Принцип действия атомного реактора в атомных судах

Обновлено: 14.05.2024

В средине двадцатого века внимание человечества было сосредоточено вокруг атома и объяснения учеными ядерной реакции, которую первоначально решили использовать в военных целях, изобретая согласно Манхэттенскому проекту первые ядерные бомбы. Но в 50-х годах XX века ядерный реактор в СССР применили в мирных целях. Общеизвестно, что 27 июня 1954 года на службу человечества поступила первая в мире атомная электростанция мощностью 5000 кВт. Сегодня ядерный реактор позволяет вырабатывать электроэнергию в 4000 МВт и более, то есть в 800 раз больше, чем было полвека назад.

Что такое ядерный реактор: основное определение и главные комплектующие элементы агрегата

Какие основополагающие принципы работы ядерного реактора определяются учеными-физиками и почему они незыблемы

Основополагающий принцип работы ядерного реактора базируется на особенностях проявления ядерной реакции. В момент стандартного физического цепного ядерного процесса протекает взаимодействие частицы с атомным ядром, как следствие, ядро превращается в новое с выделением вторичных частиц, которые ученые называют гамма-квантами. Во время ядерной цепной реакции высвобождается огромное количество тепловой энергии. Пространство, в котором протекает цепная реакция, называется активной зоной реактора.

Интересный факт! Активная зона внешне напоминает собой котел, через который протекает обычная вода, выполняющая роль теплоносителя.

Для упреждения потери нейтронов зону актива реактора окружают специальным отражателем нейтронов. Его первостепенная задача – отбрасывать большую часть вылетающих нейтронов внутрь активной зоны. В качестве отражателя используют обычно то же вещество, которое служит замедлителем.

Главное управление ядерным реактором происходит с помощью специальных регулирующих стержней. Известно, что эти стержни вводятся в активную зону реактора и создают все условия для функционирования агрегата. Обычно управляющие стержни изготавливаются из химических соединений бора и кадмия. Почему используются именно эти элементы? Да все потому, что бор или кадмий способны эффективно поглощать тепловые нейтроны. И как только планируется запуск, по принципу действия ядерного реактора, управляющие стержни вводятся в активную зону. Их первостепенная задача – поглощать значительную часть нейтронов, тем самым провоцируя развитие цепной реакции. Результат должен дойти до желаемого уровня. При увеличении мощности свыше установленного уровня включаются автоматы, обязательно погружающие управляющие стержни вглубь активной зоны реактора.

Таким образом, становится понятно, что управляющие или регулирующие стержни играют важную роль в работе теплового ядерного реактора.

А для уменьшения утечки нейтронов активную зону реактора окружают отражателем нейтронов, отбрасывающих значительную массу вылетающих свободно нейтронов внутрь активной зоны. В значении отражателя используют обычно то же самое вещество, что и для замедлителя.

Ядро атомов вещества-замедлителя по стандарту обладает сравнительно небольшой массой, чтобы при столкновении с легким ядром имеющийся с цепи нейтрон терял энергию большую, чем при столкновении с тяжелым. Наиболее распространенные замедлители – обычная вода или графит.

Интересный факт! Нейтроны в процессе ядерной реакции характеризуются чрезвычайно высокой скоростью движения, поэтому и требуется замедлитель, подталкивающий нейтроны терять часть своей энергии.

Ни один реактор в мире не может функционировать нормально без помощи теплоносителя, так как его назначение – выводить энергию, которая вырабатывается в сердце реактора. В качестве теплоносителя используется обязательно жидкость или газы, так как они не способны поглощать нейтроны. Приведем пример теплоносителя для компактного ядерного реактора – вода, углекислый газ, а иногда даже жидкий металлический натрий.

Таким образом, принципы работы ядерного реактора всецело базируются на законах цепной реакции, ее протекании. Все комплектующие реактора — замедлитель, стержни, теплоноситель, ядерное горючее – выполняют поставленные задачи, обуславливая нормальную работоспособность реактора.

Какое топливо используют для ядерных реакторов и почему именно эти химические элементы избираются

Основным топливом в реакторах могут служить изотопы урана, также плутония или тория.

Еще в 1934 году Ф.Жолио-Кюри, пронаблюдав за процессом деления ядра урана, заметил, что в результате химической реакции ядро урана делится на осколки-ядра и два-три свободных нейтрона. А это значит, что появляется вероятность, что свободные нейтрону примкнут к другим ядрам урана и спровоцируют очередное деление. А так, как предсказывает цепная реакция: из трех ядер урана освободится уже шесть-девять нейтронов, и они снова примкнут к вновь образовавшимся ядрам. И так до бесконечности.

Важно помнить! Нейтроны, появляющиеся при делении ядер, способны провоцировать деление ядер изотопа урана с массовым числом 235, а для уничтожения ядер изотопа урана с массовым числом 238 может оказаться мало возникающей в процессе распада энергии.

Когда появились первые ядерные реакторы и где их принято применять сегодня

Еще в 1919 году физики уже триумфовали, когда Резерфордом была обнаружен и описан процесс образования движущихся протонов как результат столкновения альфа-частиц с ядрами атомов азота. Это открытие означало, что ядро изотопа азота в результате столкновения с альфа-частицей превращалось в ядро изотопа кислорода.

Прежде чем появились первые ядерные реакторы, мир узнал несколько новых законов физики, трактующих все важные аспекты ядерной реакции. Так, в 1934 году Ф.Жолио-Кюри, Х.Халбан, Л. Коварски впервые предложили обществу и кругу мировых ученых теоретическое предположение и доказательную базу о возможности осуществления ядерных реакций. Все эксперименты были связаны с наблюдением за делением ядра урана.

В 1939 году Э.Ферми, И.Жолио-Кюри, О. Ган, О. Фриш отследили реакцию деления ядер урана при бомбардировке их нейтронами. В ходе исследований ученые установили, что при попадании в ядро урана одного ускоренного нейтрона имеющееся ядро делится на две-три части.

Где используют ядерные реакторы и какие виды использует человечество

Промышленные реакторы. Их используют для выработки энергии на АЭС.
Атомные реакторы, выступающие как движетель атомных подводных лодок.
Экспериментальные (портативные, малые) реакторы. Без них не проходит ни один современный научный опыт или исследование.

Сегодня научный свет научился при помощи специальных реакторов опреснять морскую воду, обеспечивать население качественной питьевой водой. Действующих ядерных реакторов в России очень много. Так, по статистике по состоянию на 2018 год работает в государстве около 37 блоков.

А по классификации они могут быть следующими:

Таким образом, тема о ядерных реакторах достаточно расширенная, поэтому требует глубокого изучения и понимания законов квантовой физики. Но значение ядерных реакторов для энергетики и экономики государства уже, бесспорно, овеяно аурой полезности и выгоды.

История Техники | Атомные реакторы на торговых судах

Атомные реакторы на торговых судах

Белоснежных надстроек этого лайнера никогда не коснется копоть дымовых труб. Компактные силовые установки невероятной мощности, недостижимая прежде скорость, экономичность и неограниченная дальность плавания.

Реактор на борту обещал немало соблазнительных преимуществ: атомоходу требовалась заправка один раз в несколько лет, корабль мог длительное время оставаться в океане без необходимости захода в порт – автономность атомохода ограничивалась лишь выносливостью экипажа и запасами продовольствия на его борту. ЯСУ обеспечивала высокую экономическую скорость хода, а отсутствие топливных цистерн и компактность силовой установки (по крайней мере, так казалось инженерам-кораблестроителям) позволит обеспечить дополнительное пространство для размещения экипажа и полезного груза.

На все вопросы должна была ответить NS Savannah – 180-метровая белоснежная красавица, спущенная на воду в 1959 году.

Экспериментальный грузопассажирский атомоход полным водоизмещением 22 тысячи тонн. Экипаж – 124 человека. 60 пассажиро-мест. Единственный ядерный реактор тепловой мощностью 74 МВт обеспечивал экономическую скорость хода 20 узлов (весьма и весьма солидно, даже по современным меркам). Одной зарядки реактора хватало на 300 000 морских миль (полмиллиона километров).

Savannah внешне производила весьма сильное впечатление. Стремясь подчеркнуть особый статус атомохода, дизайнеры придали ему облик роскошной яхты – удлиненный корпус, стремительные обводы, белоснежные обтекаемые надстройки с обзорными площадками и верандами. Даже грузовые стрелы и грузоподъемные механизмы имели привлекательный облик – ничуть не похоже на торчащие ржавые мачты обычных сухогрузов. Некоторые историки судоходства и вообще окрестили ее красивейшим грузовым судном.

Скорость в 23 узла, для тех времен, была рекордной для грузовых судов. При всем том грузов она брала всего 8500 тонн, явно недостаточно. Любое другое судно аналогичного дедвейта брало больше. Кроме того, трюмы были неудачно расположены, что значительно замедляло скорость грузовых работ в портах. Экипаж был значительно больше, чем на обычных судах. Для эксплуатации судна потребовалась целая специальная организация, ведавшая вопросами заходов в порты и ремонта. Экипаж прошел специальную подготовку. Причем количество людей, прошедших специальные курсы для работы на атомном судне, показывает, что правительство США планировало строительство новых атомных судов.

Однако изначально заложенная при конструировании Savannah ошибка свела все усилия на нет. Любому брокеру при взгляде на ТТХ судна становилось понятно, что с экономической точки зрения оно – банкрот. Слишком малы грузовые помещения, а пассажирские большей частью оставались пустыми. Ни рыба, в общем, ни мясо. Необходимо было делать что-то одно – грузовое или пассажирское, и провести при том тщательные экономические расчеты.

Но и это еще не все – слишком стремительные обводы и удлиненная носовая часть судна заметно усложняли погрузочные операции. Требовался ручной труд, все это приводило к задержкам в доставке и простоям в портах назначения.

Топливная экономичность, благодаря атомному реактору? О, это великая тема, требующая развернутого ответа.

За наглухо задраенной дверью — реакторный отсек

Мало того, для управления атомоходом требовался в два раз больший экипаж – все это еще более удорожало стоимость эксплуатации и уменьшало количество полезного пространства на борту атомного судна. Также, стоит отметить разницу в затратах на содержание высококлассных специалистов-атомщиков, по сравнению с мотористами и механиками на обычном сухогрузе.

Для обслуживания судна требовалась специальная инфраструктура и регулярные проверки на предмет радиоактивности и нормальной работы реактора.

Наконец, стоимость 32-х тепловыделяющих элементов из диоксида урана (суммарная масса U-235 и U238 – семь тонн) с учетом работ по их замене и последующей утилизации – обошлось не дешевле заправки судна обычным мазутом.

Разумеется, какое-либо коммерческое использование атомохода в таких условиях оказалась невозможным.

Пост управления ЯСУ

1955 – Эйзенхауэр внес предложение о строительстве коммерческого судна с ядерной силовой установкой

1956 – Конгресс одобрил проект строительства судна

1959 – судно крестила первая леди США, супруга президента Эйзенхауера, дав ему имя Savannah

1962 – 23 марта судно спущено на воду

1965-1971 – Savannah эксплуатируется в качестве грузо-пассажирского судна

1972 – Savannah поставлена на прикол из-за больших убытков

2006, август — Морская Администрация США Marad заплатит около миллиона долларов за подготовку демонтажа ядерного реактора Savannah. 15 августа судно отбуксируют с прикола, стоянки Резервного флота на реке Джеймс, на верфи Колонна в Норфолке.

В течении двух месяцев на судне проведут все работы, необходимые для последующего демонтажа реактора. Работы будут проводиться в сухом доке, куда Savannah и поставят. Топливо из реактора выгрузили давным-давно, в последние годы Savannah выступала в роли плавучего музея в Чарльстоне, Южная Каролина.

Судно было заложено в 1963 году компанией Howaldtswerke-Deutsche Werft в городе Киле. Спуск на воду состоялся в 1964 году. Судно было названо в честь Отто Гана, выдающегося немецкого радиохимика, нобелевского лауреата, открывшего ядерную изомерию (Уран Z) и расщепление урана.

Немалые сложности в карьере рудовоза вызвал запрет руководства Суэцкого на проход этим кратчайшим путем из Средиземного моря в Индийский океан – утомленные бесконечными бюрократическими ограничениями, необходимостью лицензирования для захода в каждый новый порт, а также дороговизной эксплуатации атомохода, немцы решились на отчаянный шаг.

В 1972 году, после четырёх лет работы, реактор был перезаправлен. Судно прошло около 250 000 морских миль (463 000 километров), использовав 22 килограмма урана. В 1979 году Отто Ган было деактивировано. Его реактор и двигатель были удалены и заменены обычной дизельной силовой установкой. К этому времени судно прошло 650 000 морских миль (1 200 000 километров) на ядерном топливе, побывав в 33 портах 22 стран

Как показали дальнейшие события, общественность была права – первый запуск реактора обернулся радиационной аварией: защита реактора не справилась со своей задачей.

Отважный японец держал оборону 50 дней — наконец, было достигнуто соглашение на короткий заход в порт Оминато с последующим переводом атомохода на военную базу в Сасебо.

Этот сюжет кардинально отличается от всех предыдущих историй. Советский Союз – единственный, кто смог найти правильную нишу для гражданских атомоходов и получить с этих проектов солидную прибыль.

В своих расчетах советские инженеры исходили из очевидных фактов. Какие два исключительных преимущества имеются у ядерных силовых установок?

1. Колоссальная концентрация энергии.

2. Возможность её выделения без участия кислорода

Что касается высокой концентрации энергии и возможности длительной работы реактора без дозаправки и перезарядки – ответ подсказала сама география. Арктика!

Именно в полярных широтах лучше всего реализуются преимущества ядерных силовых установок: специфика работы ледокольного флота сопряжена с постоянным режимом максимальной мощности. Ледоколы длительное время работают в отрыве от портов, – уход с трассы для пополнения запасов топлива чреват значительными убытками. Здесь нет никаких бюрократических запретов и ограничений – круши лед и веди караван на Восток: в Диксон, Игарку, Тикси или к Беринговому морю.

Атомные ледоколы превратили Северный морской путь в хорошо развитую транспортную артерию, обеспечив круглогодичную навигацию в западном секторе Арктики. Была исключена необходимость вынужденных зимовок, повышены скорость и безопасность проводки судов.

Всего их было девять. Девять героев полярных широт — позвольте мне перечислить их поименно:

Судно спроектировано, построено и эксплуатируется с учетом выполнения отечественных и международных правил, конвенций и норм, в том числе:

Кодекса ИМО по безопасности ядерных торговых судов;

Международной конвенции о безопасности торговых судов на ядерном топливе;

Норм радиационной безопасности;

Правил ядерной безопасности;

Основных санитарных правил.

Для сравнения: судам типа СА-15, работающим на Дудинской линии пришлось бы выполнить почти 100 рейсов, чтобы перевести такое же количество груза, израсходовав при этом почти 100000 тонн топлива

Судно предназначено для перевозки:

-лихтеров типа ЛЭШ в трюмах, в специально оборудованных ячейках и на верхней палубе с погрузкой и выгрузкой их судовым лихтерным краном;

-контейнеров международного стандарта ИСО в трюмах и на верхней палубе без специального переоборудования судна, погрузка-выгрузка контейнеров должна осуществляться береговыми средствами. Ограниченные партии могут быть погружены и выгружены контейнерными приставками лихтерного крана.

Всего судно может взять на борт 74 лихтера грузоподъемностью по 300 т или 1328 двадцатифутовых контейнеров.

Прочность люковых закрытий позволяет перевозку на них загруженных лихтеров массой по 450 тонн каждый, установленных в два яруса по высоте, или 20 и 40 футовых контейнеров международного стандарта в три яруса по высоте с максимально допустимой массой каждого контейнера 20,3 и 30,5 тонн соответственно.

Ядерная энергетическая установка не ограничивает дальность и продолжительность плавания.

Тип судна — одновинтовой, однопалубный атомоход с избыточным надводным бортом, баком, носовым расположением жилой надстройки, промежуточным расположением машинного отделения и реакторного отсека, с наклонным форштевнем ледокольного типа, крейсерской кормой, срезанной в надводной части по форме транца.

Судно способно самостоятельно идти в сплошных ровных ледяных полях толщиной до 1 метра со скоростью около двух узлов. Корпус разделен 11 поперечными водонепроницаемыми переборками на 12 отсеков, в числе которых 6 грузовых трюмов.

Скорость хода судна при средней осадке 10 м и мощности ГТЗА 29420 кВт, узел 20,8

Энергетическая установка состоит из:

- Главного турбозубчатого агрегата мощностью 29420 кВт и при частоте вращения гребного вала 115 об/мин, работающего на гребной винт регулируемого шага.

- Атомной паропроизводящей установки производительностью 215 тонн пара в час, при давлении 40 ата и температуре 290 о С.

- 3 турбогенераторов по 1700 кВт

- 2 резервных дизель-генераторов по 600 кВт

- 2 аварийных дизель-генераторов по 200 кВт.

- Котел аварийного хода (в случае выхода из строя АППУ) паропроизводительностью 50 т в час при давлении 25 кг/см 2 и температуре пара 360 о С, работающий на дизельном топливе.

На лихтеровозе установлены подъемные краны:

Грузоподъемность, т	500
Скорость подъема, опускания, м/мин	0.5¸80
Скорость передвижения крана, м/мин	0.3¸50
Высота подъема:
- полная, м	27
- от головки рельса, м	12
Колея подкранового пути, мм	21336

На лихтерном кране установлены две контейнерные приставки грузоподъемностью по 38,0 т и два вспомогательных крана по 3,0 т. Приставки предназначены для погрузки и разгрузки ограниченных партий 20 и 40 футовых контейнеров в портах, не оборудованных береговыми контейнерными кранами.

2. Два крана грузоподъемностью 16 тонн .

3. Два крана грузоподъемностью 3,2 тонны.

Мечта современных ядерщиков — энергетика без радиоактивных отходов. Это когда отработанное ядерное топливо перерабатывается и снова становится топливом для реакторов разного типа. Попутно снижается потребность в дорогостоящем обогащении урана, а в итоге получается что-то фантастическое и, условно, вечно работающее.

БН-800 на Белоярской АЭС — один из двух в мире действующих реакторов на быстрых нейтронах. Выведен на номинальную мощность в 2015 году

Под катом — рассказ про устройство классических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, принцип работы ядерных реакторов на быстрых нейтронах (в мире их всего два, и оба в России) и замыкание ядерного топливного цикла.

Уверена, это будет интересно тем, кому пришелся по вкусу рассказ про международную стройку 500-мегаваттного термоядерного реактора ITER.

Наш рассказчик — Алексей Германович Горюнов, заведующий кафедрой и руководитель отделения ядерно-топливного цикла инженерной школы ядерных технологий из томского Политеха, который прочитал лекцию про двухкомпонентную энергетику в томской Точке кипения.

Сегодняшний рассказ — о новых технологиях мирного атома: замыкании ядерно-топливного цикла и двухкомпонентной ядерной энергетике.

Но начнем с того, как ядерно-топливный цикл функционирует сейчас.

Классический топливный цикл

MOX (Mixed-Oxide fuel) — ядерное топливо, содержит несколько видов оксидов делящихся материалов (обычно плутония и урана). НАО, САО, ВАО — разные типы радиоактивных отходов. ОЯТ — отработавшее ядерное топливо

Центр современного цикла — ядерный реактор на тепловых нейтронах. Он выделен зеленым. В качестве топлива реактор использует уран, обогащенный по изотопу-235. Чтобы его получить, урановую руду извлекают, перерабатывают, а потом проводят долгое и дорогостоящее обогащение.

В больших реакторах, преобладающих в ядерной энергетике, таких как водо-водяной ВВР-1000 или канальный РБМК-1000, отработанное топливо не перерабатывают. Его хранят в бассейнах выдержки реакторов, а потом перевозят на площадку долговременного хранения на базе горно-химического комбината.

Базовый процесс получения топлива дорогой, а сырье — исчерпаемый ресурс, поэтому человечество напряженно решает задачу по замыканию топливного цикла — это когда из ядерных отходов опять производят топливо. Сейчас эта схема существует лишь в небольшом сегменте ядерной энергетики — в транспортных и исследовательских реакторах.

Давайте теперь посмотрим на устройство современных реакторов.

Ядерные реакторы на тепловых нейтронах

Схематично атомную станцию с ядерным реактором на тепловых нейтронах можно представить так:

Далее мы будем говорить о так называемом ядерном острове, куда входит реакторная часть. Рассмотрим, какие реакторы используются в настоящее время, а какие могут быть запущены в ближайшем будущем.

Условная схема ядерной электростанции

Реактор — это устройство, в активной зоне которого осуществляется контролируемая самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, в частности урана-235. Сегодня наиболее распространены водо-водяные энергетические блоки. На картинке — схема как раз такого реактора.

Условная схема электростанции с водо-водяным реактором

Реактор находится в защищенном корпусе и примыкает к отдельному зданию, где размещают традиционные энергетические узлы — турбинный зал и другие, которые есть в обычных теплоэнергетических станциях.

Обычно в реакторах используют четыре нити охлаждения для повышения надежности. Первый контур охлаждения реактора включает сам реактор, а также главные циркуляционные насосы. Их число соответствует количеству нитей охлаждения — четыре. На каждой из нитей охлаждения установлен парогенератор, который отделяет первый контур реактора от второго, содержащего теплоноситель, поступающий в традиционный остров.

Энергетическая установка с реактором ВВР

Общий вид самого реактора:

Стоит отметить, что это корпусной реактор, такая конструкция позволяет достичь высоких показателей по безопасности.

Ядерные реакторы на быстрых нейтронах

Сечение реакции деления ядер изотопов урана, плутония и тория в зависимости от энергии нейтронов

Рисунок наглядно показывает, что для урана-235 и плутония-239 мы можем создать цепную реакцию, используя как тепловые, так и быстрые нейтроны. А уран-238 в левой части графика (где находятся тепловые нейтроны) делиться не будет. В природе же распространен в основном изотоп урана-238, который нельзя напрямую использовать в реакторе на тепловых нейтронах. Урана-235 в природе содержится очень мало, а для получения топлива необходимо проводить дорогостоящее обогащение.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет уйти от процедуры обогащения по урану-235. Но технически все не так просто.

В реакторе на тепловых нейтронах, как и в целом во всех современных энергетических установках, в качестве теплоносителя используют воду. Именно она переносит тепловую энергию к турбинам. С ней понятно, как работать, какие использовать конструкционные материалы. Однако из ядерной физики мы знаем, что вода замедляет быстрые нейтроны, появляющиеся при делении ядер.

Поэтому в реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя, как правило, используются жидкие металлы, что существенно усложняет конструкцию.

Здесь приходится решать целый пласт научных и опытно-конструкторских задач, в том числе — разрабатывать новые материалы.

Наиболее вероятная реакция в реакторе на быстрых нейтронах — поглощение нейтрона изотопом урана-238 — показана на схеме ниже.

В результате природный уран-238 преобразуется в изотоп плутония-239, который обладает свойствами деления, схожими с ураном-235. И тут появляется возможность преобразовать почти не делящийся в реакторах на тепловых нейтронах уран-238 в новое ядерное топливо.

Уран-235 и плутоний-239 схожи по своим свойствам. На базе этих ядер мы вполне можем получить цепную реакцию: поглощая как быстрые, так и медленные нейтроны, ядра будут делиться, испуская вторичные, третичные нейтроны и т.д.

Исторически сложилось, что наиболее проработанные на сегодняшний день реакторы на быстрых нейтронах — БН-600 и БН-800.

А Россия — единственная страна в мире, имеющая действующие промышленные ядерные реакторы на быстрых нейтронах.

Их устройство намного сложнее, чем у двухконтурного водо-водяного реактора на тепловых нейтронах, поскольку в качестве теплоносителя используют жидкий натрий с температурой плавления ~98℃.

Схема энергоблока с реактором на быстрых нейтронах

В реакторах с натриевым теплоносителем мы не можем использовать двухконтурную схему, где первый контур заполнен натрием, а второй — водой, поскольку случайное взаимодействие облученного натрия с водой приведет к особо тяжелым последствиям. В ходе реакции этих двух веществ выделяется взрывоопасный водород, и в случае взрыва нейтрализовать фонящий натрий будет крайне проблематично. Поэтому используют трехконтурную схему. Первый контур — натриевый (на рисунке он показан красным в центре реактора), потом теплообменник и еще один (промежуточный) натриевый контур (желтый цвет), позволяющий снизить степень облучения натрия, и только в третьем контуре используется вода, установлена турбина, тепловые части и остальное оборудование. Три контура усложняют как эксплуатацию реактора, так и управление им.

Следующий шаг — БРЕСТ

Конструкция этого реактора обеспечивает так называемую естественную безопасность: на этом реакторе невозможна авария из-за неконтролируемого появления нейтронов, приводящего к цепным реакциям (разгона реактора по мощности).

Цель замыкания — постепенно исключить часть цепочки, связанную с добычей урана его обогащением, а также повторно использовать ядерные отходы.

Двухкомпонентная ядерная энергетика

Двухкомпонентная энергетика — это решение задачи по уменьшению количества обогащенного природного урана, необходимого для работы всех этих реакторов. Она еще не достигла пика своего развития — это то, чем будет заниматься поколение сегодняшних школьников.

В настоящее время в реакторах на быстрых нейтронах мы начинаем нарабатывать делящиеся элементы, которые впоследствии позволят загружать сюда топливо, не обогащенное по урану-235.

БН-600 и БН-800 уже работают на так называемом МОКС-топливе (MOX — Mixed-Oxide fuel) — смеси, включающей оксиды плутония-239 и урана. Причем реакторы могут работать как на топливе, обогащенном по урану-235 — и в этом случае нарабатывать плутоний-239, — так и на плутонии.

Частично замкнутый цикл использования ядерного топлива

На базе Опытно-демонстрационного центра в Северске, а в будущем и завода ФТ-2 в Железногорске, есть хранилище отработанного ядерного топлива. Сейчас на финальной стадии разработки находится технология, которая позволит переработать топливо после реактора ВВР и вернуть из него в цикл уран и плутоний. Задачу переработки решают весьма интересно: уран и плутоний не разделяют, а передают на производство в смешанном виде. В итоге мы получаем тепловыделяющие сборки для реакторов, содержащие регенерированный уран и плутоний, а также добавленный туда природный уран, обогащенный по изотопу-235.

Конечно, полного замыкания ядерно-топливного цикла здесь нет, но этот подход позволяет снизить затраты на обогащение.

Кроме того, делящиеся элементы, которые мы будем извлекать из отработанного в реакторах ВВР топлива, пойдут на топливные циклы быстрых реакторов.

Сейчас уже отработана схема загрузки в реактор БН-800 МОКС-топлива, содержащего плутоний-239 и уран-238, его путь на рисунке ниже показан красной линией.

Схема подразумевает использование отработанного ядерного топлива (ОЯТ) из реактора ВВЭР совместно с оксидным топливом с ураном-235 после реакторов БН. В ходе переработки мы выделяем смесь плутония и урана, которая идет на изготовление МОКС-топлива. А отработанное МОКС-топливо перерабатывают вместе с топливом после реактора РБМК.

Получается, что мы начинаем с обычной загрузки реакторов оксидным топливом на базе урана-235 и постепенно, нарабатывая плутоний-239 в быстром реакторе, вытесняем его МОКС-топливом.

Мы не сможем сразу перейти с традиционных реакторов на быстрые, потому что для каждого реактора на быстрых нейтронах придется построить инфраструктуру по переработке топлива, которая в первое время не будет загружена, ведь реакторы должны наработать топливо, которое впоследствии будет перерабатываться. А в схеме выше заложен плавный переход от существующих реакторов к быстрым. Эта схема подразумевает наработку плутония на реакторе БН-800. В перспективе должны появиться более мощные и более рентабельные установки — БН-1200, которые воплотят двухкомпонентность нашей ядерной энергетики на ближайшее десятилетие и стратегию того же Росатома.

Но интереснее то, что происходит в проекте БРЕСТ. Реактор такого типа с электрической мощностью 300 МВт уже начали возводить в Северске. Вокруг него построят комплекс, который позволит решать задачи регенерации топлива, т.е. все процессы в рамках замыкания топливного цикла будут сосредоточены в одном месте.

На начальном этапе будет нужна подпитка природным или обедненным ураном, как отмечено на картинке. Не имея нужного объема плутония, мы можем, как и в предыдущей схеме, стартовать, используя комбинированное топливо, и постепенно нарабатывать плутоний, переходя на замкнутый цикл.

На этот реактор возлагают большие надежды: упомянутый выше естественный контур защиты не позволяет разогнать его до тяжелых аварий. Но здесь придется столкнуться с рядом проблем. Задачи, связанные с наработкой плутония, уже в какой-то степени решали. А вот переработка ядерного топлива после быстрых реакторов — вопрос открытый. Здесь нужно обеспечить короткую выдержку топлива: оно горячее и с высоким радиационным фоном. Нужно создавать новые технологические процессы, отрабатывать их на стендах и внедрять.

Если задача по замыканию ядерного топливного цикла будет решена, то в масштабах жизни человека мы получим практически неисчерпаемый источник энергии.

Параллельно необходимо довести до конца решение задачи по выводу отходов из цикла без нарушения естественного радиационного баланса Земли. Проектируемый топливный цикл должен обеспечить возврат ровно того же количества радиации, которое мы извлекли. Теоретически эта задача просчитана и может быть решена. Дело за практикой.

В отличие от прошлого века, когда необходимо было получить ядерное оружие и заодно ядерную энергетику любой ценой, а экономику никто не просчитывал, сейчас задача состоит в том, чтобы все было энергоэффективно, экономически целесообразно и с обеспечением естественной безопасности. И кто-то это все должен делать. Так что спецы по данному и смежным направлениям без работы не останутся.

Ядерная морская двигательная установка - это движение корабля или подводной лодки с теплом, обеспечиваемым ядерным реактором . Электростанция нагревает воду для производства пара для турбины, используемой для вращения гребного винта корабля через коробку передач или через электрический генератор и двигатель. Военно-морская ядерная силовая установка используется специально в военно-морских кораблях, таких как суперкары . Построено небольшое количество экспериментальных гражданских атомных кораблей.

По сравнению с судами, работающими на нефтяном или угольном топливе, ядерная силовая установка предлагает преимущества очень длительных интервалов работы перед дозаправкой. Все топливо содержится в ядерном реакторе, поэтому топливо не занимает никакого места для груза или припасов, а также места для выхлопных труб или воздухозаборников для горения. Однако низкая стоимость топлива компенсируется высокими эксплуатационными расходами и инвестициями в инфраструктуру, поэтому почти все атомные суда являются военными.

СОДЕРЖАНИЕ

Электростанции

Основные операции военного корабля или подводной лодки

Большинство морских ядерных реакторов относятся к типу реакторов с водой под давлением , за исключением нескольких попыток использования реакторов с жидким натриевым теплоносителем. Первичный водяной контур передает тепло, образовавшееся в результате ядерного деления в топливе, парогенератору ; эта вода находится под давлением, поэтому она не закипает. Этот контур работает при температуре от 250 до 300 ° C (от 482 до 572 ° F). Любое радиоактивное загрязнение первичной воды ограничено. Циркуляция воды осуществляется насосами; на более низких уровнях мощности реакторы, предназначенные для подводных лодок, могут полагаться на естественную циркуляцию воды для снижения шума, создаваемого насосами.

Горячая вода из реактора нагревает отдельный водяной контур в парогенераторе. Эта вода превращается в пар и проходит через пароосушители на пути к паровой турбине . Отработанный пар низкого давления проходит через конденсатор, охлаждаемый морской водой, и возвращается в жидкую форму. Вода перекачивается обратно в парогенератор и продолжает цикл. Вода, потерянная в процессе, может быть восполнена за счет добавления опресненной морской воды в питательную воду парогенератора.

В турбине пар расширяется и снижает давление, передавая энергию вращающимся лопастям турбины. Может быть много ступеней вращающихся лопастей и неподвижных направляющих лопаток. Выходной вал турбины может быть соединен с коробкой передач для уменьшения скорости вращения, затем вал соединяется с гребными винтами судна. В другом варианте системы привода турбина вращает электрический генератор, и вырабатываемая электроэнергия подается на один или несколько приводных двигателей для гребных винтов судна. Военно- морские силы России , США и Великобритании полагаются на прямую паровую турбину, в то время как французские и китайские корабли используют турбину для выработки электроэнергии для движения ( турбо-электрическая трансмиссия ).

Отличия от наземных электростанций

Реакторы морского типа отличаются от наземных коммерческих энергетических реакторов по нескольким параметрам.

В то время как наземные реакторы на атомных электростанциях вырабатывают до 1600 мегаватт электроэнергии, типичный морской реактор вырабатывает не более нескольких сотен мегаватт. Из соображений площади требуется, чтобы морской реактор был физически маленьким, поэтому он должен генерировать более высокую мощность на единицу пространства. Это означает, что его компоненты подвергаются большим нагрузкам, чем компоненты наземного реактора. Его механические системы должны безупречно работать в неблагоприятных условиях, встречающихся в море, включая вибрацию, а также качки и качку судна, работающего в бурном море. Механизмы останова реактора не могут полагаться на силу тяжести для опускания управляющих стержней на место, как в наземном реакторе, который всегда остается в вертикальном положении. Коррозия в соленой воде - дополнительная проблема, усложняющая техническое обслуживание.

Ядерный топливный элемент для грузового корабля NS Savannah . Элемент содержит четыре пучка по 41 твэлу. Оксид урана обогащен до 4,2% и 4,6% по U-235.

Поскольку активная зона морского реактора намного меньше энергетического реактора, вероятность того, что нейтрон пересечется с делящимся ядром, прежде чем он уйдет в защиту, намного ниже. Таким образом, топливо обычно более высокообогащенное (т. Е. Содержит более высокую концентрацию 235 U по сравнению с 238 U), чем топливо , используемое на наземной атомной электростанции, что увеличивает вероятность деления до уровня, при котором протекает устойчивая реакция. может возникнуть. Некоторые морские реакторы работают на относительно низкообогащенном уране, который требует более частой перегрузки топлива. Другие работают на высокообогащенном уране , варьирующем от 20% 235 U до более 96% 235 U, обнаруженного на подводных лодках США , у которых в результате меньшая активная зона работает тише (большое преимущество для подводной лодки). Использование более высокообогащенного топлива также увеличивает удельную мощность реактора и продлевает полезный срок службы загрузки ядерного топлива, но это более дорого и представляет больший риск для распространения ядерного оружия, чем менее высокообогащенное топливо.

Вывод из эксплуатации

Вывод из эксплуатации атомных подводных лодок стал важной задачей для военно-морских сил США и России. После выгрузки топлива, согласно практике США, секция реактора вырезается из корпуса для захоронения на мелководье как низкоактивные отходы (см. Программу утилизации кораблей и подводных лодок ). В России целые суда или герметичные секции реактора обычно остаются на плаву, хотя новый объект возле бухты Сайда должен обеспечить хранение в помещении с бетонным полом на суше для некоторых подводных лодок на крайнем севере.

Будущие дизайны

Россия построила плавучую атомную электростанцию для своих дальневосточных территорий. В проекте два блока мощностью 35 МВт на базе реактора КЛТ-40, используемого в ледоколах (с перегрузкой каждые четыре года). Некоторые российские военно-морские корабли использовались для снабжения электроэнергией для бытовых и промышленных нужд в отдаленных дальневосточных и сибирских городах.

Гражданско-правовая ответственность

Страхование ядерных судов не похоже на страхование обычных судов. Последствия аварии могут выходить за рамки национальных границ, а масштабы возможного ущерба выходят за рамки возможностей частных страховщиков. Специальное международное соглашение, Брюссельская конвенция об ответственности операторов ядерных судов , разработанная в 1962 году, возложила бы ответственность подписавших национальных правительств за аварии, вызванные ядерными судами под их флагом, но никогда не было ратифицировано из-за разногласий по включению военных кораблей в конвенция. Ядерные реакторы, находящиеся под юрисдикцией Соединенных Штатов, застрахованы в соответствии с положениями Закона Прайса – Андерсона .

Военные атомные корабли

К 1990 году на кораблях (в основном военных) было больше ядерных реакторов, чем на коммерческих электростанциях по всему миру, вырабатывающих электроэнергию.

Под руководством капитана ВМС США (впоследствии адмирала) Хаймана Дж. Риковера проектирование, разработка и производство ядерных морских силовых установок началось в Соединенных Штатах в 1940-х годах. Первый прототип военно-морского реактора был построен и испытан на Военно-морской реакторной установке на Национальной испытательной станции реакторов в Айдахо (ныне Национальная лаборатория Айдахо ) в 1953 году.

Подводные лодки

Советский Союз также создавал атомные подводные лодки. Первыми разработанными типами были проект 627, обозначенный НАТО как ноябрьский, с двумя водоохлаждаемыми реакторами, первый из которых, К-3 Ленинский комсомол , находился в стадии разработки на атомной электростанции в 1958 году.

Наутилус с реактором с водой под давлением (PWR) привел к параллельной разработке других подводных лодок, таких как уникальный реактор с жидкометаллическим (натриевым) теплоносителем в USS Seawolf или два реактора в Triton , а затем подводные лодки класса Skate , оснащенные одним двигателем. реакторы и крейсер USS Long Beach в 1961 году с двумя реакторами.

К 1962 году в составе ВМС США было 26 действующих атомных подводных лодок и еще 30 строились. Ядерная энергия произвела революцию в военно-морском флоте. Соединенные Штаты поделились своими технологиями с Великобританией , в то время как французские , советские , индийские и китайские разработки шли отдельно.

После судов класса Skate американские подводные лодки оснащались серией стандартизированных однореакторных конструкций, построенных компаниями Westinghouse и General Electric . Компания Rolls-Royce plc построила аналогичные блоки для подводных лодок Королевского флота , в конечном итоге разработав модифицированную версию своей собственной, PWR-2 ( реактор с водой под давлением ).

Авианосцы

США и Франция построили атомные авианосцы .

Французский флот

ВМС США

ВМС США эксплуатируют 11 авианосцев, все ядерные:

Эсминцы и крейсеры

ВМФ России

ВМС США

Другие военные корабли

Корабли связи и управления

SSV-33 "Урал" ( ССВ-33 Урал ; по классификации НАТО : Капуста ( рус. " Капуста ")) был военным кораблем управления и контроля, эксплуатируемым Советским ВМФ . ПОК-33 ' s корпус был получен от того из Атомных Кирова -class крейсеров с ядерными судовыми двигателями. SSV-33 выполнял функции электронной разведки , слежения за ракетами, космического слежения и ретранслятора связи. Из-за высоких эксплуатационных расходов SSV-33 был поставлен на прикол.

Атомный НПА

Гражданские атомные корабли

Ниже приведены корабли, которые используются или находились в коммерческом или гражданском использовании и имеют ядерную морскую двигательную установку.

Торговые суда

Ядерная силовая установка была предложена снова на волне декарбонизации морского судоходства, на которое приходится 3-4% мировых выбросов парниковых газов.

Торговые грузовые суда

Муцу , Япония (1970–1992; никогда не перевозил коммерческих грузов, переоборудован в RV Mirai с дизельным двигателемв 1996 году)
Отто Хан , Германия (1968–1979; переоборудован дизельным двигателем в 1979 году)
Н. С. Саванна , США (1962–1972)
Севморпуть , Россия (1988 – настоящее время)

Ледоколы

Ядерная силовая установка доказала технически и экономически целесообразно для атомных ледоколов в СССР , а затем России , в Арктике . Суда, работающие на атомном топливе, годами работают без дозаправки, и у них есть мощные двигатели, хорошо подходящие для ледокольных работ.

Читайте также: