|
Arabic
Bengali
Chinese
English
French
German
Hebrew
Hindi
Italian
Japanese
Korean
Malay
Polish
Portuguese
Spanish
Turkish
Ukrainian
Vietnamese
ІСТОРІЯ ТЕХНІКИ, ТЕХНОЛОГІЇ, ПРЕДМЕТІВ НАВКОЛО НАС
Ядерний реактор на швидких нейтронах. Історія винаходу та виробництва
Довідник / Історія техніки, технології, предметів довкола нас Перша у світі атомна електростанція (АЕС), побудована у місті Обнінську під Москвою, дала струм у червні 1954 року. Потужність її була дуже скромною - 5 МВт. Проте вона зіграла роль експериментальної установки, де накопичувався досвід експлуатації майбутніх великих АЕС. Вперше було доведено можливість виробництва електричної енергії з урахуванням розщеплення ядер урану, а чи не з допомогою спалювання органічного палива і з допомогою гідравлічної енергії.
АЕС використовує ядра важких елементів - урану та плутонію. При розподілі ядер виділяється енергія - вона і "працює" в атомних електростанціях. Але можна використовувати лише ядра, що мають певну масу – ядра ізотопів. В атомних ядрах ізотопів міститься однакове число протонів і різне - нейтронів, через що ядра різних ізотопів одного й того самого елемента мають різну масу. У урану, наприклад, 15 ізотопів, але у ядерних реакціях бере участь лише уран-235. Реакція поділу протікає в такий спосіб. Ядро урану мимоволі розпадається на кілька уламків; серед них є частки високої енергії – нейтрони. У середньому на кожні 10 розпадів припадає 25 нейтронів. Вони потрапляють у ядра сусідніх атомів і розбивають їх, вивільняючи нейтрони та величезну кількість тепла. При розподілі грам урану виділяється стільки ж тепла, скільки при згорянні трьох тонн кам'яного вугілля. Простір у реакторі, де знаходиться ядерне паливо, називають активною зоною. Тут йде розподіл атомних ядер урану та виділяється теплова енергія. Щоб оберігати обслуговуючий персонал від шкідливого випромінювання, що супроводжує ланцюгову реакцію, стінки реактора роблять досить товстими. Швидкістю ланцюгової ядерної реакції управляють регулюючі стрижні з речовини, що поглинає нейтрони (найчастіше це бор чи кадмій). Чим глибше опускають стрижні в активну зону, тим більше вони поглинають нейтронів, тим менше нейтронів бере участь у реакції і менше виділяється тепла. І навпаки, коли регулюючі стрижні піднімають з активної зони, кількість нейтронів, що беруть участь у реакції, зростає, все більше атомів урану ділиться, звільняючи приховану в них теплову енергію. На випадок, якщо виникне перегрів активної зони, передбачено аварійну зупинку ядерного реактора. Аварійні стрижні швидко падають у активну зону, інтенсивно поглинають нейтрони, ланцюгова реакція сповільнюється чи припиняється. Тепло з ядерного реактора виводять за допомогою рідкого або газоподібного теплоносія, що прокачують насосами через активну зону. Теплоносієм може бути вода, металевий натрій чи газоподібні речовини. Він відбирає у ядерного палива тепло та передає його в теплообмінник. Ця замкнута система з теплоносієм називається першим контуром. У теплообміннику тепло першого контуру нагріває до кипіння воду другого контуру. Пар, що утворюється, направляють в турбіну або використовують для теплофікації промислових і житлових будівель.
До катастрофи на АЕС у Чорнобилі радянські вчені впевнено говорили про те, що найближчими роками в атомній енергетиці широко використовуватимуть два основні типи реакторів. Один з них, ВВЕР – водо-водяний енергетичний реактор, а інший – РБМК – реактор великої потужності, канальний. Обидва типи належать до реакторів на повільних (теплових) нейтронах. У водо-водяному реакторі активна зона укладена у величезний діаметром 4 і висотою 15 метрів сталевий корпус-циліндр з товстими стінами і масивною кришкою. Усередині корпусу тиск сягає 160 атмосфер. Теплоносієм, що відбирає тепло в зоні реакції, служить вода, яку прокачують насосами. Ця вода служить і сповільнювачем нейтронів. У парогенераторі вона нагріває і перетворює на пару воду другого контуру. Пара надходить у турбіну і обертає її. І перший і другий контури – замкнуті. Раз на півроку ядерне пальне, що вигоріло, замінюють на свіже, для чого треба реактор зупинити і охолодити. У Росії за цією схемою працюють Нововоронезька, Кольська та інші АЕС. У РБМК сповільнювачем є графіт, а теплоносієм - вода. Пара для турбіни виходить безпосередньо в реакторі і туди ж повертається після використання в турбіні. Паливо в реакторі можна заміняти поступово, не зупиняючи та не розхолоджуючи його. Перша у світі Обнінська АЕС належить саме до цього типу. За тією ж схемою побудовано Ленінградську, Чорнобильську, Курську, Смоленську станції великої потужності. Однією із серйозних проблем АЕС є утилізація ядерних відходів. У Франції, наприклад, цим займається велика фірма "Кожема". Паливо, що містить уран і плутоній, з великою обережністю, у спеціальних транспортних контейнерах - герметичних та охолоджуваних - прямує на переробку, а відходи - на скло і поховання. "Нам показали окремі етапи переробки палива, привезеного з АЕС з найбільшою обережністю, - пише в журналі "Наука і життя" І. Лаговський. - Розвантажувальні автомати, камера розвантаження. Заглянути до неї можна через вікно. Товщина скла у вікні 1 метр 20 сантиметрів У вікна маніпулятор Неймовірна чистота навколо Білі комбінезони М'яке світло, штучні пальми та троянди Теплиця зі справжніми рослинами для відпочинку після роботи в зоні Шафи з контрольною апаратурою МАГАТЕ - міжнародного агентства з атомної енергії Операторський зал - два півкола , - звідси керують розвантаженням, різанням, розчиненням, остекловыванием Всі операції, всі переміщення контейнера послідовно відбиваються на дисплеях у операторів Самі зали робіт з матеріалами високої активності знаходяться досить далеко, з іншого боку вулиці. Засклені відходи невеликі за обсягом. Їх укладають у сталеві контейнери і зберігають у шахтах, що вентилюються, поки не повезуть на місце остаточного поховання... Самі контейнери є твір інженерного мистецтва, метою якого було спорудити щось таке, що неможливо зруйнувати. Залізничні платформи, завантажені контейнерами, пускали під укіс, таранили на повному ходу зустрічними поїздами, влаштовували інші мислимі та немислимі аварії під час перевезення - контейнери витримували все". Після чорнобильської катастрофи 1986 року вчені стали сумніватися у безпеці експлуатації АЕС і особливо реакторів типу РБМК. Тип ВВЕР у цьому плані благополучніше: аварія на американської станції Тримайл-айленд 1979 року, де частково розплавилася активна зона реактора, радіоактивність не вийшла межі корпусу. На користь ВВЕР свідчить тривала безаварійна експлуатація японських АЕС. І, тим не менш, є ще один напрямок, який, на думку вчених, здатний забезпечити людство теплом і світлом на найближче тисячоліття. Маються на увазі реактори на швидких нейтронах, або реактори-розмножувачі. Вони використовується уран-238, але задля отримання не енергії, а пального. Цей ізотоп добре поглинає швидкі нейтрони і перетворюється на інший елемент – плутоній-239. Реактори на швидких нейтронах дуже компактні: їм не потрібні ні сповільнювачі, ні поглиначі – їхня роль грає уран-238. Називаються вони реакторами-розмножувачами або бридерами (від англійського слова "breed" - розмножувати). Відтворення ядерного пального дозволяє в десятки разів повніше використовувати уран, тому реактори на швидких нейтронах вважаються одним із перспективних напрямів атомної енергетики. У реакторах такого типу, окрім тепла, напрацьовується ще й вторинне ядерне паливо, яке можна використати надалі. Тут ні першому, ні другому контурах немає високого тиску. Теплоносій – рідкий натрій. Він циркулює в першому контурі, нагрівається сам і передає тепло натрію другого контуру, а той, своєю чергою, нагріває воду в пароводяному контурі, перетворюючи її на пару. Теплообмінники ізольовані від реактора. Одна з таких перспективних станцій - їй дали назву Монзю - була побудована в районі Шираки на узбережжі Японського моря в курортній зоні за чотириста кілометрів на захід від столиці. "Для Японії, - каже керівник відділу ядерної корпорації Кансаї К. Такеноучі, - використання реакторів-розмножувачів означає можливість зменшити залежність від привізного природного урану за рахунок багаторазового використання плутонію. Тому зрозуміле наше прагнення розробки та вдосконалення "швидких реакторів", досягнення технічного рівня , здатного витримати конкуренцію із сучасними АЕС щодо економічності та безпеки. Розвиток реакторів-розмножувачів має стати основною програмою вироблення електроенергії у найближчому майбутньому". Будівництво реактора Монзю – вже друга стадія освоєння реакторів на швидких нейтронах у Японії. Першою було проектування та будівництво експериментального реактора Джойо (що японською означає "вічне світло") потужністю 50-100 МВт, який почав працювати в 1978 році. На ньому досліджувалися поведінка палива, нові конструкційні матеріали, вузли. Проект Монзю стартував 1968 року. У жовтні 1985 року почали споруджувати станцію – рити котлован. У процесі освоєння майданчика 2 мільйони 300 тисяч кубометрів скельного ґрунту було скинуто у море. Теплова потужність реактора – 714 МВт. Паливом служить суміш оксидів плутонію та урану. В активній зоні 19 регулюючих стрижнів, 198 паливних блоків, у кожному з яких по 169 паливних стрижнів (тепловиділяючих елементів - ТВЕЛ) діаметром 6,5 міліметрів. Вони оточені радіальними паливовідтворюючими блоками (172 штуки) та блоками нейтронних екранів (316 штук). Весь реактор зібраний як матрьошка, тільки розібрати його неможливо. Величезний корпус реактора з нержавіючої сталі (діаметр - 7,1 метра, висота - 17,8 метра), поміщений у захисний кожух на випадок, якщо при аварії розіллється натрій. "Сталеві конструкції камери реактора, - повідомляє в журналі "Наука і життя" А Лаговський, - обичайки та стінові блоки - як захист заповнені бетоном. Первинні натрієві системи охолодження разом з корпусом реактора оточені протиаварійною оболонкою з ребрами жорсткості - її внутрішній діаметр 49,5, 79,4 метрів, а висота - 13,5 м. Еліпсоїдне дно цієї громади лежить на суцільній бетонній подушці заввишки 1 м. Оболонка оточена півтораметровим кільцевим зазором, а далі слідує товстий шар (1,8-0,5 метра) армованого бетону. також захищений шаром армованого бетону завтовшки XNUMX метра. Слідом за протиаварійною оболонкою влаштований ще один захисний корпус – допоміжний – розміром 100 на 115 метрів, що відповідає вимогам протисейсмічного будівництва. Чим не саркофаг? У допоміжному корпусі реактора розміщені вторинні системи натрієвого охолодження, пароводяні системи, завантажувально-розвантажувальні пристрої палива, резервуар для зберігання відпрацьованого палива. В окремих приміщеннях розташовані турбогенератор та резервні дизель-генератори. Міцність протиаварійної оболонки розрахована як на надлишковий тиск 0,5 атмосфери, так і на вакуум 0,05 атмосфери. Вакуум може утворитися при вигорянні кисню в кільцевому зазорі, якщо розіллється рідкий натрій. Всі бетонні поверхні, які можуть увійти в контакт з натрієм, що розлився, суцільно облицьовані сталевими листами, досить товстими для того, щоб витримати теплові напруги. Так захищаються на той випадок, якого взагалі може і не статися, оскільки має бути гарантія і на трубопроводи, і на всі інші частини атомної установки. Автор: Муський С.А.
▪ Скануючий зондовий мікроскоп ▪ лазер ▪ Календар
Машина для проріджування квітів у садах
02.05.2024 Удосконалений мікроскоп інфрачервоного діапазону
02.05.2024 Пастка для комах
01.05.2024
▪ Виявлено клітини, які відповідають за тягу до спиртного ▪ Трансімпедансні операційні підсилювачі до 2,1 ГГц
▪ розділ сайту Побутова електроніка. Добірка статей ▪ стаття Я про одне й те саме не вмію думати двічі. Крилатий вислів ▪ стаття Чи є у риби серце? Детальна відповідь ▪ стаття Уллюко бульбоносний. Легенди, вирощування, способи застосування ▪ стаття Параметричний регулятор тембру. Енциклопедія радіоелектроніки та електротехніки ▪ стаття УКХ ЧС приймач на 145 МГц. Енциклопедія радіоелектроніки та електротехніки
Головна сторінка | Бібліотека | Статті | Карта сайту | Відгуки про сайт
www.diagram.com.ua |
Рекомендуємо цікаві статті розділу 
Дивіться інші статті розділу 
Останні новини науки та техніки, новинки електроніки:
All languages of this page