идентифицирани в проектите на RBMK, въпреки че някои от тези недостатъци бяха коригирани след катастрофата в Чернобил. Техен основна характеристикае използването на лека вода и необогатен уран. Към 2010 г. 11 реактора остават отворени, до голяма степен поради подобрените нива на безопасност и подкрепата от международни организации за безопасност като Министерството на енергетиката на САЩ. Въпреки тези подобрения, реакторите RBMK все още се считат за едни от най-опасните конструкции на реактори за използване. Реакторите RBMK се използват само в бившия Съветски съюз.

Те обикновено използват графитен неутронен модератор и охлаждаща течност CO2. Поради високите си работни температури, те могат да бъдат по-ефективни при производството на топлина от реакторите с вода под налягане. Има редица действащи реактори с този дизайн, главно в Обединеното кралство, където е разработена концепцията. По-старите разработки (т.е. Magnox Station) са или затворени, или ще бъдат затворени в близко бъдеще. Въпреки това подобрените реактори с газово охлаждане имат очакван експлоатационен живот от още 10 до 20 години. Реакторите от този тип са реактори с топлинни неутрони. Паричните разходи за извеждане от експлоатация на такива реактори могат да бъдат високи поради големия обем на активната зона.

Този реактор е проектиран да се охлажда с течен метал, без модератор, и произвежда повече гориво, отколкото консумира. Твърди се, че те са "развъдчици" на гориво, защото произвеждат делящо се гориво чрез улавяне на неутрони. Такива реактори могат да функционират по същия начин като реакторите с вода под налягане по отношение на ефективността, но те изискват компенсация за повишено налягане, тъй като използват течен метал, който не създава излишно налягане дори при много високи температури. BN-350 и BN-600 в СССР и Superphoenix във Франция бяха реактори от този тип, както и Fermi-I в САЩ. Реакторът Монджу в Япония, повреден от изтичане на натрий през 1995 г., възобнови работата си през май 2010 г. Всички тези реактори използват/са използвали течен натрий. Тези реактори са реактори на бързи неутрони и не спадат към реакторите с топлинни неутрони. Тези реактори са два вида:

Използването на олово като течен метал осигурява отлична защита срещу радиоактивно излъчване и позволява работа при много високи температури. Освен това оловото е (предимно) прозрачно за неутрони, така че по-малко неутрони се губят в охлаждащата течност и охлаждащата течност не става радиоактивна. За разлика от натрия, оловото обикновено е инертно, така че има по-малък риск от експлозия или злополука, но такива големи количества олово могат да причинят проблеми от гледна точка на токсичност и изхвърляне на отпадъци. В този тип реактор често могат да се използват оловно-бисмутови евтектични смеси. В този случай бисмутът ще окаже малко смущение на радиацията, тъй като не е напълно прозрачен за неутроните и може да мутира в друг изотоп по-лесно от оловото. Руската подводница от клас "Алфа" използва бърз реактор с оловно-бисмутово охлаждане като основна система за генериране на енергия.

Повечето реактори за размножаване на течни метали (LMFBRs) са от този тип. Натрият е сравнително лесен за получаване и лесен за работа, а също така помага за предотвратяване на корозия. различни частиреактор, потопен в него. Натрият обаче реагира бурно при контакт с вода, така че трябва да се внимава, въпреки че такива експлозии няма да бъдат много по-мощни от, например, изтичане на прегрята течност от SCWR или RWD реактор. EBR-I е първият реактор от този тип, чиято активна зона се състои от стопилка.

Те използват гориво, пресовано в керамични топки, в които газът циркулира през топките. Резултатът е ефективни, непретенциозни, много безопасни реактори с евтино, стандартизирано гориво. Прототипът беше реакторът AVR.

В тях горивото се разтваря във флуорни соли или флуоридите се използват като охлаждаща течност. Техните разнообразни системи за безопасност, висока ефективност и висока енергийна плътност са подходящи за Превозно средство. По-специално, те нямат части под високо налягане или запалими компоненти в сърцевината. Прототипът беше реакторът MSRE, който също използваше ториев горивен цикъл. Като размножителен реактор, той преработва отработеното гориво, извличайки както уран, така и трансуранови елементи, оставяйки само 0,1% от трансурановите отпадъци в сравнение с конвенционалните еднократни уранови леки водни реактори, които понастоящем работят. Отделен въпрос са радиоактивните продукти на делене, които не се преработват и трябва да се изхвърлят в конвенционални реактори.

Тези реактори използват гориво под формата на разтворими соли, които се разтварят във вода и се смесват с охлаждаща течност и неутронен модератор.

Иновативни ядрени системи и проекти

Усъвършенствани реактори

Повече от дузина напреднали проекти за реактори са на различни етапи на развитие. Някои са еволюирали от проекти на реактори RWD, BWR и PHWR, някои се различават по-съществено. Първите включват усъвършенствания реактор с кипяща вода (ABWR) (два от които работят в момента, а други са в процес на изграждане), както и планирания икономичен опростен реактор с кипяща вода (ESBWR) и инсталации AP1000 (виж Програма за ядрена енергия 2010).

Интегриран ядрен реактор с бързи неутрони(IFR) е построен, тестван и тестван през 80-те години на миналия век и след това е пенсиониран, след като администрацията на Клинтън напусна поста през 90-те години поради политиките за неразпространение на ядрени оръжия. Преработката на отработено ядрено гориво е вградена в неговия дизайн и следователно произвежда само малка част от отпадъците от работещите реактори.

Модулен високотемпературен реактор с газово охлажданереактор (HTGCR), е проектиран по такъв начин, че високи температуринамаляване на изходната мощност поради доплеровото разширяване на напречното сечение на неутронния лъч. Реакторът използва керамичен тип гориво, така че неговите безопасни работни температури надвишават температурния диапазон за намаляване на мощността. Повечето конструкции се охлаждат с инертен хелий. Хелият не може да причини експлозия поради разширяване на парите, не е абсорбатор на неутрони, който би причинил радиоактивност, и не разтваря замърсители, които биха могли да бъдат радиоактивни. Типичните проекти се състоят от повече слоеве пасивна защита (до 7), отколкото при реакторите с лека вода (обикновено 3). Уникална характеристика, която може да гарантира безопасността, е, че горивните топки всъщност формират сърцевината и се сменят една по една с течение на времето. Конструктивните характеристики на горивните клетки ги правят скъпи за рециклиране.

Малък, затворен, мобилен, автономен реактор (SSTAR)първоначално е тестван и разработен в САЩ. Реакторът е проектиран като реактор на бързи неутрони, със система за пасивна защита, която може да бъде изключена дистанционно, ако има съмнение за проблеми.

Чисто и екологично усъвършенстван реактор (CAESAR)е концепция за ядрен реактор, който използва пара като модератор на неутрони - дизайн, който все още се разработва.

Умаленият реактор с воден модератор се основава на подобрения реактор с кипяща вода (ABWR), който в момента е в експлоатация. Това не е пълен реактор на бързи неутрони, но използва главно епитермални неутрони, които имат скорости, междинни между топлинните и бързите.

Саморегулиращ се ядрен енергиен модул с водороден неутронен модератор (HPM)е проектен тип реактор, произведен от Националната лаборатория в Лос Аламос, който използва уранов хидрид като гориво.

Подкритични ядрени реакториса предназначени да бъдат по-безопасни и по-стабилни, но са сложни от инженерна и икономическа гледна точка. Един пример е Energy Booster.

Реактори на базата на торий. Възможно е да се преобразува торий-232 в U-233 в реактори, проектирани специално за тази цел. По този начин торият, който е четири пъти по-изобилен от урана, може да се използва за производството на ядрено гориво на основата на U-233. Смята се, че U-233 има благоприятни ядрени свойства в сравнение с конвенционално използвания U-235, по-специално по-добра неутронна ефективност и намаляване на количеството на произведените дълготрайни трансуранови отпадъци.

Подобрен тежководен реактор (AHWR)- предложен тежководен реактор, който ще представлява развитието на следващото поколение тип PHWR. В процес на разработка в Bhabha Nuclear Research Center (BARC), Индия.

КАМИНИ- уникален реактор, използващ като гориво изотопа уран-233. Построен в Индия в изследователския център BARC и Центъра за ядрени изследвания на Индира Ганди (IGCAR).

Индия също планира да изгради бързи реактори, използващи горивния цикъл торий-уран-233. FBTR (Fast Breeder Reactor) (Калпаккам, Индия) използва плутоний като гориво и течен натрий като охлаждаща течност по време на работа.

Какво представляват реакторите от четвърто поколение?

Четвъртото поколение реактори е колекция от различни теоретични проекти, които в момента се разглеждат. Тези проекти е малко вероятно да бъдат завършени до 2030 г. Настоящите реактори в експлоатация обикновено се считат за системи от второ или трето поколение. Системите от първо поколение не се използват от известно време. Разработката на това четвърто поколение реактори беше официално стартирана на Международен форумПоколение IV (GIF), базирано на осем технологични цели. Основните цели бяха да се подобри ядрената безопасност, да се увеличи устойчивостта на разпространение, да се сведат до минимум отпадъците и използването на природни ресурси и да се намалят разходите за изграждане и експлоатация на такива централи.

• Реактор на бързи неутрони с газово охлаждане
• Бърз реактор с оловен охладител
• Реактор с течна сол
• Бърз реактор с натриево охлаждане
• Суперкритичен ядрен реактор с водно охлаждане
• Свръхвисокотемпературен ядрен реактор

Какво представляват реакторите от пето поколение?

Петото поколение реактори са проекти, чиято реализация е възможна от теоретична гледна точка, но които не са обект на активно разглеждане и изследване в момента. Въпреки че такива реактори могат да бъдат изградени в настоящия или краткосрочен план, те не са привлекли голям интерес поради икономическа осъществимост, практичност или безопасност.

• Течнофазов реактор. Затворена верига с течност в сърцевината на ядрен реактор, където делящият се материал е под формата на разтопен уран или разтвор на уран, охладен от работен газ, инжектиран през отвори в основата на съда за съхранение.
• Газов реактор в активната зона. Опция за затворен цикъл за ракета с ядрен двигател, където делящият се материал е газообразен уранов хексафлуорид, разположен в кварцов контейнер. Работният газ (като водород) ще тече около този съд и ще абсорбира ултравиолетова радиацияв резултат на ядрена реакция. Този дизайн може да се използва като ракетен двигател, както се споменава в научнофантастичния роман на Хари Харисън от 1976 г. Skyfall. На теория използването на уранов хексафлуорид като ядрено гориво (а не като междинен продукт, както се прави в момента) би довело до по-ниски разходи за генериране на енергия и също така би намалило значително размера на реакторите. На практика реактор, работещ при такава висока плътност на мощността, ще произведе неконтролиран поток от неутрони, отслабвайки якостните свойства на голяма част от материалите на реактора. По този начин потокът би бил подобен на потока от частици, изпускани в термоядрени инсталации. Това от своя страна би наложило използването на материали, подобни на материалите, използвани в рамките на Международния проект за изграждане на инсталация за облъчване на материали в условия на термоядрена реакция.
• Газофазен електромагнитен реактор. Същото като газофазов реактор, но с фотоволтаични клетки, които преобразуват ултравиолетовата светлина директно в електричество.
• Фрагментационен реактор
• Хибриден ядрен синтез. Използват се неутроните, излъчени по време на сливането и разпадането на оригинала или "вещество в зоната на размножаване". Например, превръщането на U-238, Th-232 или отработено гориво/радиоактивни отпадъци от друг реактор в относително доброкачествени изотопи.

Реактор с газова фаза в активната зона. Вариант със затворен цикъл за ракета с ядрено задвижване, където делящият се материал е газ уранов хексафлуорид, разположен в кварцов контейнер. Работният газ (като водород) ще тече около този съд и ще абсорбира ултравиолетовото лъчение в резултат на ядрената реакция. Такъв дизайн може да се използва като ракетен двигател, както се споменава в научнофантастичния роман на Хари Харисън от 1976 г. Skyfall. На теория използването на уранов хексафлуорид като ядрено гориво (а не като междинен продукт, както се прави в момента) би довело до по-ниски разходи за генериране на енергия и също така би намалило значително размера на реакторите. На практика реактор, работещ при такава висока плътност на мощността, ще произведе неконтролиран поток от неутрони, отслабвайки якостните свойства на голяма част от материалите на реактора. По този начин потокът би бил подобен на потока от частици, изпускани в термоядрени инсталации. Това от своя страна би наложило използването на материали, подобни на материалите, използвани в рамките на Международния проект за изграждане на инсталация за облъчване на материали в условия на термоядрена реакция.

Газофазен електромагнитен реактор. Същото като газофазов реактор, но с фотоволтаични клетки, които преобразуват ултравиолетовата светлина директно в електричество.

Фрагментационен реактор

Хибриден ядрен синтез. Използват се неутроните, излъчени по време на сливането и разпадането на оригинала или "вещество в зоната на размножаване". Например, превръщането на U-238, Th-232 или отработено гориво/радиоактивни отпадъци от друг реактор в относително доброкачествени изотопи.

Термоядрени реактори

Контролираният ядрен синтез може да се използва в термоядрени електроцентрали за производство на електричество без усложненията, свързани с работата с актиниди. Въпреки това остават значителни научни и технологични пречки. Построени са няколко термоядрени реактора, но едва наскоро реакторите успяха да освободят повече енергия, отколкото консумират. Въпреки че изследванията са започнали през 50-те години на миналия век, очаква се комерсиален термоядрен реактор да заработи едва през 2050 г. В момента се полагат усилия за овладяване на енергията от термоядрения синтез в рамките на проекта ITER.

Ядрен горивен цикъл

Термичните реактори обикновено зависят от степента на пречистване и обогатяване на урана. Някои ядрени реактори могат да се захранват със смес от плутоний и уран (виж MOX гориво). Процесът, чрез който уранова руда се добива, обработва, обогатява, използва, евентуално рециклира и изхвърля, е известен като цикъл на ядрено гориво.

До 1% от урана в природата е лесно делящият се изотоп U-235. По този начин дизайнът на повечето реактори включва използването на обогатено гориво. Обогатяването включва увеличаване на дела на U-235 и обикновено се извършва чрез газова дифузия или в газова центрофуга. Обогатеният продукт допълнително се превръща в прах от уранов диоксид, който се пресова и изпича в гранули. Тези гранули се поставят в епруветки, които след това се запечатват. Тези тръби се наричат ​​горивни пръти. Всеки ядрен реактор използва много от тези горивни пръти.

Повечето търговски реактори BWR и PWR използват уран, обогатен до приблизително 4% U-235. В допълнение, някои индустриални реактори с големи икономии на неутрони изобщо не изискват обогатено гориво (т.е. те могат да използват естествен уран). Според Международната агенция за атомна енергия в света има най-малко 100 изследователски реактора, използващи силно обогатено гориво (оръжеен клас/90% обогатяване на уран). Рискът от кражба на този вид гориво (възможно за използване в производството на ядрени оръжия) доведе до кампания, призоваваща за преминаване към реактори, използващи ниско обогатен уран (който представлява по-малка заплаха от разпространение).

Делящ се U-235 и неделящ се, делящ се U-238 се използват в процеса на ядрена трансформация. U-235 се разпада от топлинни (т.е. бавно движещи се) неутрони. Топлинният неутрон е този, който се движи приблизително със същата скорост като атомите около него. Тъй като вибрационната честота на атомите е пропорционална на тяхната абсолютна температура, топлинният неутрон има по-голяма способност да разделя U-235, когато се движи със същата вибрационна скорост. От друга страна, U-238 е по-вероятно да улови неутрон, ако неутронът се движи много бързо. Атомът U-239 се разпада възможно най-бързо, за да образува плутоний-239, който сам по себе си е гориво. Pu-239 е ценно гориво и трябва да се има предвид дори при използване на високо обогатено ураново гориво. Процесите на разпадане на плутония ще доминират процесите на делене на U-235 в някои реактори. Особено след като първоначално зареденият U-235 е изчерпан. Плутоният се дели както в бързи, така и в топлинни реактори, което го прави идеален както за ядрени реактори, така и за ядрени бомби.

Повечето съществуващи реактори са топлинни реактори, които обикновено използват вода като модератор на неутрони (модератор означава, че забавя неутрона до топлинна скорост), а също и като охладител. Реакторът на бързи неутрони обаче използва малко по-различен тип охлаждаща течност, която няма да забави неутронния поток твърде много. Това позволява да преобладават бързите неутрони, които могат ефективно да се използват за постоянно попълване на запасите от гориво. Просто чрез поставяне на евтин, необогатен уран в ядрото, спонтанно неразпадащият се U-238 ще се превърне в Pu-239, „размножавайки“ горивото.

В базирания на торий горивен цикъл, торий-232 абсорбира неутрон както в бърз реактор, така и в топлинен реактор. Бета-разпадът на тория произвежда протактиний-233 и след това уран-233, който от своя страна се използва като гориво. Следователно, подобно на уран-238, торий-232 е плодороден материал.

Поддръжка на ядрен реактор

Количеството енергия в резервоар за ядрено гориво често се изразява като "дни на пълна мощност", което е броят на 24-часовите периоди (дни), през които реакторът работи на пълна мощност, за да произведе топлинна енергия. Дните на работа на пълна мощност в един работен цикъл на реактора (между интервалите, необходими за зареждане с гориво) са свързани с количеството разлагащ се уран-235 (U-235), съдържащ се в горивните касети в началото на цикъла. Колкото по-висок е процентът на U-235 в активната зона в началото на цикъла, толкова повече дни работа на пълна мощност ще позволи на реактора да работи.

В края на работния цикъл горивото в някои касети се "отработва", разтоварва и заменя под формата на нови (свежи) горивни касети. Също така тази реакция на натрупване на продукти от разпадане в ядреното гориво определя експлоатационния живот на ядреното гориво в реактора. Дори много преди да настъпи окончателният процес на делене на горивото, в реактора са се натрупали дълготрайни абсорбиращи неутрони странични продукти от разпада, предотвратявайки възникването на верижната реакция. Делът на активната зона на реактора, заменена по време на презареждането на реактора с гориво, обикновено е една четвърт за реактор с кипяща вода и една трета за реактор с вода под налягане. Погребването и съхранението на това отработено гориво е една от най-трудните задачи при организиране на експлоатацията на една промишленост атомна електроцентрала. Такива ядрени отпадъци са изключително радиоактивни и тяхната токсичност представлява риск за хиляди години.

Не всички реактори трябва да бъдат извадени от експлоатация за презареждане с гориво; например ядрени реактори със сферични горивни сърцевини, реактори RBMK, реактори с разтопена сол, реактори Magnox, AGR и CANDU позволяват горивните елементи да се движат по време на работа на централата. В реактор CANDU е възможно да се поставят отделни горивни елементи в активната зона по такъв начин, че да се регулира съдържанието на U-235 в горивния елемент.

Количеството енергия, извлечено от ядрено гориво, се нарича неговото изгаряне, което се изразява в топлинната енергия, произведена от първоначалното единично тегло на горивото. Изгарянето обикновено се изразява като топлинни мегават дни на тон основен тежък метал.

Безопасност на ядрената енергия

Ядрената безопасност представлява действия, насочени към предотвратяване на ядрени и радиационни аварии или локализиране на последствията от тях. Ядрената енергия подобри безопасността и производителността на реактора и също така въведе нови, по-безопасни проекти на реактори (които обикновено не са тествани). Въпреки това няма гаранция, че такива реактори ще бъдат проектирани, построени и ще могат да работят надеждно. Възникнаха грешки, когато проектантите на реактора в атомната електроцентрала Фукушима в Япония не очакваха, че цунами, генерирано от земетресение, ще изключи резервната система, която трябваше да стабилизира реактора след земетресението, въпреки многобройните предупреждения от NRG (националния изследователска група) и Японската администрация по ядрена безопасност. Според UBS AG ядрената авария Фукушима I поставя под въпрос дали дори развити икономики като Япония могат да осигурят ядрена безопасност. Възможни са и катастрофални сценарии, включително терористични атаки. Интердисциплинарен екип от MIT (Масачузетски технологичен институт) изчислява, че като се има предвид очакваният растеж на ядрената енергия, могат да се очакват най-малко четири сериозни ядрени аварии между 2005 и 2055 г.

Ядрени и радиационни аварии

Възникнали са сериозни ядрени и радиационни аварии. Авариите в атомната електроцентрала включват инцидента SL-1 (1961 г.), инцидентът на остров Три Майл (1979 г.), Чернобилска катастрофа(1986) и ядрена катастрофаФукушима Даичи (2011). Авариите на кораби с ядрени двигатели включват инциденти с реактори на K-19 (1961), K-27 (1968) и K-431 (1985).

Ядрените реактори са изстрелвани в орбита около Земята най-малко 34 пъти. Поредица от инциденти, включващи съветския безпилотен ядрен спътник RORSAT, доведоха до изхвърляне на отработено ядрено гориво в земната атмосфера от орбита.

Естествени ядрени реактори

Въпреки че често се смята, че реакторите на делене са продукт модерна технология, първите ядрени реактори съществуват в естествени условия. Естествен ядрен реактор може да се образува при определени условия, които имитират тези в конструиран реактор. Към днешна дата са открити до петнадесет естествени ядрени реактора в три отделни рудни находища на уранова мина Окло в Габон (Западна Африка). Добре известните „мъртви“ реактори Oklo са открити за първи път през 1972 г. от френския физик Франсис Перин. Самоподдържаща се реакция на ядрено делене е възникнала в тези реактори преди приблизително 1,5 милиарда години и е поддържана в продължение на няколкостотин хиляди години, произвеждайки средно 100 kW изходна мощност през този период. Концепцията за естествен ядрен реактор е обяснена теоретично през 1956 г. от Пол Курода в университета на Арканзас.

Такива реактори вече не могат да се образуват на Земята: радиоактивно разпаданепрез този огромен период от време намали дела на U-235 в естествения уран под нивото, необходимо за поддържане на верижна реакция.

Естествените ядрени реактори се образуват, когато богатите минерални залежи на уран започнаха да се запълват подземни води, който е действал като модератор на неутрони и началото на значителна верижна реакция. Неутронният модератор, под формата на вода, се изпарява, причинявайки ускоряване на реакцията, и след това се кондензира обратно, което води до забавяне на ядрената реакция и предотвратяване на стопяването. Реакцията на делене продължава стотици хиляди години.

Такива естествени реактори са обстойно изследвани от учени, интересуващи се от погребването на радиоактивни отпадъци в геоложки условия. Те предлагат казус за това как радиоактивните изотопи ще мигрират през слой от земната кора. Това ключов моментза критиците на геоложкото изхвърляне на отпадъци, които се страхуват, че изотопите, съдържащи се в отпадъците, могат да попаднат във водоизточниците или да мигрират в околната среда.

Екологични проблеми на ядрената енергетика

Ядрен реактор освобождава малки количества тритий, Sr-90, във въздуха и подземните води. Водата, замърсена с тритий, е без цвят и мирис. Големите дози Sr-90 повишават риска от рак на костите и левкемия при животните и вероятно при хората.