Типы реакторов атомных: Атомные электростанции (ч1)

Содержание

Водоохлаждаемые реакторы (ВОР) | МАГАТЭ

Водоохлаждаемые реакторы (ВОР) являлись фундаментом ядерной промышленности в XX веке. 96 процентов из 442 ныне действующих реакторов являются водоохлаждаемыми. Многие из действующих станций первоначально получили лицензии на эксплуатацию в течение 40 лет, но благодаря совершенствованию знаний сроки службы этих станций в настоящее время продлены до 60 лет с потенциальной возможностью дальнейшего продления срока их эксплуатации. Можно ожидать, что ВОР будут и далее играть важную роль в XXI веке.

Легководные реакторы (LWR) являются наиболее распространенным типом ВОР в мире, и существуют две их разновидности: реакторы с водой под давлением (PWR), в которых пар, приводящий в действие турбину, вырабатывается в отдельно стоящих парогенераторах; и кипящие реакторы (BWR), в которых пар, вырабатываемый в активной зоне реактора, направляется непосредственно в паровую турбину. Все LWR работают на топливе, обогащенном делящимся изотопом U-235.

В тяжеловодных реакторах (HWR) используется «обогащенная» вода, молекулы которой на 99 процентов состоят из атомов водорода, представляющих собой более тяжелый изотоп водорода – дейтерий. Эта тяжелая вода, используемая в качестве замедлителя нейтронов, позволяет более эффективно замедлять нейтроны и использовать топливо, не требующее обогащения.

Многие из уроков, извлеченных за последние 50 лет эксплуатации ВОР, в том числе уроки трех крупных аварий, по-прежнему учитываются при проектировании и эксплуатации существующих и усовершенствованных ВОР. К последним достижениям в области технологии ВОР относятся усовершенствования существующих проектов и разработка новых проектов, широкое принятие общих целей повышенной безопасности, а также более эффективное использование ресурсов и улучшение экономических показателей. Еще один важный аспект развития технологии ВОР связан с разработкой, испытаниями и сооружением малых модульных интегральных реакторов заводской готовности с водой под давлением.

В то время как в настоящее время ряд усовершенствованных ВОР сооружаются и готовы к внедрению, продолжается совершенствование технологии ВОР в областях безопасности, технологии сооружения и экономических параметров. Системы безопасности, предусмотренные в современных усовершенствованных ВОР, обладают пассивными функциями, которые энергонезависимы, как например, обеспечение более значительных запасов воды, что позволяет увеличить с нескольких часов до нескольких суток время устранения нештатных ситуаций в случае возникновения незапланированных условий, таких как продолжительное обесточивание станции.

В целях повышения теплового КПД и экономических показателей проводятся исследования и разработки в области сверхкритических водоохлаждаемых реакторов (SCWR). Сверхкритическая вода существует при температурах и давлениях, превышающих критические значения, когда невозможно различить жидкое и парообразное состояния. Вода в таком состоянии обычно используется в усовершенствованных электростанциях, использующих в качестве топлива уголь, мазут или газ. Как ожидается, КПД станций с SCWR будет приблизительно в 1,3 раза выше, чем у обычных станций с ВОР.

Агентство содействует международному обмену информацией в области совершенствования технологии ВОР и служит площадкой для международного сотрудничества в сфере технологических инноваций. Оно также оказывает помощь в обмене объективной и надежной информацией и знаниями о современной технологии ВОР. Государства-члены, участвуя в работе созданных МАГАТЭ технических рабочих групп по усовершенствованным технологиям для LWR и HWR, определяют области, представляющие интерес для международного сотрудничества. Эти рабочие группы представляют собой группы экспертов, вырабатывающие рекомендации и обеспечивающие поддержку осуществления программ, отражая работу глобальной сети обмена передовым опытом и экспертными знаниями в целях совершенствования технологий ВОР.

Действующие АЭС Украины

Атомная энергетика Украины берет свое начало с 1977 года, когда был введен в эксплуатацию первый энергоблок Чернобыльской АЭС. Согласно планам развития атомной энергетики в бывшем Советском Союзе на территории Украины должны были построить 9 атомных электростанций. В период с 1977 по 1989 года планировалось ввести в эксплуатацию 16 энергоблоков общей мощностью 14800 МВт на 5 атомных станциях: Запорожской, Ривненской, Хмельницкой, Чернобыльской, Южно-Украинской.

Возрастающая потребность в электроэнергии способствовала быстрому строительству энергоблоков: на момент техногенной аварии на четвертом энергоблоке Чернобыльской АЭС в апреле 1986 года в Украине в эксплуатации находились 10 энергоблоков, 8 из которых мощностью 1000 МВт (четыре ВВЭР-1000 и четыре РБМК-1000). С 1986 года и по 1990 год были введены в эксплуатацию еще 6 атомных энергоблоков 1000 МВт каждый: три на Запорожской АЭС и по одному на Южно-Украинской, Ривненской и Хмельницкой АЭС. Но после аварии на Чернобыльской, в августе 1990 года Верховная Рада Украины объявила мораторий на строительство и введение в эксплуатацию новых атомных энергоблоков, в результате чего строительство новых энергоблоков Хмельницкой, Запорожской и Ривненской АЭС было приостановлено.

После отмены Верховной Радой Украины моратория возникли вопросы, касающиеся возобновления и реконструкции недостроенных энергоблоков. Строительство и введение были необходимв прежде всего для компенсации мощностей энергоблоков, которые отработали свой ресурс, замены блоков, которые не удовлетворяют современные требования безопасности.

В декабре 1991 года предприятия атомной энергетики были объединены в концерн «Укратомэнергопром», который в январе 1993 был реорганизован в Государственный комитет Украины по использованию ядерной энергии – Госкоматом Украины.

В 1993 году были возобновлены работы на 6-м блоке Запорожской АЭС, 4-м блоке Ривненской АЭС и 2-м – Хмельницкой АЭС.

В октябре 1995 года состоялся энергетический пуск 6-го блока Запорожской АЭС. Запорожская атомная станция с установленной мощностью 6 млн кВт стала самой крупной в Европе.

17 октября 1996 года согласно постановлению Кабинета Министров Украины №1268 было создано Государственное предприятие «Национальная атомная энергогенерирующая компания «Энергоатом».

Чернобыльская АЭС — первая украинская атомная электростанция, эксплуатация которой была приостановлена до окончания проектного ресурса. Сегодня три блока станции с реакторами РБМК-1000 находятся на этапе снятия с эксплуатации, в частности 2-ой энергоблок – с 1991 года после пожара в машинном зале, 1-ый энергоблок – с 1996 года согласно решению украинского Правительства, 3-ий блок остановлен в конце 2000 года.

Постановлением Кабинета Министров Украины № 399 от 25 апреля 2001 года Чернобыльская АЭС выведена из состава НАЭК «Энергоатом». Ей присвоен статус государственного специализированного предприятия.

Сегодня в эксплуатации на АЭС Украины находятся 15 энергоблоков, из них 13 – с реакторами типа ВВЭР-1000 и 2 – ВВЭР-440 с общей установленной мощностью 13 835 МВт, что составляет 26,3% от суммарной установленной мощности всех электростанций Украины.

Блок №	Тип реакторной установки	Установленная электрическая мощность (МВт)	Дата энергопуска	Дата завершения проектного срока эксплуатации
Запорожская АЭС
1	ВВЭР 1000/320	1000	10. 12.1984	23.12.2015 (продлен до 23.12.2025)
2	ВВЭР 1000/320	1000	22.07.1985	19.02.2016 (продлен до 19.02.2026)
3	ВВЭР 1000/320	1000	10.12.1986	05.03.2017 (продлен до 05.03.2027)
4	ВВЭР 1000/320	1000	18.12.1987	04.04.2018 (продлен до 04.04.2028)
5	ВВЭР 1000/320	1000	14.08.1989	27.05.2020
6	ВВЭР 1000/320	1000	19.10.1995	21.10.2026
Ривненская АЭС
1	ВВЭР 440/213	420	22. 12.1980	22.12.2010 (продлен до 22.12.2030)
2	ВВЭР440/213	415	22.12.1981	22.12.2011 (продлен до 22.12.2031)
3	ВВЭР1000/320	1000	21.12.1986	11.12.2017 (продлен до 11.12.2037)
4	ВВЭР1000/320	1000	10.10.2004	07.06.2035
Южно-Украинская АЭС
1	ВВЭР 1000/302	1000	31.12.1982	02.12.2013 (продлен до 02.12.2023)
2	ВВЭР 1000/338	1000	06.01.1985	12.05.2015 (продлен до 31.12.2025)
3	ВВЭР 1000/320	1000	20. 09.1989	10.02.2020
Хмельницкая АЭС
1	ВВЭР 1000/320	1000	22.12.1987	13.12.2028
2	ВВЭР 1000/320	1000	08.08.2004	07.09.2035

На протяжении длительного периода атомная энергетика обеспечивает существенную долю общего производства электроэнергии в Украине (до 60%).

На сегодня для всех энергоблоков Украины выполнен анализ безопасности действующих энергоблоков. Результаты проведенного анализа свидетельствуют:

энергоблоки эксплуатируются безопасно с допустимым уровнем рисков. Требования по обеспечению безопасности реакторных установок, предусмотренные проектом, научно-технической документацией и международной практикой, выполняются в достаточном объеме;
выявленные дефициты безопасности и отклонения от требований нормативных документов позволяют эксплуатировать энергоблоки в проектных рамках и не требу ют остановки энергоблоков для их устранения.

Источник: www.energoatom.kiev.ua

Nuclear Essentials — Всемирная ядерная ассоциация

Ядерные реакторы бывают разных форм и размеров. Большинство из них достаточно велики, чтобы снабжать энергией крупные города, и в дополнение к ним разрабатываются небольшие реакторы. Большинство использует воду для охлаждения своих ядер, в то время как другие используют газ или металлы.

Три кипящих реактора (BWR) на АЭС Оскарсхамн, Швеция (Изображение: Uniper).

Во всем мире около 425 реакторов мощностью от 30 до 1660 МВт имеют водяное охлаждение. Существует два основных типа реакторов с водяным охлаждением: легководные реакторы (в которых используется обычная вода) и тяжеловодные реакторы (в которых используется химически отличающийся тип воды). В настоящее время используются три основных семейства реакторов с водяным охлаждением:

Реакторы с водой под давлением (PWR) составляют почти 70% мирового парка реакторов. Конструкция отличается наличием первичного контура охлаждения, проходящего через активную зону реактора, и вторичного контура, в котором вырабатывается пар для привода турбины. Вода в первом контуре не закипает за счет повышения давления в реакторах. Вода во вторичном контуре находится под меньшим давлением и поэтому закипает, вращая турбину для выработки электроэнергии.

Реакторы с кипящей водой (BWR) являются вторым наиболее распространенным типом реакторов в мире, составляя примерно 15% мирового парка. В отличие от PWR, эта конструкция имеет один контур, в котором вода удерживается под давлением, позволяющим ей кипеть. Пар, образующийся в реакторе, подается непосредственно на турбину. BWR в основном встречаются в США, Японии, Швеции и Тайване.

Тяжеловодные реакторы под давлением (PWHR) являются третьим наиболее распространенным типом реакторов, составляющим 11% мирового парка. В конструкции используется тяжелая вода, химически иная форма воды, для охлаждения и контроля ядерных реакций. Используя тяжелую воду, можно использовать природный уран в качестве топлива, а не обогащенное топливо, используемое в реакторах PWR и BWR. Тяжеловодные реакторы в основном связаны с Канадой, но они также используются в Индии, Аргентине, Румынии, Пакистане и Китае.

Малые модульные реакторы (ММР)

ММР — это не отдельный тип реактора, а скорее семейство различных конструкций реакторов, которые меньше, чем большинство действующих в настоящее время реакторов. Легководные ММР, вероятно, появятся ближе к концу 2020-х годов, а их широкое развертывание произойдет в начале 2030-х годов. Для коммерциализации более новых разработок потребуется больше времени. Предлагается множество различных конструкций и размеров, от нескольких мегаватт до нескольких сотен.

Первая в мире плавучая атомная электростанция «Академик Ломоносов» является ММР (Изображение: Росатом).

SMR предлагают ряд различных преимуществ, дополняющих большие реакторы. Учитывая их размер, небольшие реакторы хорошо подходят для удаленных районов и сетей, которые слишком малы для размещения ядерного реактора гигаваттного масштаба. Кроме того, еще одним преимуществом ММР является перспектива так называемой модульности, при которой большинство, если не все, компоненты реакторов изготавливаются и собираются на заводе перед отправкой на место для установки.

Если вы хотите узнать больше о малых модульных реакторах, посетите нашу информационную библиотеку.

Ядерные конструкции будущего

В то время как в большинстве современных реакторов для охлаждения активной зоны используется вода, продолжаются исследования и разработки реакторов, использующих в качестве теплоносителя жидкие металлы, расплавленные соли или газы. Разработка этих реакторов может предложить более эффективную ядерную энергетику с новыми интересными приложениями. Многие типы неводяных реакторов успешно эксплуатируются в мире в течение многих лет, в основном на экспериментальном уровне.

Белоярская АЭС, Россия, где расположены два реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (Изображение: Росатом).

Жидкометаллические реакторы на быстрых нейтронах (LMFRs) используют различные жидкие металлы (например, натрий, свинец) для охлаждения активной зоны. Реакторы на жидком металле могут работать на уране в металлической форме (нынешние реакторы в основном используют уран в керамической форме), а также на переработанных ядерных отходах (например, плутонии, младших актинидах). Единственными действующими в мире быстрыми реакторами являются реакторы БН-600 и БН-800 с натриевым теплоносителем, расположенные на Белоярской АЭС в России.

Реакторы на расплавленных солях (MSR) используют соли в качестве теплоносителя либо с твердотопливными стержнями (аналогично современным реакторам), либо с топливом, растворенным в самой соли. MSR могут использовать ряд видов топлива, таких как уран, плутоний, актиниды из ядерных отходов и торий, в зависимости от того, работают ли они как быстрые реакторы. Поскольку MSR могут работать при высоких температурах, их можно использовать для производства водорода и тепла для различных промышленных применений.

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) охлаждаются газом (например, гелием, углекислым газом), а урановое топливо имеет форму топливных стержней (окруженных графитовыми блоками) или топливных частиц (урановые «шарики», покрытые различными материалами, такими как карбид кремния). HTGR работают при очень высоких температурах (> 800 ° C) и хорошо подходят для производства синтетического топлива и централизованного и промышленного тепла.

Многие разрабатываемые реакторы являются так называемыми «быстрыми» реакторами, в которых нейтроны от цепной ядерной реакции не замедляются, в отличие от обычных реакторов, где реакция замедляется водой и/или графитом. Быстрые реакторы представляют собой технологический шаг вперед и будут способны перерабатывать ядерные отходы существующих ядерных реакторов и радикально увеличивать количество энергии, которую мы можем получить из ядерного топлива — примерно с 5% сегодня до 9%. 0%+.

Если вы хотите узнать больше о конструкциях реакторов будущего, посетите нашу информационную библиотеку.

Ядерные термоядерные реакторы

Ядерный синтез — это процесс, приводящий в движение звезды, при котором сотни миллионов тонн водорода сливаются в гелий, производя огромное количество тепла и света. Исследования в области ядерного синтеза ведутся с 1940-х годов. Как и ядерное деление, термоядерный синтез является низкоуглеродным источником энергии, не выделяющим парниковых газов или других загрязняющих веществ. Термоядерный синтез — многообещающая технология с обильным топливом (ванны с водой и лития из батареи ноутбука было бы достаточно, чтобы обеспечить электроэнергией одного человека на всю жизнь), но маловероятно, что первая коммерческая термоядерная электростанция будет введена в эксплуатацию. до 2050-х годов.

Если вы хотите узнать больше о ядерном синтезе, посетите нашу информационную библиотеку.

Большинство экспериментальных термоядерных реакторов в мире представляют собой сосуды в форме пончика, называемые токамаками (Изображение: ИТЭР).

Вас также может заинтересовать

Япония: ядерный топливный цикл

Дания

Атомная энергетика в современном мире

Ядерный реактор | Определение, история и компоненты

ядерный реактор

Посмотреть все СМИ

Ключевые люди:: Вернер Гейзенберг
Игорь Васильевич Курчатов
Хайман Дж. Риковер
Фредерик Жолио-Кюри
Ирен Жолио-Кюри

Похожие темы:: термоядерный реактор
реактор-размножитель
энергетический реактор
затемнение станции
переходный без аварийного отключения

Просмотреть весь связанный контент →

Сводка

Прочтите краткий обзор этой темы

ядерный реактор , любое из класса устройств, которые могут инициировать и контролировать самоподдерживающуюся серию ядерных делений. Ядерные реакторы используются в качестве исследовательских инструментов, в качестве систем для производства радиоактивных изотопов и, прежде всего, в качестве источников энергии для атомных электростанций.

Принцип работы

Ядерные реакторы работают по принципу ядерного деления, процесса, при котором тяжелое атомное ядро расщепляется на два меньших фрагмента. Ядерные фрагменты находятся в очень возбужденном состоянии и испускают нейтроны, другие субатомные частицы и фотоны. Испущенные нейтроны могут затем вызвать новые деления, которые, в свою очередь, дадут больше нейтронов и так далее. Такая непрерывная самоподдерживающаяся серия делений представляет собой цепную реакцию деления. При этом выделяется большое количество энергии, и эта энергия является основой ядерных энергетических систем.

В атомной бомбе цепная реакция предназначена для увеличения интенсивности до тех пор, пока большая часть материала не расщепится. Это увеличение происходит очень быстро и приводит к чрезвычайно быстрым, чрезвычайно энергичным взрывам, характерным для таких бомб. В ядерном реакторе цепная реакция поддерживается на контролируемом, почти постоянном уровне. Ядерные реакторы устроены так, что они не могут взорваться, как атомные бомбы.

Большая часть энергии деления — примерно 85 процентов — высвобождается в течение очень короткого времени после того, как процесс произошел. Остальная часть энергии, произведенной в результате события деления, поступает от радиоактивного распада продуктов деления, которые представляют собой осколки деления после испускания ими нейтронов. Радиоактивный распад — это процесс, при котором атом достигает более стабильного состояния; процесс распада продолжается даже после прекращения деления, и его энергия должна учитываться в любой правильной конструкции реактора.

Britannica Quiz

Знаете ли вы, какой афроамериканский изобретатель создал какой продукт?

Кто изобрел противогаз? Кто изобрел первую форму домашней системы безопасности? Проверьте свои знания. Пройди тест.

Ход цепной реакции определяется вероятностью того, что нейтрон, выделившийся при делении, вызовет последующее деление. Если количество нейтронов в реакторе уменьшится за определенный период времени, скорость деления уменьшится и в конечном итоге упадет до нуля. В этом случае реактор будет находиться в так называемом подкритическом состоянии. Если с течением времени популяция нейтронов поддерживается с постоянной скоростью, скорость деления останется постоянной, и реактор будет находиться в так называемом критическом состоянии. Наконец, если популяция нейтронов со временем будет увеличиваться, скорость деления и мощность увеличатся, и реактор окажется в сверхкритическом состоянии.

Перед запуском реактора нейтронная популяция близка к нулю. Во время пуска реактора операторы удаляют управляющие стержни из активной зоны, чтобы способствовать делению в активной зоне реактора, фактически временно переводя реактор в сверхкритическое состояние. Когда реактор приближается к номинальному уровню мощности, операторы частично вставляют регулирующие стержни, со временем уравновешивая количество нейтронов. В этот момент реактор поддерживается в критическом состоянии, или в так называемом стационарном режиме. Когда реактор должен быть остановлен, операторы полностью вставляют регулирующие стержни, препятствуя возникновению деления и переводя реактор в подкритическое состояние.

Оформите подписку Britannica Premium и получите доступ к эксклюзивному контенту.
Подпишитесь сейчас

Управление реактором

Обычно в ядерной промышленности используется параметр реактивности, который является мерой состояния реактора по отношению к тому состоянию, в котором он находился бы, если бы находился в критическом состоянии. Реактивность положительна, когда реактор находится в сверхкритическом состоянии, равна нулю при критичности и отрицательна, когда реактор находится в подкритическом состоянии. Реактивность можно контролировать различными способами: добавляя или удаляя топливо, изменяя соотношение нейтронов, выходящих из системы, к тем, которые остаются в системе, или изменяя количество поглотителя, конкурирующего с топливом за нейтроны. В последнем методе количество нейтронов в реакторе регулируется путем изменения поглотителей, которые обычно имеют форму подвижных регулирующих стержней (хотя в менее распространенной конструкции операторы могут изменять концентрацию поглотителя в теплоносителе реактора). С другой стороны, изменения утечки нейтронов часто происходят автоматически. Например, увеличение мощности приведет к уменьшению плотности теплоносителя реактора и, возможно, к его закипанию. Это уменьшение плотности теплоносителя увеличит утечку нейтронов из системы и, таким образом, снизит реактивность — процесс, известный как отрицательная обратная связь по реактивности. Утечка нейтронов и другие механизмы отрицательной обратной связи реактивности являются жизненно важными аспектами конструкции безопасного реактора.

Типичное взаимодействие деления происходит порядка одной пикосекунды (10 ⁻¹² секунд). Эта чрезвычайно высокая скорость не дает оператору реактора достаточно времени, чтобы наблюдать за состоянием системы и реагировать соответствующим образом. К счастью, управлению реактором помогает присутствие так называемых запаздывающих нейтронов, которые представляют собой нейтроны, испускаемые продуктами деления через некоторое время после того, как произошло деление.