Я́дерний реа́ктор — пристрій, призначений для організації керованої самопідтримуваної ланцюгової реакції поділу, яка завжди супроводжується виділенням енергії.
Перший ядерний реактор збудували і запустили в грудні 1942 року в США під керівництвом Енріко Фермі. Першим реактором, побудованим за межами США, став ZEEP, запущений в Канаді 5 вересня 1945 року. В Європі першим ядерним реактором стала установка Ф-1, яка запрацювала 25 грудня 1946 року в Москві під керівництвом Ігоря Курчатова. До 1978 року в світі працювало вже близько сотні ядерних реакторів різних типів.
Історія
Теоретичну групу «Урановий проєкт» нацистської Німеччини, що працювала в Товаристві кайзера Вільгельма, очолював Вайцзеккер, але лише формально. Фактичним лідером став Гейзенберг, що розробляє теоретичні основи ланцюгової реакції, Вайцзеккер з групою учасників зосередився на створенні «уранової машини» — першого реактора. Пізньою весною 1940 року один з учених групи — Гартек — провів перше дослідження зі спробою створення ланцюгової реакції, використовуючи оксид урану і твердий графітовий сповільнювач. Однак наявного подільного матеріалу не вистачило для досягнення цієї мети. 1941 року в Лейпцизькому університеті учасник групи Гейзенберга Депель побудував стенд з важководним сповільнювачем, в експериментах на якому до травня 1942 року вдалося досягти виробництва нейтронів у кількості, що перевищує їх поглинання. Повноцінної ланцюгової реакції німецьким вченим вдалося досягти в лютому 1945 року в експерименті, проведеному в гірничій виробці поблизу Гайгерлоха. Однак через кілька тижнів ядерна програма Німеччини припинила існування.
Ланцюгову реакцію поділу ядер (коротко — ланцюгову реакцію) вперше здійснили в грудні 1942 року. Група фізиків Чиказького університету, очолювана Енріко Фермі, створила перший у світі ядерний реактор, названий «Чиказькою дровітнею» (Chicago Pile-1, CP-1). Він складався з графітових блоків, між якими були розташовані шари з природного урану і його діоксиду. Швидкі нейтрони, що з'являються внаслідок поділу ядер 235U, сповільнювалися графітом до теплових енергій, а потім викликали нові ділення ядер. Реактори, подібні до СР-1, в яких основна частка поділів відбувається під дією теплових нейтронів, називають реакторами на теплових нейтронах. До їхнього складу входить дуже багато сповільнювача у порівнянні з ядерним паливом.
В СРСР група фізиків і інженерів під керівництвом академіка Ігоря Курчатова провела теоретичні та експериментальні дослідження особливостей пуску, роботи та контролю реакторів. Перший радянський реактор Ф-1 побудували в Лабораторії № 2 АН СРСР (Москва). 25 грудня 1946 року цей реактор виведено в критичний стан. Реактор Ф-1 був набраний з графітових блоків і мав форму кулі діаметром приблизно 7,5 м. У центральній частині кулі діаметром 6 м по отворах у графітових блоках розміщені уранові стрижні. Реактор Ф-1, як і реактор CP-1, не мав системи охолодження, тому працював на дуже малих рівнях потужності. Підсумки досліджень на реакторі Ф-1 стали основою проєктів складніших за конструкцією промислових реакторів. 1948 року введено в дію реактор И-1 (за іншими даними він називався А-1) з виробництва плутонію, а 27 червня 1954 року вступила в дію перша у світі під'єднана до електромережі атомна електростанція з електричною потужністю 5 МВт в місті Обнінську.
Конструкція і принцип роботи
Механізм енерговиділення
Перетворення речовини супроводжується виділенням вільної енергії лише в тому разі, якщо речовина має запас енергій. Це означає, що мікрочастинки речовини перебувають у стані з енергією спокою більшою, ніж в іншому можливому, перехід до якого існує. На перешкоді мимовільному переходу завжди стоїть , для подолання якого мікрочастинка повинна отримати ззовні якусь кількість енергії — енергії збудження. полягає в тому, що в наступному за збудженням перетворенні виділяється енергії більше, ніж потрібно для запуску процесу. Існують два способи подолання енергетичного бар'єра: або за рахунок кінетичної енергії частинок, що стикаються, або за рахунок енергії зв'язку частинки, що приєднується.
Якщо мати на увазі макроскопічні масштаби енерговиділення, то необхідну для запуску реакцій кінетичну енергію повинні мати всі або спочатку хоча б деяка частка частинок речовини. Цього можна досягти лише підвищивши температуру середовища до величини, за якої енергія теплового руху наближається до величини енергетичного порогу, що обмежує перебіг процесу. У випадку молекулярних перетворень, тобто хімічних реакцій, таке підвищення зазвичай становить сотні кельвінів, у разі ж ядерних реакцій — це мінімум 107K через дуже велику висоту ядер, що стикаються. Теплове збудження ядерних реакцій здійснено на практиці тільки при синтезі найлегших ядер, у яких кулонівські бар'єри мінімальні (термоядерний синтез).
Збудження частинками, що приєднуються, не вимагає великої кінетичної енергії, і, отже, не залежить від температури середовища, оскільки відбувається за рахунок невикористаних зв'язків, властивих частинкам сил притягання. Але зате для збудження реакцій необхідні самі частинки. І якщо знову мати на увазі не окремий акт реакції, а отримання енергії в макроскопічних масштабах, то це можливо лише при виникненні ланцюгової реакції. Остання ж виникає, коли частинки, що збуджують реакцію, знову з'являються, як продукти екзоенергетичної реакції.
Конструкція
Будь-який ядерний реактор складається з таких частин:
- Активна зона з ядерним паливом і сповільнювачем;
- Відбивач нейтронів, що оточує активну зону;
- теплоносій;
- Система регулювання ланцюгової реакції, в тому числі аварійний захист;
- Радіаційний захист;
- Система дистанційного керування.
Фізичні принципи роботи
Див. Також основні статті:
Поточний стан ядерного реактора можна схарактеризувати ефективним коефіцієнтом розмноження нейтронів k або реактивністю ρ, які пов'язані таким співвідношенням:
Для цих величин характерні такі значення:
- k > 1 — ланцюгова реакція наростає в часі, реактор перебуває в надкритичному стані, його реактивність ρ > 0;
- k < 1 — реакція згасає, реактор — підкритичний, ρ < 0;
- k = 1, ρ = 0 — число поділів ядер постійне, реактор перебуває в стабільному критичному стані.
Умова критичності ядерного реактора:
- ,де
- є частка повного числа нейтронів, що утворюються в реакторі, поглинених в активній зоні реактора, або ймовірність, що нейтрон не покине кінцевий об'єм.
- k0 — коефіцієнт розмноження нейтронів в активній зоні нескінченних розмірів.
Коефіцієнт розмноження дорівнює одиниці коли розмноження нейтронів компенсує їх втрати. Причин втрат фактично дві: захоплення без поділу і витік нейтронів за межі середовища, що розмножує.
Здійснення керованої ланцюгової реакції поділу ядра можливе за певних умов. У процесі поділу ядер палива виникають миттєві нейтрони, що утворюються безпосередньо в момент поділу ядра, і запізнілі нейтрони, що випускаються уламками поділу під час їх радіоактивного розпаду. Час життя миттєвих нейтронів дуже малий, тому навіть сучасні системи і засоби управління реактором не можуть підтримувати необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів тільки за рахунок миттєвих нейтронів. Час життя запізнілих нейтронів становить від 0,1 до 10 секунд. Завдяки значному часу життя запізнілих нейтронів система управління встигає перемістити стрижні-поглиначі, підтримуючи тим самим необхідний коефіцієнт розмноження нейтронів (реактивність). Відношення числа запізнілих нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, до всього числа нейтронів, що викликали реакцію поділу в даному поколінні, називається ефективною часткою запізнілих нейтронів — βеф. Таким чином, можливі такі сценарії розвитку ланцюгової реакції поділу:
1. ρ<0, Кеф<1 — реактор підкритичний, інтенсивність реакції зменшується, потужність реактора знижується;
2. ρ=0, Кеф=1 — реактор критичний, інтенсивність реакції і потужність реактора постійні;
3. ρ>0, Кеф>1 —реактор надкритичний, інтенсивність реакції і потужність реактора збільшуються.
В останньому (3) випадку можливі два принципово відмінні один від одного стани надкритичного реактора:
3а. 0<ρ<βеф — якщо реактивність вища нуля, але нижча ефективної частки запізнілих нейтронів — βеф, ланцюгова реакція протікає зі швидкістю, яка визначається часом запізнення нейтронів (тобто реактор підкритичний на миттєвих нейтронах, а необхідна надкритичність досягається за рахунок запізнілих нейтронів, що народжуються). При цьому реакція поділу є керованою;
3б. ρ> βеф — при реактивності реактора, що перевищує ефективну частку запізнілих нейтронів, реактор стає надкритичним на миттєвих нейтронах, потужність ланцюгової реакції поділу починає експоненціально зростати. Час зростання потужності настільки малий, що ніякі системи управління (в тому числі аварійні) не встигають спрацювати, і зростання потужності може обмежуватись тільки фізичними процесами, що протікають в активній зоні. Наприклад, в тепловому реакторі це — зменшення перерізу захоплення нейтронів зі зростанням температури, що є однією з фізичних причин від'ємного потужнісного коефіцієнта реактивності.
Очевидно, що k < k0, оскільки в кінцевому об'ємі внаслідок витоку втрати нейтронів обов'язково більші, ніж в нескінченному. Тому, якщо в речовині даного складу k0 < 1,то ланцюгова самопідтримувана реакція неможлива як в нескінченному, так і в будь-якому кінцевому об'ємі. Таким чином, k0 визначає принципову здатність середовища розмножувати нейтрони.
k0 для теплових реакторів можна визначити за так званою «формулою 4-х співмножників»:
- , де
- μ — коефіцієнт розмноження на швидких нейтронах;
- φ — ймовірність уникнути резонансного захоплення;
- θ — коефіцієнт використання теплових нейтронів;
- η — вихід нейтронів на одне поглинання.
Об'єми сучасних енергетичних реакторів можуть сягати сотень м³ і визначаються головним чином не умовами критичності, а можливостями тепловідводу.
Критичний розмір ядерного реактора — розмір активної зони реактора в критичному стані. Критична маса — маса речовини реактора, що перебуває в критичному стані.
Найменшу критичну масу мають реактори, в яких паливом слугують водні розчини солей чистих ізотопів з водяним відбивачем нейтронів. Для 235U ця маса дорівнює 0,8 кг, для 239Pu — 0,5 кг[]. Широко відомо, однак, що критична маса для реактора LOPO (перший в світі реактор на збагаченому урані), що мав відбивач з окису берилію, становила 0,565 кг[], попри те, що ступінь збагачення за ізотопом 235 був лише трохи більшим 14 %. Теоретично, найменшу критичну масу має 251Cf, для якого ця величина становить всього 10 г.
З метою зменшення витоку нейтронів, активній зоні надають сферичної або близької до сферичної форми, наприклад короткого циліндра або куба, тому що ці тіла мають найменше відношення площі поверхні до об'єму.
Попри те, що величина (e — 1) зазвичай невелика, роль розмноження на швидких нейтронах досить велика, оскільки для великих ядерних реакторів (К∞ — 1) << 1. Без цього процесу було б неможливо створити перші графітові реактори на природному урані.
Для початку ланцюгової реакції зазвичай досить нейтронів, народжених при спонтанному поділі ядер урану. Можна також використовувати зовнішні джерела нейтронів для запуску реактора, наприклад, суміші Ra і Be, 252Cf або інших речовин.
Йодна яма
Йодна яма — стан ядерного реактора після його зупинки, що характеризується накопиченням короткоживучого ізотопу ксенону 135Xe, який є продуктом розпаду ізотопу йоду-135 (через що цей процес і дістав свою назву). Високий переріз захоплення теплових нейтронів ксеноном-135 призводить до тимчасової появи значної негативної реактивності, що, в свою чергу, робить складним вивід реактора на проєктну потужність протягом певного періоду після зупинки (близько 1-2 діб).
Класифікація
За призначенням
За характером використання ядерні реактори поділяються на:
- Енергетичні реактори, призначені для отримання електричної та теплової енергії, використовуваної в енергетиці, а також для опріснення морської води (реактори для опріснення також відносять до промислових). Основне застосування такі реактори отримали на атомних електростанціях. Теплова потужність сучасних енергетичних реакторів сягає 5 ГВт. В окрему групу виділяють:
- Транспортні реактори, призначені для забезпечення енергією двигунів транспортних засобів. Найбільш широкі групи застосування — морські транспортні реактори, що застосовуються на підводних човнах і різних надводних суднах, а також реактори, що застосовуються в космічній техніці.
- Експериментальні реактори, призначені для вивчення різних фізичних величин, значення яких потрібно знати для проєктування та експлуатації ядерних реакторів; потужність таких реакторів не перевищує декількох кВт.
- Дослідницькі реактори, в яких потоки нейтронів і гамма-квантів, що утворюються в активній зоні, використовують для досліджень в області ядерної фізики, фізики твердого тіла, радіаційної хімії, біології, для випробування матеріалів, що мають працювати в інтенсивних нейтронних потоках (в тому числі деталей ядерних реакторів), для виробництва ізотопів. Потужність дослідних реакторів не перевищує 100 МВт. Енергію, що виділяється, зазвичай не використовують.
- Промислові (збройові, ізотопні) реактори, які використовують для напрацювання ізотопів, що застосовуються в різних галузях. Найбільш широко їх використовують для виробництва ядерних збройових матеріалів, наприклад 239Pu. Також до промислових відносять реактори, що їх використовують для опріснення морської води.
Часто реактори використовують для вирішення двох і більше різних завдань, в такому разі їх називають багатоцільовими. Наприклад, деякі енергетичні реактори, особливо на зорі атомної енергетики, призначалися здебільшого для експериментів. Реактори на швидких нейтронах можуть бути одночасно і енергетичними, і напрацьовувати ізотопи. Промислові реактори крім свого основного завдання часто виробляють електричну і теплову енергію.
За спектром нейтронів
- Реактор на теплових (повільних) нейтронах («тепловий реактор»)
- Реактор на швидких нейтронах («швидкий реактор»)
- Реактор на проміжних нейтронах
- Реактор зі змішаним спектром
За розміщенням палива
- Гетерогенні реактори, де паливо розміщується в активній зоні дискретно у вигляді блоків, між якими знаходиться сповільнювач;
- Гомогенні реактори, де паливо і сповільнювач становлять однорідну суміш (гомогенну систему).
У гетерогенному реакторі паливо і сповільнювач можуть бути просторово рознесені, зокрема, в порожнинному реакторі сповільнювач-відбивач оточує порожнину з паливом, що не містить сповільнювача. З ядерно-фізичної точки зору критерієм гомогенності/гетерогенності є не конструктивне виконання, а розміщення блоків палива на відстані, що перевищує довжину сповільнення нейтронів у цьому сповільнювачі. Так, реактори з так званими «тісними ґратками» розраховують як гомогенні, хоча в них паливо зазвичай відокремлене від сповільнювача.
Блоки ядерного палива в гетерогенному реакторі називають тепловидільними збірками (ТВЗ), які розміщуються в активній зоні у вузлах правильної ґратки, утворюючи стільник.
За видом палива
- ізотопи урану 235U, 238U, 233U
- ізотоп плутонію 239Pu, також ізотопи 239-242Pu у вигляді суміші з 238U (MOX-паливо (mixed oxide — у перекладі із англ. — суміш оксидів)
- ізотоп торію 232Th (за допомогою перетворення в 233U)
За ступенем збагачення:
- природний уран
- слабко збагачений уран
- високо збагачений уран
За хімічним складом:
- металевий U
- UO2 (діоксид урану)
- UC (карбід урану) тощо.
За видом теплоносія
- H2O (вода, див. Водно-водяний реактор)
- Газ (див. Графіто-газовий ядерний реактор)
- D2O (важка вода, див. Ядерний реактор на важкій воді, CANDU)
- Реактор з рідкометалевим теплоносієм
- Реактор на розплавах солей
За родом сповільнювача
- С (графіт, див. Графіто-газовий ядерний реактор, Графіто-водяний реактор)
- H2O (вода, див. Легководний реактор, ВВЕР)
- D2O (важка вода, див. Важководний ядерний реактор, CANDU)
- Be, BeO
- Гідриди металів
- Без сповільнювача (див. Реактор на швидких нейтронах)
За конструкцією
За способом генерації пари
- Реактор з зовнішнім парогенератором (Див. Водно-водяний реактор, ВВЕР)
- Киплячий реактор
Класифікація МАГАТЕ
Міжнародне агентство з атомної енергії використовує таку класифікацію основних типів енергетичних ядерних реакторів згідно з застосовуваними в них матеріалами теплоносія і сповільнювача:
- PWR (pressurized water reactor) — водно-водяний реактор, в якому легка вода є теплоносієм і сповільнювачем (наприклад ВВЕР);
- BWR (boiling water reactor) — киплячий реактор, в якому, на відміну від PWR, утворення пари, що подається на турбіни, відбувається безпосередньо в реакторі;
- FBR (fast breeder reactor) — реактор-розмножувач на швидких нейтронах, що не вимагає наявності сповільнювача;
- GCR (gas-cooled reactor) — газоохолоджуваний реактор. У ролі сповільнювача використовується як правило графіт;
- LWGR (light water graphite reactor) — графіто-водяний реактор, наприклад РБМК;
- PHWR (pressurised heavy water reactor) — важководний реактор;
- HTGR (high-temperature gas-cooled) — високотемпературний газоохолоджуваний реактор;
- HWGCR (heavy water-moderated, gas-cooled reactor) — газоохолоджуваний реактор з важководним сповільнювачем;
- HWLWR (heavy water-moderated, boiling light-water-cooled reactor) — киплячий реактор зі сповільнювачем з важкої води;
- PBMR (Pebble bed modular reactor) — модульний реактор з кульовими ТВЕЛами;
- SGHWR (Steam-Generating Heavy Water Reactor) — киплячий важководний реактор.
За поколіннями
- Реактор I покоління (ранні прототипи, такі як [en], дослідницькі реактори, некомерційні енергетичні реактори)
- [en] (переважна більшість сучасних атомних електростанцій, 1965—1996)
- [en] (еволюційні вдосконалення існуючих конструкцій, 1996—2016)
- (еволюційний розвиток реакторів Gen III, що пропонує покращення безпеки порівняно з конструкціями реакторів Gen III, 2017—2021)
- Реактор IV покоління (технології, які ще розробляються; невідома дата початку, див. нижче)
- Реактор V покоління (конструкції, які теоретично можливі, але які наразі не розглядаються та не досліджуються).
У 2003 році, Комісаріат атомної енергетики Франції (CEA) першим посилався на тип «Gen II» у Nucleonics Week.
Перша згадка «Gen III» була в 2000 році, разом із запуском планів Generation IV International Forum (GIF).
«Gen IV» було названо в 2000 році Міністерством енергетики США (DOE), для розробки нових типів станцій.
За станом палива
- Тверде паливо
- Рідке паливо
- [en] (теоретичне)
За формою активної зони
- Кубічні
- Циліндричні
- Октогональні
- Сферичні
- Плита
- Кільце
Технології майбутнього та розвитку
Удосконалені реактори
Понад десяток перспективних конструкцій реакторів знаходяться на різних стадіях розробки. Деякі з них є еволюційними в порівнянні з вищезазначеними конструкціями PWR, BWR і PHWR, деякі є більш радикальними відхиленнями. Перші включають удосконалений киплячий реактор (ABWR), два з яких зараз працюють разом з іншими, що будуються, і запланований пасивно безпечний економічний спрощений киплячий реактор (ESBWR) і блоки AP1000 (див. [en]).
- [en] (ІФР) був побудований, випробуваний і оцінений протягом 1980-х років, а потім знятий з експлуатації під час адміністрації Клінтона в 1990-х роках через політику адміністрації щодо нерозповсюдження ядерної зброї. Переробка відпрацьованого палива є основою його конструкції, тому він виробляє лише частину відходів нинішніх реакторів.
- Реактор на гранульованому паливі, високотемпературний газоохолоджувальний реактор (HTGCR), розроблений таким чином, що високі температури зменшують вихідну потужність за рахунок доплерівського розширення нейтронного перерізу палива. Він використовує керамічне паливо, тому його безпечні робочі температури перевищують температурний діапазон зниження потужності. Більшість конструкцій охолоджуються інертним гелієм. Гелій не піддається паровим вибухам, протистоїть поглинанню нейтронів, що призводить до радіоактивності, і не розчиняє забруднення, які можуть стати радіоактивними. Типові конструкції мають більше шарів (до 7) пасивної оболонки, ніж легководні реактори (зазвичай 3). Унікальна особливість, яка може сприяти безпеці, полягає в тому, що паливні кульки фактично утворюють механізм ядра та замінюються одна за одною в міру старіння. Конструкція палива робить переробку палива дорогою.
- [en] (SSTAR) в основному досліджується та розробляється в США, призначений як пасивно безпечний реактор на швидких розмножувачах, який можна віддалено вимкнути, якщо виникне підозра, щодо втручнь у його роботу.
- [en] (CAESAR) — це концепція ядерного реактора, у якому сповільнювачем використовується пара. Ця конструкція все ще розробляється.
- [en] ґрунтується на [en] (ABWR), який зараз використовується, це не повний швидкий реактор, натомість він використовує переважно епітеплові нейтрони, які за швидкістю знаходяться між тепловими та швидкими нейтронами.
- [en] (HPM) — це реактор, розроблений Національною лабораторією Лос-Аламоса, який використовує гідрид урану як паливо.
- Підкритичні реактори розроблені як безпечніші та стабільніші, але створюють низку інженерних та економічних труднощів. Одним із прикладів є підсилювач енергії.
- Реактори на основі торію — Торій-232 можна перетворити на U-233 у спеціально розроблених для цього реакторах. Таким чином, торій, якого у природі міститься в чотири рази більше, ніж урану, може бути використаний для розмноження ядерного палива U-233. Вважається також, що U-233 має сприятливі ядерні властивості порівняно з традиційно використовуваним U-235, включаючи кращу економію нейтронів і менше виробництво довгоіснуючих трансуранових відходів.
- [en] (AHWR) — запропонований важководний ядерний енергетичний реактор із сповільнювачем, який буде проектом наступного покоління типу PHWR. Розробляється в [en] (BARC), Індія.
- [en] — унікальний реактор, що використовує як паливо ізотоп урану-233. Створено в Індії BARC і Центром атомних досліджень імені Індіри Ганді ([en]).
- Індія також планує будувати реактори на швидких розмножувачах з використанням паливного циклу торій-уран-233. FBTR (Fast Breeder Test Reactor), що працює в [en] (Індія), використовує плутоній як паливо та рідкий натрій як теплоносій.
- Китай, який контролює родовище [en], має реактор і сподівається замінити вугільну енергію ядерною.
Rolls-Royce планує продавати ядерні реактори для виробництва синтетичного палива для літаків.
Реактори IV покоління
Реактори IV покоління являють собою набір теоретичних конструкцій ядерних реакторів. Як правило, очікується, що вони не будуть доступні для комерційного використання раніше 2040—2050 років, хоча Всесвітня ядерна асоціація припустила, що деякі з них можуть почати комерційну експлуатацію до 2030 року. Поточні реактори, що працюють у всьому світі, як правило, вважаються системами другого або третього покоління, причому системи першого покоління давно вийшли з експлуатації. Дослідження цих типів реакторів було офіційно розпочато Міжнародним форумом Generation IV (GIF) на основі восьми технологічних цілей. Основними цілями є підвищення ядерної безпеки, підвищення стійкості до розповсюдження, мінімізація відходів і використання природних ресурсів, а також зниження вартості будівництва та експлуатації таких станцій.
- [en]
- Реактор на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм
- Реактор на розплавах солей
- [en]
- Реактор з надкритичною водою
- Високотемпературний газоохолоджувальний реактор
Реактори V+ покоління
Реактори V покоління є теоретично можливими конструкціями, але які зараз активно не розглядаються та не досліджуються. Хоча деякі реактори V покоління потенційно можуть бути побудовані за поточною або найближчою технологією, вони не викликають великого інтересу з міркувань економічності, практичності чи безпеки.
- Рідинноядерний реактор. Ядерний реактор із замкнутою системою циклу, в якому матеріалом, що розщеплюється, є розплавлений уран або розчин урану, охолоджений робочим газом, який закачується через отвори в основі захисної оболонки.
- [en]. Версія ракети [en] із замкнутим контуром, де матеріалом, що розщеплюється, є газоподібний гексафторид урану, що міститься в ємності з розплавленого кремнезему. Робочий газ (наприклад, водень) буде обтікати цю посудину і поглинати ультрафіолетове світло, яке утворюється в результаті реакції. Ця конструкція реактора також може функціонувати як ракетний двигун, як описано в науково-фантастичному романі Гаррі Гаррісона «Скайфол» 1976 року. Теоретично використання UF6 як робочого палива напряму (а не як етап до одного, як це робиться зараз) означало б менші витрати на переробку та дуже маленькі реактори. На практиці робота реактора з такою високою густиною потужності, ймовірно, створить некерований потік нейтронів, послаблюючи більшість матеріалів реактора, і, отже, оскільки потік буде подібним до того, який очікується в термоядерних реакторах, для цього знадобляться матеріали, подібні до тих, які вибирає [en].
- ЕМ реактор з газовою зоною. Як і в газовому реакторі, але з фотоелектричними батареями, які перетворюють ультрафіолетове світло безпосередньо в електрику. Цей підхід подібний до експериментально підтвердженого фотоелектричного ефекту, який перетворював би рентгенівське випромінювання, утворене нейтронним термоядерним синтезом, на електрику, пропускаючи високоенергетичні фотони через масив провідної фольги для передачі частини їхньої енергії електронам, енергії фотона вловлюється електростатично, подібно до конденсатора. Оскільки рентгенівське випромінювання може проходити крізь матеріал значно більшої товщини, ніж електрони, для поглинання рентгенівського випромінювання потрібні сотні або тисячі шарів.
- [en]. Реактор з фрагментами поділу — це ядерний реактор, який генерує електроенергію шляхом уповільнення іонного пучка побічних продуктів поділу замість використання ядерних реакцій для генерування тепла. Таким чином, він обходить цикл Карно і може досягти ККД до 90 % замість 40–45 %, досягнутих ефективними тепловими реакторами з турбінним приводом. Іонний пучок фрагментів поділу пропускатиметься через магнітогідродинамічний генератор для виробництва електрики.
- [en]. Використовував би нейтрони, випромінювані в результаті термоядерного синтезу, для розщеплення шару родючого матеріалу, як-от U-238 або Th-232, і перетворення відпрацьованого ядерного палива/ядерних відходів інших реакторів у відносно більш доброякісні ізотопи.
Реактори синтезу
Керований ядерний синтез можна в принципі використовувати на термоядерних електростанціях для виробництва енергії без складнощів поводження з актиноїдами, але значні наукові та технічні перешкоди залишаються. Незважаючи на те, що дослідження були розпочаті в 1950-х роках, до 2050 року не очікується жодного комерційного термоядерного реактора. Зараз проект ITER веде роботу з використання енергії термоядерного синтезу.
Матеріали реакторів
Матеріали, з яких будують реактори, що працюють при високій температурі в полі нейтронів, γ-квантів і уламків поділу. Тому для реакторобудування придатні не всі матеріали, застосовувані в інших галузях техніки. При виборі реакторних матеріалів враховують їх радіаційну стійкість, хімічну інертність, переріз поглинання та інші властивості.
Матеріал | Щільність, г/см³ | Макроскопічний переріз поглинання Їм−1 | |
---|---|---|---|
теплових нейтронів | нейтронів спектру ділення | ||
Алюміній | 2,7 | 1,3 | 2,5× 10−3 |
Магній | 1,74 | 0,14 | 3× 10−3 |
Цирконій | 6,4 | 0,76 | 4× 10−2 |
Неіржавна сталь | 8,0 | 24,7 | 1× 10−1 |
Оболонки Твелів, канали, сповільнювачі (відбивачі) виготовляють з матеріалів з невеликими перерізами поглинання. Застосування матеріалів, що слабко поглинають нейтрони, знижує непродуктивну витрату нейтронів, зменшує завантаження ядерного палива і збільшує коефіцієнт відтворення КВ. Для поглинаючих стрижнів, навпаки, придатні матеріали з великим перерізом поглинання. Це значно скорочує кількість стрижнів, необхідних для управління реактором.
Швидкі нейтрони, γ-кванти і уламки поділу ушкоджують структуру речовини. Так, у твердій речовині швидкі нейтрони вибивають атоми з кристалічної ґратки або зрушують їх з місця. Внаслідок цього погіршуються пластичні властивості і теплопровідність матеріалів. Складні молекули під дією випромінювання розпадаються на більш простіші молекули або складові атоми. Наприклад, вода розкладається на кисень і водень. Це явище відоме під назвою радіолізу води.
Радіаційна нестійкість матеріалів менше позначається при високих температурах. Рухливість атомів стає настільки великою, що ймовірність повернення вибитих з кристалічної ґратки атомів на своє місце або рекомбінації водню і кисню в молекулу води помітно збільшується. Так, радіоліз води несуттєвий в енергетичних некиплячих реакторах (наприклад, ВВЕР), тоді як у потужних дослідницьких реакторах виділяється значна кількість гримучої суміші. У реакторах є спеціальні системи для її спалювання.
Реакторні матеріали контактують між собою (оболонка Твелу з теплоносієм і ядерним паливом, тепловидільні касети — з теплоносієм і сповільнювачем і т. д.). Природно, що матеріали, які контактують, мають бути хімічно інертними (сумісними). Прикладом несумісності є уран і гаряча вода, що вступають у хімічну реакцію.
Одним із чинників руйнування матеріалів реактора є іонізуюче випромінювання.
У більшості матеріалів міцнісні властивості різко погіршуються зі збільшенням температури. В енергетичних реакторах конструкційні матеріали працюють при високих температурах. Це обмежує вибір конструкційних матеріалів, особливо для тих деталей енергетичного реактора, які повинні витримувати високий тиск
Вигорання і відновлення ядерного палива
У процесі роботи ядерного реактора через накопичення в паливі уламків поділу змінюється його ізотопний і хімічний склад, відбувається утворення трансуранових елементів, головним чином ізотопів Pu. Вплив осколків поділу на реактивність ядерного реактора називають отруєнням (для радіоактивних уламків) і зашлаковуванням (для стабільних ізотопів).
Основна причина отруєння реактора — 135Xe, має найбільший (2,6× 106 барн). Період напіврозпаду 135Xe T1/2 = 9,2 год; вихід при розподілі становить 6-7 %. Основна частина 135Xe утворюється в результаті розпаду 135I (T1/2 = 6,8 год). При отруєнні Кеф змінюється на 1-3 %. Великий переріз поглинання 135Xe і наявність проміжного ізотопу 135I призводять до двох важливих явищ:
- До збільшення концентрації 135Xe і, отже, до зменшення реактивності реактора після його зупинки або зниження потужності («йодна яма»), що робить неможливими короткочасні зупинки і коливання вихідної потужності. Цей ефект долається введенням запасу реактивності в органах регулювання. Глибина і тривалість йодної ями залежать від потоку нейтронів Ф: при Ф = 5× 1018 нейтронів/(см2·с) тривалість йодної ями 30 год, а глибина вдвічі перевершує стаціонарну зміну Кеф, викликану отруєнням 135Xe.
- Через отруєння можуть відбуватися просторово-часові коливання нейтронного потоку Ф, а, отже, і потужності реактора. Ці коливання виникають при Ф > 1018 нейтронів/(см²·с) та великих розмірах реактора. Періоди коливань 10 год.
При поділі ядер виникає велике число стабільних осколків, які відрізняються перерізами поглинання в порівнянні з перерізами поглинання подільного ізотопу. Концентрація осколків з великим значенням перерізу поглинання досягає насичення протягом перших кількох діб роботи реактора. Головним чином це 149Sm, змінює Кеф на 1 %). Концентрація уламків з малим значенням перерізу поглинання і від'ємна реактивність, яку вони вносять, зростають лінійно в часі.
Утворення трансуранових елементів в ядерному реакторі відбувається за такими схемами:
- 235U + n → 236U + n → 237U →(7 діб)→ 237Np + n → 238Np →(2,1 діб)→ 238Pu
- 238U + n → 239U →(23 хв)→ 239Np →(2,3 добу)→ 239Pu (+осколки) + n → 240Pu + n → 241Pu (+осколки) + n → 242Pu + n → 243Pu →(5 год)→ 243Am + n → 244Am →(26 хв)→ 244Cm
Час між стрілками позначає період напіврозпаду, «+n» означає поглинання нейтрона.
На початку роботи реактора відбувається лінійне накопичення 239Pu, причому тим швидше (при фіксованому вигорянні 235U), чим менше збагачення урану. Далі концентрація 239Pu прагне до постійної величини, яка не залежить від ступеня збагачення, а визначається відношенням перерізів захоплення нейтронів 238U і 239Pu. Характерний час встановлення рівноважної концентрації 239Pu ~ 3/Ф років (Ф в од. 1013 нейтронів/см²×с). Ізотопи 240Pu, 241Pu досягають рівноважної концентрації лише при повторному спалюванні пального в ядерному реакторі після регенерації ядерного палива.
Вигоряння ядерного палива характеризують сумарною енергією, що виділилась у реакторі на 1 тонну палива. Ця величина становить:
- 10 Гвт·добу/т — реактори на важкій воді;
- 20-30 Гвт·добу/т — реактори на низькозбагаченому урані (2-3 % 235U);
- до 100 Гвт·добу/т — реактори на швидких нейтронах.
Вигоряння 1 Гвт·добу/т відповідає згорянню 0,1 % ядерного палива.
У міру вигоряння палива реактивність реактора зменшується. Вигоріле паливо міняють відразу в усій активній зоні або поступово, залишаючи в роботі Твели різного «віку».
У разі повної заміни палива, реактор має надлишкову реактивність, яку потрібно компенсувати, тоді як у другому випадку компенсація потрібна тільки при першому пуску реактора. Безперервне перевантаження дозволяє підвищити глибину вигорання, тому що реактивність реактора визначається середніми концентраціями ізотопів, що діляться.
Маса завантаженого палива перевершує масу вивантаженого за рахунок «ваги» енергії, що виділилася. Після зупинки реактора, спочатку головним чином за рахунок поділу запізнілими нейтронами, а потім, через 1-2 хв, за рахунок β — і γ-випромінення уламків поділу і трансуранових елементів, у паливі триває виділення енергії. Якщо реактор працював досить довго до моменту зупинки, то через 2 хв після зупинки виділення енергії становить близько 3 %, через 1 год — 1 %, через добу — 0,4 %, через рік — 0,05 % від початкової потужності.
Відношення кількості ізотопів Pu які діляться, що утворилися в ядерному реакторі, до кількості вигорілого 235U називається коефіцієнтом конверсії KK. Величина KK збільшується при зменшенні збагачення і вигорання. Для важководного реактора на природному урані, при вигорянні 10 ГВт·добу/т KK = 0,55, а при невеликих вигоряннях (в цьому випадку KK називається початковим плутонієвим коефіцієнтом) KK = 0,8. Якщо ядерний реактор спалює і виробляє одні і ті ж ізотопи (реактор-розмножувач), то відношення швидкості відтворення до швидкості вигоряння називається коефіцієнтом відтворення КВ. В ядерних реакторах на теплових нейтронах КВ < 1, а для реакторів на швидких нейтронах КВ може досягати 1,4-1,5. Зростання КВ для реакторів на швидких нейтронах пояснюється головним чином тим, що, особливо в разі 239Pu, для швидких нейтронів g зростає, а падає.
Управління ядерним реактором
Управління ядерним реактором можливе тільки завдяки тому, що частина нейтронів при поділі вилітає з уламків з запізненням, яке може скласти від кількох мілісекунд до декількох хвилин.
Для управління реактором використовують поглинальні стрижні, що вводяться в активну зону, виготовлені з матеріалів, які сильно поглинають нейтрони (в основному В, Cd і деякі інші) і/або розчин борної кислоти, у певній концентрації, що додається у теплоносій (борне регулювання). Рух стрижнів керується спеціальними механізмами, приводами, що працюють за сигналами від оператора або апаратури автоматичного регулювання нейтронного потоку.
Ядерні реактори проєктують так, щоб у будь-який момент часу процес поділу перебував у стійкій рівновазі щодо малих змін параметрів, що впливають на реактивність. Таким чином, випадкова зміна швидкості ядерної реакції гаситься, а викликана переміщенням керівних стрижнів або повільною зміною інших параметрів приводить до квазістаціонарних змін потужності реактора.
На випадок різних аварійних ситуацій у кожному реакторі передбачено екстрене припинення ланцюгової реакції, здійснюване скиданням в активну зону всіх поглинальних стрижнів — система аварійного захисту.
Залишкове тепловиділення
Важливою проблемою, безпосередньо пов'язаною з ядерною безпекою, є залишкове тепловиділення. Це специфічна особливість ядерного палива, яка полягає в тому, що після припинення ланцюгової реакції ділення і звичайної для будь-якого енергоджерела теплової інерції, виділення тепла в реакторі ще триває довгий час, що створює низку технічно складних проблем.
Залишкове тепловиділення є наслідком β- і γ- розпаду продуктів поділу, які накопичилися в паливі за час роботи реактора. Ядра продуктів поділу внаслідок розпаду переходять в більш стабільний або повністю стабільний стан з виділенням значної енергії.
Хоча потужність залишкового тепловиділення швидко спадає до величин, малих у порівнянні зі стаціонарними значеннями, у потужних енергетичних реакторах вона значна в абсолютних величинах. З цієї причини залишкове тепловиділення спричиняє необхідність тривалий час забезпечувати тепловідведення від активної зони реактора після його зупинки. Ця задача вимагає наявності в конструкції реакторної установки систем розхолоджування з надійним електропостачанням, а також обумовлює необхідність тривалого (протягом 3-4 років) зберігання відпрацьованого ядерного палива у сховищах зі спеціальним температурним режимом — басейнах витримки, які зазвичай розташовуються в безпосередній близькості від реактора.
Аварії на АЕС
За час експлуатації відбулося кілька серйозних аварій на таких установках, наймасштабніша 1986 року на атомній електростанції в Чорнобилі (Чорнобильська катастрофа), де відбувся витік, що викликав пожежу й радіоактивне зараження великої території.
У Гаррісберзі, Пенсільванія, США, у 1979 відбулася аварія на АЕС Три-Майл-Айленд через електричне, механічне ушкодження і помилки оператора, внаслідок якої відбувся витік радіоактивної речовини.
У 1957 в Англії (Віндскейл) була зруйнована серцевина реактора, відбувся викид радіоактивної речовини в атмосферу.
Аварія на Першій Фукусімській АЕС, Фукусіма-1, в Японії, яка сталася в березні 2011 року і відбулася відразу на чотирьох блоках. Вона супроводжувалася руйнуванням реакторного відділення, внаслідок чого відбувся викид радіоактивних речовин в атмосферу і водне середовище, що з урахуванням високої густоти заселення забруднених районів створило загрозу катастрофічних наслідків для місцевого населення — зокрема, і для країни — в цілому.
Див. також
Примітки
- «ZEEP — Canada's First Nuclear Reactor» [ 6 березня 2014 у Wayback Machine.], Canada Science and Technology Museum.
- Horst Kant (2002). Werner Heisenberg and the German Uranium Project (PDF). Preprint 203. [en]. Архів (PDF) оригіналу за 30 травня 2012. Процитовано 10 лютого 2012.
- Круглов А. К. Как создавалась атомная промышленность в СССР. — М. : ЦНИИатоминформ, 1995. — 380 с. — .
- Дементьев Б. А. Ядерные энергетические реакторы. — М. : Энергоатомиздат, 1990. — С. 21—22. — .
- Бартоломей Г. Г., Бать Г. А., Байбаков В. Д., Алхутов М. С. Основы теории и методы расчёта ядерных энергетических реакторов / Под ред. Г. А. Батя. — М. : Энергоиздат, 1982. — С. 31.
- Angelo, Joseph A. Nuclear technology. — USA : , 2004. — С. 275—276. — (Sourcebooks in modern technology) — .
- Глоссарий терминов, используемых в базе данных PRIS
- Russia completes world's first Gen III+ reactor; China to start up five reactors in 2017. Nuclear Energy Insider. 8 лютого 2017. Процитовано 10 липня 2019.
- Generation IV Nuclear Reactors. World Nuclear Association, update Dec 2020
- Nucleonics Week, Vol. 44, No. 39; p. 7, 25 September 2003 Quote: «Etienne Pochon, CEA director of nuclear industry support, outlined EPR's improved performance and enhanced safety features compared to the advanced Generation II designs on which it was based.»
- . Euronuclear.org. Архів оригіналу за 17 березня 2011. Процитовано 18 березня 2011.
- . World Nuclear Association. Архів оригіналу за 6 лютого 2010. Процитовано 29 січня 2010.
- Till, Charles. Nuclear Reaction: Why Do Americans Fear Nuclear Power?. Public Broadcasting Service (PBS). Процитовано 9 листопада 2006.
- Juhasz, Albert J.; Rarick, Richard A.; Rangarajan, Rajmohan (October 2009). High Efficiency Nuclear Power Plants Using Liquid Fluoride Thorium Reactor Technology (PDF). NASA. Процитовано 27 жовтня 2014.
- The Venezuela-China relationship, explained: Belt and Road | Part 2 of 4. SupChina (амер.). 14 січня 2019. оригіналу за 24 червня 2019. Процитовано 24 червня 2019.
- . Bloomberg News. Архів оригіналу за 19 грудня 2019. Процитовано 19 грудня 2019.
- De Clercq, Geert (13 жовтня 2014). Can Sodium Save Nuclear Power?. Scientific American (англ.). Процитовано 10 серпня 2022.
- . World Nuclear Association. Архів оригіналу за 23 січня 2010. Процитовано 29 січня 2010.
- (PDF). Архів оригіналу (PDF) за 4 березня 2016.
- Quimby, D.C., High Thermal Efficiency X-ray energy conversion scheme for advanced fusion reactors, ASTM Special technical Publication, v.2, 1977, pp. 1161—1165
- Андрушечко С. А., Афоров А. М., Васильев Б. Ю., Генералов В. Н., Косоуров К. Б., Семченков Ю. М., Украинцев В. Ф. АЭС с реактором типа ВВЭР-1000. От физических основ эксплуатации до эволюции проекта. — М. : Логос, 2010. — 604 с. — 1000 прим. — .
- Кириллов П. Л., Богословская Г. П. в ядерных энергетических установках. — М. : Энергоатомиздат, 2000. — 456 с. — 1000 прим. — .
- Овчинников Ф. Я., Семёнов В. В. Эксплуатационные режимы водо-водяных энергетических реакторов. — 3 изд., пер. и доп. — М. : Энергоатомиздат, 1988. — 359 с. — 3400 прим. — .
- Сидоренко В. А. Вопросы безопасной работы реакторов ВВЭР. — М. : Атомиздат, 1977. — 216 с. — (Проблемы ядерной энергетики) — 3000 прим.
- Міжнародна шкала ядерних подій
Література
- Павлович В. М. (2009). Фізика ядерних реакторів. Чорнобиль: НАН України. Інститут проблем безпеки АЕС. ISBN .
- БСЭ (рос.)
- Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979. (рос.)
- Шуколюков А. Ю. «Уран. Природный ядерный реактор». «Химия и жизнь» № 6, 1980. — С. 20-24. (рос.)
Вікіпедія, Українська, Україна, книга, книги, бібліотека, стаття, читати, завантажити, безкоштовно, безкоштовно завантажити, mp3, відео, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, малюнок, музика, пісня, фільм, книга, гра, ігри, мобільний, телефон, android, ios, apple, мобільний телефон, samsung, iphone, xiomi, xiaomi, redmi, honor, oppo, nokia, sonya, mi, ПК, web, Інтернет
Ya dernij rea ktor pristrij priznachenij dlya organizaciyi kerovanoyi samopidtrimuvanoyi lancyugovoyi reakciyi podilu yaka zavzhdi suprovodzhuyetsya vidilennyam energiyi Aktivna zona doslidnogo reaktora Dobre vidno blakitne svitlo viprominyuvannya Vavilova Cherenkova Pershij yadernij reaktor zbuduvali i zapustili v grudni 1942 roku v SShA pid kerivnictvom Enriko Fermi Pershim reaktorom pobudovanim za mezhami SShA stav ZEEP zapushenij v Kanadi 5 veresnya 1945 roku V Yevropi pershim yadernim reaktorom stala ustanovka F 1 yaka zapracyuvala 25 grudnya 1946 roku v Moskvi pid kerivnictvom Igorya Kurchatova Do 1978 roku v sviti pracyuvalo vzhe blizko sotni yadernih reaktoriv riznih tipiv IstoriyaTeoretichnu grupu Uranovij proyekt nacistskoyi Nimechchini sho pracyuvala v Tovaristvi kajzera Vilgelma ocholyuvav Vajczekker ale lishe formalno Faktichnim liderom stav Gejzenberg sho rozroblyaye teoretichni osnovi lancyugovoyi reakciyi Vajczekker z grupoyu uchasnikiv zoseredivsya na stvorenni uranovoyi mashini pershogo reaktora Piznoyu vesnoyu 1940 roku odin z uchenih grupi Gartek proviv pershe doslidzhennya zi sproboyu stvorennya lancyugovoyi reakciyi vikoristovuyuchi oksid uranu i tverdij grafitovij spovilnyuvach Odnak nayavnogo podilnogo materialu ne vistachilo dlya dosyagnennya ciyeyi meti 1941 roku v Lejpcizkomu universiteti uchasnik grupi Gejzenberga Depel pobuduvav stend z vazhkovodnim spovilnyuvachem v eksperimentah na yakomu do travnya 1942 roku vdalosya dosyagti virobnictva nejtroniv u kilkosti sho perevishuye yih poglinannya Povnocinnoyi lancyugovoyi reakciyi nimeckim vchenim vdalosya dosyagti v lyutomu 1945 roku v eksperimenti provedenomu v girnichij virobci poblizu Gajgerloha Odnak cherez kilka tizhniv yaderna programa Nimechchini pripinila isnuvannya Chikazka uranova zbirka pershij yadernij reaktor tayemno pobudovanij v Chikazkomu universiteti 1942 roku pid chas Drugoyi svitovoyi vijni v ramkah amerikanskogo Mangettenskogo proyektu Lancyugovu reakciyu podilu yader korotko lancyugovu reakciyu vpershe zdijsnili v grudni 1942 roku Grupa fizikiv Chikazkogo universitetu ocholyuvana Enriko Fermi stvorila pershij u sviti yadernij reaktor nazvanij Chikazkoyu drovitneyu Chicago Pile 1 CP 1 Vin skladavsya z grafitovih blokiv mizh yakimi buli roztashovani shari z prirodnogo uranu i jogo dioksidu Shvidki nejtroni sho z yavlyayutsya vnaslidok podilu yader 235U spovilnyuvalisya grafitom do teplovih energij a potim viklikali novi dilennya yader Reaktori podibni do SR 1 v yakih osnovna chastka podiliv vidbuvayetsya pid diyeyu teplovih nejtroniv nazivayut reaktorami na teplovih nejtronah Do yihnogo skladu vhodit duzhe bagato spovilnyuvacha u porivnyanni z yadernim palivom V SRSR grupa fizikiv i inzheneriv pid kerivnictvom akademika Igorya Kurchatova provela teoretichni ta eksperimentalni doslidzhennya osoblivostej pusku roboti ta kontrolyu reaktoriv Pershij radyanskij reaktor F 1 pobuduvali v Laboratoriyi 2 AN SRSR Moskva 25 grudnya 1946 roku cej reaktor vivedeno v kritichnij stan Reaktor F 1 buv nabranij z grafitovih blokiv i mav formu kuli diametrom priblizno 7 5 m U centralnij chastini kuli diametrom 6 m po otvorah u grafitovih blokah rozmisheni uranovi strizhni Reaktor F 1 yak i reaktor CP 1 ne mav sistemi oholodzhennya tomu pracyuvav na duzhe malih rivnyah potuzhnosti Pidsumki doslidzhen na reaktori F 1 stali osnovoyu proyektiv skladnishih za konstrukciyeyu promislovih reaktoriv 1948 roku vvedeno v diyu reaktor I 1 za inshimi danimi vin nazivavsya A 1 z virobnictva plutoniyu a 27 chervnya 1954 roku vstupila v diyu persha u sviti pid yednana do elektromerezhi atomna elektrostanciya z elektrichnoyu potuzhnistyu 5 MVt v misti Obninsku Konstrukciya i princip robotiMehanizm energovidilennya Div takozh lancyugova yaderna reakciya Peretvorennya rechovini suprovodzhuyetsya vidilennyam vilnoyi energiyi lishe v tomu razi yaksho rechovina maye zapas energij Ce oznachaye sho mikrochastinki rechovini perebuvayut u stani z energiyeyu spokoyu bilshoyu nizh v inshomu mozhlivomu perehid do yakogo isnuye Na pereshkodi mimovilnomu perehodu zavzhdi stoyit dlya podolannya yakogo mikrochastinka povinna otrimati zzovni yakus kilkist energiyi energiyi zbudzhennya polyagaye v tomu sho v nastupnomu za zbudzhennyam peretvorenni vidilyayetsya energiyi bilshe nizh potribno dlya zapusku procesu Isnuyut dva sposobi podolannya energetichnogo bar yera abo za rahunok kinetichnoyi energiyi chastinok sho stikayutsya abo za rahunok energiyi zv yazku chastinki sho priyednuyetsya Yaksho mati na uvazi makroskopichni masshtabi energovidilennya to neobhidnu dlya zapusku reakcij kinetichnu energiyu povinni mati vsi abo spochatku hocha b deyaka chastka chastinok rechovini Cogo mozhna dosyagti lishe pidvishivshi temperaturu seredovisha do velichini za yakoyi energiya teplovogo ruhu nablizhayetsya do velichini energetichnogo porogu sho obmezhuye perebig procesu U vipadku molekulyarnih peretvoren tobto himichnih reakcij take pidvishennya zazvichaj stanovit sotni kelviniv u razi zh yadernih reakcij ce minimum 107K cherez duzhe veliku visotu yader sho stikayutsya Teplove zbudzhennya yadernih reakcij zdijsneno na praktici tilki pri sintezi najlegshih yader u yakih kulonivski bar yeri minimalni termoyadernij sintez Zbudzhennya chastinkami sho priyednuyutsya ne vimagaye velikoyi kinetichnoyi energiyi i otzhe ne zalezhit vid temperaturi seredovisha oskilki vidbuvayetsya za rahunok nevikoristanih zv yazkiv vlastivih chastinkam sil prityagannya Ale zate dlya zbudzhennya reakcij neobhidni sami chastinki I yaksho znovu mati na uvazi ne okremij akt reakciyi a otrimannya energiyi v makroskopichnih masshtabah to ce mozhlivo lishe pri viniknenni lancyugovoyi reakciyi Ostannya zh vinikaye koli chastinki sho zbudzhuyut reakciyu znovu z yavlyayutsya yak produkti ekzoenergetichnoyi reakciyi Shematichna konstrukciya geterogennogo reaktora na teplovih nejtronah 1 Keruvalnij strizhen 2 Radiacijnij zahist 3 Teploizolyaciya 4 Spovilnyuvach 5 Yaderne palivo 6 Teplonosij Konstrukciya Bud yakij yadernij reaktor skladayetsya z takih chastin Aktivna zona z yadernim palivom i spovilnyuvachem Vidbivach nejtroniv sho otochuye aktivnu zonu teplonosij Sistema regulyuvannya lancyugovoyi reakciyi v tomu chisli avarijnij zahist Radiacijnij zahist Sistema distancijnogo keruvannya Fizichni principi roboti Div Takozh osnovni statti Koeficiyent rozmnozhennya nejtroniv Reaktivnist yadernogo reaktora Potochnij stan yadernogo reaktora mozhna sharakterizuvati efektivnim koeficiyentom rozmnozhennya nejtroniv k abo reaktivnistyu r yaki pov yazani takim spivvidnoshennyam r k 1k displaystyle rho k 1 over k Dlya cih velichin harakterni taki znachennya k gt 1 lancyugova reakciya narostaye v chasi reaktor perebuvaye v nadkritichnomu stani jogo reaktivnist r gt 0 k lt 1 reakciya zgasaye reaktor pidkritichnij r lt 0 k 1 r 0 chislo podiliv yader postijne reaktor perebuvaye v stabilnomu kritichnomu stani Umova kritichnosti yadernogo reaktora k k0w 1 displaystyle k k 0 w 1 dew displaystyle w ye chastka povnogo chisla nejtroniv sho utvoryuyutsya v reaktori poglinenih v aktivnij zoni reaktora abo jmovirnist sho nejtron ne pokine kincevij ob yem k0 koeficiyent rozmnozhennya nejtroniv v aktivnij zoni neskinchennih rozmiriv Koeficiyent rozmnozhennya dorivnyuye odinici koli rozmnozhennya nejtroniv kompensuye yih vtrati Prichin vtrat faktichno dvi zahoplennya bez podilu i vitik nejtroniv za mezhi seredovisha sho rozmnozhuye Zdijsnennya kerovanoyi lancyugovoyi reakciyi podilu yadra mozhlive za pevnih umov U procesi podilu yader paliva vinikayut mittyevi nejtroni sho utvoryuyutsya bezposeredno v moment podilu yadra i zapiznili nejtroni sho vipuskayutsya ulamkami podilu pid chas yih radioaktivnogo rozpadu Chas zhittya mittyevih nejtroniv duzhe malij tomu navit suchasni sistemi i zasobi upravlinnya reaktorom ne mozhut pidtrimuvati neobhidnij koeficiyent rozmnozhennya nejtroniv tilki za rahunok mittyevih nejtroniv Chas zhittya zapiznilih nejtroniv stanovit vid 0 1 do 10 sekund Zavdyaki znachnomu chasu zhittya zapiznilih nejtroniv sistema upravlinnya vstigaye peremistiti strizhni poglinachi pidtrimuyuchi tim samim neobhidnij koeficiyent rozmnozhennya nejtroniv reaktivnist Vidnoshennya chisla zapiznilih nejtroniv sho viklikali reakciyu podilu v danomu pokolinni do vsogo chisla nejtroniv sho viklikali reakciyu podilu v danomu pokolinni nazivayetsya efektivnoyu chastkoyu zapiznilih nejtroniv bef Takim chinom mozhlivi taki scenariyi rozvitku lancyugovoyi reakciyi podilu 1 r lt 0 Kef lt 1 reaktor pidkritichnij intensivnist reakciyi zmenshuyetsya potuzhnist reaktora znizhuyetsya 2 r 0 Kef 1 reaktor kritichnij intensivnist reakciyi i potuzhnist reaktora postijni 3 r gt 0 Kef gt 1 reaktor nadkritichnij intensivnist reakciyi i potuzhnist reaktora zbilshuyutsya V ostannomu 3 vipadku mozhlivi dva principovo vidminni odin vid odnogo stani nadkritichnogo reaktora 3a 0 lt r lt bef yaksho reaktivnist visha nulya ale nizhcha efektivnoyi chastki zapiznilih nejtroniv bef lancyugova reakciya protikaye zi shvidkistyu yaka viznachayetsya chasom zapiznennya nejtroniv tobto reaktor pidkritichnij na mittyevih nejtronah a neobhidna nadkritichnist dosyagayetsya za rahunok zapiznilih nejtroniv sho narodzhuyutsya Pri comu reakciya podilu ye kerovanoyu 3b r gt bef pri reaktivnosti reaktora sho perevishuye efektivnu chastku zapiznilih nejtroniv reaktor staye nadkritichnim na mittyevih nejtronah potuzhnist lancyugovoyi reakciyi podilu pochinaye eksponencialno zrostati Chas zrostannya potuzhnosti nastilki malij sho niyaki sistemi upravlinnya v tomu chisli avarijni ne vstigayut spracyuvati i zrostannya potuzhnosti mozhe obmezhuvatis tilki fizichnimi procesami sho protikayut v aktivnij zoni Napriklad v teplovomu reaktori ce zmenshennya pererizu zahoplennya nejtroniv zi zrostannyam temperaturi sho ye odniyeyu z fizichnih prichin vid yemnogo potuzhnisnogo koeficiyenta reaktivnosti Ochevidno sho k lt k0 oskilki v kincevomu ob yemi vnaslidok vitoku vtrati nejtroniv obov yazkovo bilshi nizh v neskinchennomu Tomu yaksho v rechovini danogo skladu k0 lt 1 to lancyugova samopidtrimuvana reakciya nemozhliva yak v neskinchennomu tak i v bud yakomu kincevomu ob yemi Takim chinom k0 viznachaye principovu zdatnist seredovisha rozmnozhuvati nejtroni k0 dlya teplovih reaktoriv mozhna viznachiti za tak zvanoyu formuloyu 4 h spivmnozhnikiv k0 mϕ8h displaystyle k 0 mu phi theta eta dem koeficiyent rozmnozhennya na shvidkih nejtronah f jmovirnist uniknuti rezonansnogo zahoplennya 8 koeficiyent vikoristannya teplovih nejtroniv h vihid nejtroniv na odne poglinannya Ob yemi suchasnih energetichnih reaktoriv mozhut syagati soten m i viznachayutsya golovnim chinom ne umovami kritichnosti a mozhlivostyami teplovidvodu Kritichnij rozmir yadernogo reaktora rozmir aktivnoyi zoni reaktora v kritichnomu stani Kritichna masa masa rechovini reaktora sho perebuvaye v kritichnomu stani Najmenshu kritichnu masu mayut reaktori v yakih palivom sluguyut vodni rozchini solej chistih izotopiv z vodyanim vidbivachem nejtroniv Dlya 235U cya masa dorivnyuye 0 8 kg dlya 239Pu 0 5 kg dzherelo Shiroko vidomo odnak sho kritichna masa dlya reaktora LOPO pershij v sviti reaktor na zbagachenomu urani sho mav vidbivach z okisu beriliyu stanovila 0 565 kg dzherelo popri te sho stupin zbagachennya za izotopom 235 buv lishe trohi bilshim 14 Teoretichno najmenshu kritichnu masu maye 251Cf dlya yakogo cya velichina stanovit vsogo 10 g Z metoyu zmenshennya vitoku nejtroniv aktivnij zoni nadayut sferichnoyi abo blizkoyi do sferichnoyi formi napriklad korotkogo cilindra abo kuba tomu sho ci tila mayut najmenshe vidnoshennya ploshi poverhni do ob yemu Popri te sho velichina e 1 zazvichaj nevelika rol rozmnozhennya na shvidkih nejtronah dosit velika oskilki dlya velikih yadernih reaktoriv K 1 lt lt 1 Bez cogo procesu bulo b nemozhlivo stvoriti pershi grafitovi reaktori na prirodnomu urani Dlya pochatku lancyugovoyi reakciyi zazvichaj dosit nejtroniv narodzhenih pri spontannomu podili yader uranu Mozhna takozh vikoristovuvati zovnishni dzherela nejtroniv dlya zapusku reaktora napriklad sumishi Ra i Be 252Cf abo inshih rechovin Jodna yama Jodna yama stan yadernogo reaktora pislya jogo zupinki sho harakterizuyetsya nakopichennyam korotkozhivuchogo izotopu ksenonu 135Xe yakij ye produktom rozpadu izotopu jodu 135 cherez sho cej proces i distav svoyu nazvu Visokij pereriz zahoplennya teplovih nejtroniv ksenonom 135 prizvodit do timchasovoyi poyavi znachnoyi negativnoyi reaktivnosti sho v svoyu chergu robit skladnim vivid reaktora na proyektnu potuzhnist protyagom pevnogo periodu pislya zupinki blizko 1 2 dib KlasifikaciyaZa priznachennyam Za harakterom vikoristannya yaderni reaktori podilyayutsya na Energetichni reaktori priznacheni dlya otrimannya elektrichnoyi ta teplovoyi energiyi vikoristovuvanoyi v energetici a takozh dlya oprisnennya morskoyi vodi reaktori dlya oprisnennya takozh vidnosyat do promislovih Osnovne zastosuvannya taki reaktori otrimali na atomnih elektrostanciyah Teplova potuzhnist suchasnih energetichnih reaktoriv syagaye 5 GVt V okremu grupu vidilyayut Transportni reaktori priznacheni dlya zabezpechennya energiyeyu dviguniv transportnih zasobiv Najbilsh shiroki grupi zastosuvannya morski transportni reaktori sho zastosovuyutsya na pidvodnih chovnah i riznih nadvodnih sudnah a takozh reaktori sho zastosovuyutsya v kosmichnij tehnici Eksperimentalni reaktori priznacheni dlya vivchennya riznih fizichnih velichin znachennya yakih potribno znati dlya proyektuvannya ta ekspluataciyi yadernih reaktoriv potuzhnist takih reaktoriv ne perevishuye dekilkoh kVt Doslidnicki reaktori v yakih potoki nejtroniv i gamma kvantiv sho utvoryuyutsya v aktivnij zoni vikoristovuyut dlya doslidzhen v oblasti yadernoyi fiziki fiziki tverdogo tila radiacijnoyi himiyi biologiyi dlya viprobuvannya materialiv sho mayut pracyuvati v intensivnih nejtronnih potokah v tomu chisli detalej yadernih reaktoriv dlya virobnictva izotopiv Potuzhnist doslidnih reaktoriv ne perevishuye 100 MVt Energiyu sho vidilyayetsya zazvichaj ne vikoristovuyut Promislovi zbrojovi izotopni reaktori yaki vikoristovuyut dlya napracyuvannya izotopiv sho zastosovuyutsya v riznih galuzyah Najbilsh shiroko yih vikoristovuyut dlya virobnictva yadernih zbrojovih materialiv napriklad 239Pu Takozh do promislovih vidnosyat reaktori sho yih vikoristovuyut dlya oprisnennya morskoyi vodi Chasto reaktori vikoristovuyut dlya virishennya dvoh i bilshe riznih zavdan v takomu razi yih nazivayut bagatocilovimi Napriklad deyaki energetichni reaktori osoblivo na zori atomnoyi energetiki priznachalisya zdebilshogo dlya eksperimentiv Reaktori na shvidkih nejtronah mozhut buti odnochasno i energetichnimi i napracovuvati izotopi Promislovi reaktori krim svogo osnovnogo zavdannya chasto viroblyayut elektrichnu i teplovu energiyu Za spektrom nejtroniv Reaktor na teplovih povilnih nejtronah teplovij reaktor Reaktor na shvidkih nejtronah shvidkij reaktor Reaktor na promizhnih nejtronah Reaktor zi zmishanim spektromZa rozmishennyam paliva Geterogenni reaktori de palivo rozmishuyetsya v aktivnij zoni diskretno u viglyadi blokiv mizh yakimi znahoditsya spovilnyuvach Gomogenni reaktori de palivo i spovilnyuvach stanovlyat odnoridnu sumish gomogennu sistemu U geterogennomu reaktori palivo i spovilnyuvach mozhut buti prostorovo rozneseni zokrema v porozhninnomu reaktori spovilnyuvach vidbivach otochuye porozhninu z palivom sho ne mistit spovilnyuvacha Z yaderno fizichnoyi tochki zoru kriteriyem gomogennosti geterogennosti ye ne konstruktivne vikonannya a rozmishennya blokiv paliva na vidstani sho perevishuye dovzhinu spovilnennya nejtroniv u comu spovilnyuvachi Tak reaktori z tak zvanimi tisnimi gratkami rozrahovuyut yak gomogenni hocha v nih palivo zazvichaj vidokremlene vid spovilnyuvacha Bloki yadernogo paliva v geterogennomu reaktori nazivayut teplovidilnimi zbirkami TVZ yaki rozmishuyutsya v aktivnij zoni u vuzlah pravilnoyi gratki utvoryuyuchi stilnik Za vidom paliva izotopi uranu 235U 238U 233U izotop plutoniyu 239Pu takozh izotopi 239 242Pu u viglyadi sumishi z 238U MOX palivo mixed oxide u perekladi iz angl sumish oksidiv izotop toriyu 232Th za dopomogoyu peretvorennya v 233U Za stupenem zbagachennya prirodnij uran slabko zbagachenij uran visoko zbagachenij uran Za himichnim skladom metalevij U UO2 dioksid uranu UC karbid uranu tosho Za vidom teplonosiya H2O voda div Vodno vodyanij reaktor Gaz div Grafito gazovij yadernij reaktor D2O vazhka voda div Yadernij reaktor na vazhkij vodi CANDU Reaktor z ridkometalevim teplonosiyem Reaktor na rozplavah solejZa rodom spovilnyuvacha S grafit div Grafito gazovij yadernij reaktor Grafito vodyanij reaktor H2O voda div Legkovodnij reaktor VVER D2O vazhka voda div Vazhkovodnij yadernij reaktor CANDU Be BeO Gidridi metaliv Bez spovilnyuvacha div Reaktor na shvidkih nejtronah Za konstrukciyeyu Korpusni reaktori Kanalni reaktoriZa sposobom generaciyi pari Reaktor z zovnishnim parogeneratorom Div Vodno vodyanij reaktor VVER Kiplyachij reaktorKlasifikaciya MAGATE Mizhnarodne agentstvo z atomnoyi energiyi vikoristovuye taku klasifikaciyu osnovnih tipiv energetichnih yadernih reaktoriv zgidno z zastosovuvanimi v nih materialami teplonosiya i spovilnyuvacha PWR pressurized water reactor vodno vodyanij reaktor v yakomu legka voda ye teplonosiyem i spovilnyuvachem napriklad VVER BWR boiling water reactor kiplyachij reaktor v yakomu na vidminu vid PWR utvorennya pari sho podayetsya na turbini vidbuvayetsya bezposeredno v reaktori FBR fast breeder reactor reaktor rozmnozhuvach na shvidkih nejtronah sho ne vimagaye nayavnosti spovilnyuvacha GCR gas cooled reactor gazooholodzhuvanij reaktor U roli spovilnyuvacha vikoristovuyetsya yak pravilo grafit LWGR light water graphite reactor grafito vodyanij reaktor napriklad RBMK PHWR pressurised heavy water reactor vazhkovodnij reaktor HTGR high temperature gas cooled visokotemperaturnij gazooholodzhuvanij reaktor HWGCR heavy water moderated gas cooled reactor gazooholodzhuvanij reaktor z vazhkovodnim spovilnyuvachem HWLWR heavy water moderated boiling light water cooled reactor kiplyachij reaktor zi spovilnyuvachem z vazhkoyi vodi PBMR Pebble bed modular reactor modulnij reaktor z kulovimi TVELami SGHWR Steam Generating Heavy Water Reactor kiplyachij vazhkovodnij reaktor Za pokolinnyami Reaktor I pokolinnya ranni prototipi taki yak en doslidnicki reaktori nekomercijni energetichni reaktori en perevazhna bilshist suchasnih atomnih elektrostancij 1965 1996 en evolyucijni vdoskonalennya isnuyuchih konstrukcij 1996 2016 evolyucijnij rozvitok reaktoriv Gen III sho proponuye pokrashennya bezpeki porivnyano z konstrukciyami reaktoriv Gen III 2017 2021 Reaktor IV pokolinnya tehnologiyi yaki she rozroblyayutsya nevidoma data pochatku div nizhche Reaktor V pokolinnya konstrukciyi yaki teoretichno mozhlivi ale yaki narazi ne rozglyadayutsya ta ne doslidzhuyutsya U 2003 roci Komisariat atomnoyi energetiki Franciyi CEA pershim posilavsya na tip Gen II u Nucleonics Week Persha zgadka Gen III bula v 2000 roci razom iz zapuskom planiv Generation IV International Forum GIF Gen IV bulo nazvano v 2000 roci Ministerstvom energetiki SShA DOE dlya rozrobki novih tipiv stancij Za stanom paliva Tverde palivo Ridke palivo en Reaktor na rozplavah solej en teoretichne Za formoyu aktivnoyi zoni Kubichni Cilindrichni Oktogonalni Sferichni Plita KilceTehnologiyi majbutnogo ta rozvitku Udoskonaleni reaktori Ponad desyatok perspektivnih konstrukcij reaktoriv znahodyatsya na riznih stadiyah rozrobki Deyaki z nih ye evolyucijnimi v porivnyanni z vishezaznachenimi konstrukciyami PWR BWR i PHWR deyaki ye bilsh radikalnimi vidhilennyami Pershi vklyuchayut udoskonalenij kiplyachij reaktor ABWR dva z yakih zaraz pracyuyut razom z inshimi sho buduyutsya i zaplanovanij pasivno bezpechnij ekonomichnij sproshenij kiplyachij reaktor ESBWR i bloki AP1000 div en en IFR buv pobudovanij viprobuvanij i ocinenij protyagom 1980 h rokiv a potim znyatij z ekspluataciyi pid chas administraciyi Klintona v 1990 h rokah cherez politiku administraciyi shodo nerozpovsyudzhennya yadernoyi zbroyi Pererobka vidpracovanogo paliva ye osnovoyu jogo konstrukciyi tomu vin viroblyaye lishe chastinu vidhodiv ninishnih reaktoriv Reaktor na granulovanomu palivi visokotemperaturnij gazooholodzhuvalnij reaktor HTGCR rozroblenij takim chinom sho visoki temperaturi zmenshuyut vihidnu potuzhnist za rahunok doplerivskogo rozshirennya nejtronnogo pererizu paliva Vin vikoristovuye keramichne palivo tomu jogo bezpechni robochi temperaturi perevishuyut temperaturnij diapazon znizhennya potuzhnosti Bilshist konstrukcij oholodzhuyutsya inertnim geliyem Gelij ne piddayetsya parovim vibuham protistoyit poglinannyu nejtroniv sho prizvodit do radioaktivnosti i ne rozchinyaye zabrudnennya yaki mozhut stati radioaktivnimi Tipovi konstrukciyi mayut bilshe shariv do 7 pasivnoyi obolonki nizh legkovodni reaktori zazvichaj 3 Unikalna osoblivist yaka mozhe spriyati bezpeci polyagaye v tomu sho palivni kulki faktichno utvoryuyut mehanizm yadra ta zaminyuyutsya odna za odnoyu v miru starinnya Konstrukciya paliva robit pererobku paliva dorogoyu en SSTAR v osnovnomu doslidzhuyetsya ta rozroblyayetsya v SShA priznachenij yak pasivno bezpechnij reaktor na shvidkih rozmnozhuvachah yakij mozhna viddaleno vimknuti yaksho vinikne pidozra shodo vtruchn u jogo robotu en CAESAR ce koncepciya yadernogo reaktora u yakomu spovilnyuvachem vikoristovuyetsya para Cya konstrukciya vse she rozroblyayetsya en gruntuyetsya na en ABWR yakij zaraz vikoristovuyetsya ce ne povnij shvidkij reaktor natomist vin vikoristovuye perevazhno epiteplovi nejtroni yaki za shvidkistyu znahodyatsya mizh teplovimi ta shvidkimi nejtronami en HPM ce reaktor rozroblenij Nacionalnoyu laboratoriyeyu Los Alamosa yakij vikoristovuye gidrid uranu yak palivo Pidkritichni reaktori rozrobleni yak bezpechnishi ta stabilnishi ale stvoryuyut nizku inzhenernih ta ekonomichnih trudnoshiv Odnim iz prikladiv ye pidsilyuvach energiyi Reaktori na osnovi toriyu Torij 232 mozhna peretvoriti na U 233 u specialno rozroblenih dlya cogo reaktorah Takim chinom torij yakogo u prirodi mistitsya v chotiri razi bilshe nizh uranu mozhe buti vikoristanij dlya rozmnozhennya yadernogo paliva U 233 Vvazhayetsya takozh sho U 233 maye spriyatlivi yaderni vlastivosti porivnyano z tradicijno vikoristovuvanim U 235 vklyuchayuchi krashu ekonomiyu nejtroniv i menshe virobnictvo dovgoisnuyuchih transuranovih vidhodiv en AHWR zaproponovanij vazhkovodnij yadernij energetichnij reaktor iz spovilnyuvachem yakij bude proektom nastupnogo pokolinnya tipu PHWR Rozroblyayetsya v en BARC Indiya en unikalnij reaktor sho vikoristovuye yak palivo izotop uranu 233 Stvoreno v Indiyi BARC i Centrom atomnih doslidzhen imeni Indiri Gandi en Indiya takozh planuye buduvati reaktori na shvidkih rozmnozhuvachah z vikoristannyam palivnogo ciklu torij uran 233 FBTR Fast Breeder Test Reactor sho pracyuye v en Indiya vikoristovuye plutonij yak palivo ta ridkij natrij yak teplonosij Kitaj yakij kontrolyuye rodovishe en maye reaktor i spodivayetsya zaminiti vugilnu energiyu yadernoyu Rolls Royce planuye prodavati yaderni reaktori dlya virobnictva sintetichnogo paliva dlya litakiv Reaktori IV pokolinnya Reaktori IV pokolinnya yavlyayut soboyu nabir teoretichnih konstrukcij yadernih reaktoriv Yak pravilo ochikuyetsya sho voni ne budut dostupni dlya komercijnogo vikoristannya ranishe 2040 2050 rokiv hocha Vsesvitnya yaderna asociaciya pripustila sho deyaki z nih mozhut pochati komercijnu ekspluataciyu do 2030 roku Potochni reaktori sho pracyuyut u vsomu sviti yak pravilo vvazhayutsya sistemami drugogo abo tretogo pokolinnya prichomu sistemi pershogo pokolinnya davno vijshli z ekspluataciyi Doslidzhennya cih tipiv reaktoriv bulo oficijno rozpochato Mizhnarodnim forumom Generation IV GIF na osnovi vosmi tehnologichnih cilej Osnovnimi cilyami ye pidvishennya yadernoyi bezpeki pidvishennya stijkosti do rozpovsyudzhennya minimizaciya vidhodiv i vikoristannya prirodnih resursiv a takozh znizhennya vartosti budivnictva ta ekspluataciyi takih stancij en Reaktor na shvidkih nejtronah zi svincevim teplonosiyem Reaktor na rozplavah solej en Reaktor z nadkritichnoyu vodoyu Visokotemperaturnij gazooholodzhuvalnij reaktorReaktori V pokolinnya Reaktori V pokolinnya ye teoretichno mozhlivimi konstrukciyami ale yaki zaraz aktivno ne rozglyadayutsya ta ne doslidzhuyutsya Hocha deyaki reaktori V pokolinnya potencijno mozhut buti pobudovani za potochnoyu abo najblizhchoyu tehnologiyeyu voni ne viklikayut velikogo interesu z mirkuvan ekonomichnosti praktichnosti chi bezpeki Ridinnoyadernij reaktor Yadernij reaktor iz zamknutoyu sistemoyu ciklu v yakomu materialom sho rozsheplyuyetsya ye rozplavlenij uran abo rozchin uranu oholodzhenij robochim gazom yakij zakachuyetsya cherez otvori v osnovi zahisnoyi obolonki en Versiya raketi en iz zamknutim konturom de materialom sho rozsheplyuyetsya ye gazopodibnij geksaftorid uranu sho mistitsya v yemnosti z rozplavlenogo kremnezemu Robochij gaz napriklad voden bude obtikati cyu posudinu i poglinati ultrafioletove svitlo yake utvoryuyetsya v rezultati reakciyi Cya konstrukciya reaktora takozh mozhe funkcionuvati yak raketnij dvigun yak opisano v naukovo fantastichnomu romani Garri Garrisona Skajfol 1976 roku Teoretichno vikoristannya UF6 yak robochogo paliva napryamu a ne yak etap do odnogo yak ce robitsya zaraz oznachalo b menshi vitrati na pererobku ta duzhe malenki reaktori Na praktici robota reaktora z takoyu visokoyu gustinoyu potuzhnosti jmovirno stvorit nekerovanij potik nejtroniv poslablyuyuchi bilshist materialiv reaktora i otzhe oskilki potik bude podibnim do togo yakij ochikuyetsya v termoyadernih reaktorah dlya cogo znadoblyatsya materiali podibni do tih yaki vibiraye en EM reaktor z gazovoyu zonoyu Yak i v gazovomu reaktori ale z fotoelektrichnimi batareyami yaki peretvoryuyut ultrafioletove svitlo bezposeredno v elektriku Cej pidhid podibnij do eksperimentalno pidtverdzhenogo fotoelektrichnogo efektu yakij peretvoryuvav bi rentgenivske viprominyuvannya utvorene nejtronnim termoyadernim sintezom na elektriku propuskayuchi visokoenergetichni fotoni cherez masiv providnoyi folgi dlya peredachi chastini yihnoyi energiyi elektronam energiyi fotona vlovlyuyetsya elektrostatichno podibno do kondensatora Oskilki rentgenivske viprominyuvannya mozhe prohoditi kriz material znachno bilshoyi tovshini nizh elektroni dlya poglinannya rentgenivskogo viprominyuvannya potribni sotni abo tisyachi shariv en Reaktor z fragmentami podilu ce yadernij reaktor yakij generuye elektroenergiyu shlyahom upovilnennya ionnogo puchka pobichnih produktiv podilu zamist vikoristannya yadernih reakcij dlya generuvannya tepla Takim chinom vin obhodit cikl Karno i mozhe dosyagti KKD do 90 zamist 40 45 dosyagnutih efektivnimi teplovimi reaktorami z turbinnim privodom Ionnij puchok fragmentiv podilu propuskatimetsya cherez magnitogidrodinamichnij generator dlya virobnictva elektriki en Vikoristovuvav bi nejtroni viprominyuvani v rezultati termoyadernogo sintezu dlya rozsheplennya sharu rodyuchogo materialu yak ot U 238 abo Th 232 i peretvorennya vidpracovanogo yadernogo paliva yadernih vidhodiv inshih reaktoriv u vidnosno bilsh dobroyakisni izotopi Reaktori sintezu Dokladnishe Termoyaderna energiya Kerovanij yadernij sintez mozhna v principi vikoristovuvati na termoyadernih elektrostanciyah dlya virobnictva energiyi bez skladnoshiv povodzhennya z aktinoyidami ale znachni naukovi ta tehnichni pereshkodi zalishayutsya Nezvazhayuchi na te sho doslidzhennya buli rozpochati v 1950 h rokah do 2050 roku ne ochikuyetsya zhodnogo komercijnogo termoyadernogo reaktora Zaraz proekt ITER vede robotu z vikoristannya energiyi termoyadernogo sintezu Materiali reaktorivMateriali z yakih buduyut reaktori sho pracyuyut pri visokij temperaturi v poli nejtroniv g kvantiv i ulamkiv podilu Tomu dlya reaktorobuduvannya pridatni ne vsi materiali zastosovuvani v inshih galuzyah tehniki Pri vibori reaktornih materialiv vrahovuyut yih radiacijnu stijkist himichnu inertnist pereriz poglinannya ta inshi vlastivosti Material Shilnist g sm Makroskopichnij pereriz poglinannya Yim 1teplovih nejtroniv nejtroniv spektru dilennyaAlyuminij 2 7 1 3 2 5 10 3Magnij 1 74 0 14 3 10 3Cirkonij 6 4 0 76 4 10 2Neirzhavna stal 8 0 24 7 1 10 1 Obolonki Tveliv kanali spovilnyuvachi vidbivachi vigotovlyayut z materialiv z nevelikimi pererizami poglinannya Zastosuvannya materialiv sho slabko poglinayut nejtroni znizhuye neproduktivnu vitratu nejtroniv zmenshuye zavantazhennya yadernogo paliva i zbilshuye koeficiyent vidtvorennya KV Dlya poglinayuchih strizhniv navpaki pridatni materiali z velikim pererizom poglinannya Ce znachno skorochuye kilkist strizhniv neobhidnih dlya upravlinnya reaktorom Shvidki nejtroni g kvanti i ulamki podilu ushkodzhuyut strukturu rechovini Tak u tverdij rechovini shvidki nejtroni vibivayut atomi z kristalichnoyi gratki abo zrushuyut yih z miscya Vnaslidok cogo pogirshuyutsya plastichni vlastivosti i teploprovidnist materialiv Skladni molekuli pid diyeyu viprominyuvannya rozpadayutsya na bilsh prostishi molekuli abo skladovi atomi Napriklad voda rozkladayetsya na kisen i voden Ce yavishe vidome pid nazvoyu radiolizu vodi Radiacijna nestijkist materialiv menshe poznachayetsya pri visokih temperaturah Ruhlivist atomiv staye nastilki velikoyu sho jmovirnist povernennya vibitih z kristalichnoyi gratki atomiv na svoye misce abo rekombinaciyi vodnyu i kisnyu v molekulu vodi pomitno zbilshuyetsya Tak radioliz vodi nesuttyevij v energetichnih nekiplyachih reaktorah napriklad VVER todi yak u potuzhnih doslidnickih reaktorah vidilyayetsya znachna kilkist grimuchoyi sumishi U reaktorah ye specialni sistemi dlya yiyi spalyuvannya Reaktorni materiali kontaktuyut mizh soboyu obolonka Tvelu z teplonosiyem i yadernim palivom teplovidilni kaseti z teplonosiyem i spovilnyuvachem i t d Prirodno sho materiali yaki kontaktuyut mayut buti himichno inertnimi sumisnimi Prikladom nesumisnosti ye uran i garyacha voda sho vstupayut u himichnu reakciyu Odnim iz chinnikiv rujnuvannya materialiv reaktora ye ionizuyuche viprominyuvannya U bilshosti materialiv micnisni vlastivosti rizko pogirshuyutsya zi zbilshennyam temperaturi V energetichnih reaktorah konstrukcijni materiali pracyuyut pri visokih temperaturah Ce obmezhuye vibir konstrukcijnih materialiv osoblivo dlya tih detalej energetichnogo reaktora yaki povinni vitrimuvati visokij tiskVigorannya i vidnovlennya yadernogo palivaU procesi roboti yadernogo reaktora cherez nakopichennya v palivi ulamkiv podilu zminyuyetsya jogo izotopnij i himichnij sklad vidbuvayetsya utvorennya transuranovih elementiv golovnim chinom izotopiv Pu Vpliv oskolkiv podilu na reaktivnist yadernogo reaktora nazivayut otruyennyam dlya radioaktivnih ulamkiv i zashlakovuvannyam dlya stabilnih izotopiv Osnovna prichina otruyennya reaktora 135Xe maye najbilshij 2 6 106 barn Period napivrozpadu 135Xe T1 2 9 2 god vihid pri rozpodili stanovit 6 7 Osnovna chastina 135Xe utvoryuyetsya v rezultati rozpadu 135I T1 2 6 8 god Pri otruyenni Kef zminyuyetsya na 1 3 Velikij pereriz poglinannya 135Xe i nayavnist promizhnogo izotopu 135I prizvodyat do dvoh vazhlivih yavish Do zbilshennya koncentraciyi 135Xe i otzhe do zmenshennya reaktivnosti reaktora pislya jogo zupinki abo znizhennya potuzhnosti jodna yama sho robit nemozhlivimi korotkochasni zupinki i kolivannya vihidnoyi potuzhnosti Cej efekt dolayetsya vvedennyam zapasu reaktivnosti v organah regulyuvannya Glibina i trivalist jodnoyi yami zalezhat vid potoku nejtroniv F pri F 5 1018 nejtroniv sm2 s trivalist jodnoyi yami 30 god a glibina vdvichi perevershuye stacionarnu zminu Kef viklikanu otruyennyam 135Xe Cherez otruyennya mozhut vidbuvatisya prostorovo chasovi kolivannya nejtronnogo potoku F a otzhe i potuzhnosti reaktora Ci kolivannya vinikayut pri F gt 1018 nejtroniv sm s ta velikih rozmirah reaktora Periodi kolivan 10 god Pri podili yader vinikaye velike chislo stabilnih oskolkiv yaki vidriznyayutsya pererizami poglinannya v porivnyanni z pererizami poglinannya podilnogo izotopu Koncentraciya oskolkiv z velikim znachennyam pererizu poglinannya dosyagaye nasichennya protyagom pershih kilkoh dib roboti reaktora Golovnim chinom ce 149Sm zminyuye Kef na 1 Koncentraciya ulamkiv z malim znachennyam pererizu poglinannya i vid yemna reaktivnist yaku voni vnosyat zrostayut linijno v chasi Utvorennya transuranovih elementiv v yadernomu reaktori vidbuvayetsya za takimi shemami 235U n 236U n 237U 7 dib 237Np n 238Np 2 1 dib 238Pu 238U n 239U 23 hv 239Np 2 3 dobu 239Pu oskolki n 240Pu n 241Pu oskolki n 242Pu n 243Pu 5 god 243Am n 244Am 26 hv 244Cm Chas mizh strilkami poznachaye period napivrozpadu n oznachaye poglinannya nejtrona Na pochatku roboti reaktora vidbuvayetsya linijne nakopichennya 239Pu prichomu tim shvidshe pri fiksovanomu vigoryanni 235U chim menshe zbagachennya uranu Dali koncentraciya 239Pu pragne do postijnoyi velichini yaka ne zalezhit vid stupenya zbagachennya a viznachayetsya vidnoshennyam pereriziv zahoplennya nejtroniv 238U i 239Pu Harakternij chas vstanovlennya rivnovazhnoyi koncentraciyi 239Pu 3 F rokiv F v od 1013 nejtroniv sm s Izotopi 240Pu 241Pu dosyagayut rivnovazhnoyi koncentraciyi lishe pri povtornomu spalyuvanni palnogo v yadernomu reaktori pislya regeneraciyi yadernogo paliva Vigoryannya yadernogo paliva harakterizuyut sumarnoyu energiyeyu sho vidililas u reaktori na 1 tonnu paliva Cya velichina stanovit 10 Gvt dobu t reaktori na vazhkij vodi 20 30 Gvt dobu t reaktori na nizkozbagachenomu urani 2 3 235U do 100 Gvt dobu t reaktori na shvidkih nejtronah Vigoryannya 1 Gvt dobu t vidpovidaye zgoryannyu 0 1 yadernogo paliva U miru vigoryannya paliva reaktivnist reaktora zmenshuyetsya Vigorile palivo minyayut vidrazu v usij aktivnij zoni abo postupovo zalishayuchi v roboti Tveli riznogo viku U razi povnoyi zamini paliva reaktor maye nadlishkovu reaktivnist yaku potribno kompensuvati todi yak u drugomu vipadku kompensaciya potribna tilki pri pershomu pusku reaktora Bezperervne perevantazhennya dozvolyaye pidvishiti glibinu vigorannya tomu sho reaktivnist reaktora viznachayetsya serednimi koncentraciyami izotopiv sho dilyatsya Masa zavantazhenogo paliva perevershuye masu vivantazhenogo za rahunok vagi energiyi sho vidililasya Pislya zupinki reaktora spochatku golovnim chinom za rahunok podilu zapiznilimi nejtronami a potim cherez 1 2 hv za rahunok b i g viprominennya ulamkiv podilu i transuranovih elementiv u palivi trivaye vidilennya energiyi Yaksho reaktor pracyuvav dosit dovgo do momentu zupinki to cherez 2 hv pislya zupinki vidilennya energiyi stanovit blizko 3 cherez 1 god 1 cherez dobu 0 4 cherez rik 0 05 vid pochatkovoyi potuzhnosti Vidnoshennya kilkosti izotopiv Pu yaki dilyatsya sho utvorilisya v yadernomu reaktori do kilkosti vigorilogo 235U nazivayetsya koeficiyentom konversiyi KK Velichina KK zbilshuyetsya pri zmenshenni zbagachennya i vigorannya Dlya vazhkovodnogo reaktora na prirodnomu urani pri vigoryanni 10 GVt dobu t KK 0 55 a pri nevelikih vigoryannyah v comu vipadku KK nazivayetsya pochatkovim plutoniyevim koeficiyentom KK 0 8 Yaksho yadernij reaktor spalyuye i viroblyaye odni i ti zh izotopi reaktor rozmnozhuvach to vidnoshennya shvidkosti vidtvorennya do shvidkosti vigoryannya nazivayetsya koeficiyentom vidtvorennya KV V yadernih reaktorah na teplovih nejtronah KV lt 1 a dlya reaktoriv na shvidkih nejtronah KV mozhe dosyagati 1 4 1 5 Zrostannya KV dlya reaktoriv na shvidkih nejtronah poyasnyuyetsya golovnim chinom tim sho osoblivo v razi 239Pu dlya shvidkih nejtroniv g zrostaye a padaye Upravlinnya yadernim reaktoromUpravlinnya yadernim reaktorom mozhlive tilki zavdyaki tomu sho chastina nejtroniv pri podili vilitaye z ulamkiv z zapiznennyam yake mozhe sklasti vid kilkoh milisekund do dekilkoh hvilin Dlya upravlinnya reaktorom vikoristovuyut poglinalni strizhni sho vvodyatsya v aktivnu zonu vigotovleni z materialiv yaki silno poglinayut nejtroni v osnovnomu V Cd i deyaki inshi i abo rozchin bornoyi kisloti u pevnij koncentraciyi sho dodayetsya u teplonosij borne regulyuvannya Ruh strizhniv keruyetsya specialnimi mehanizmami privodami sho pracyuyut za signalami vid operatora abo aparaturi avtomatichnogo regulyuvannya nejtronnogo potoku Yaderni reaktori proyektuyut tak shob u bud yakij moment chasu proces podilu perebuvav u stijkij rivnovazi shodo malih zmin parametriv sho vplivayut na reaktivnist Takim chinom vipadkova zmina shvidkosti yadernoyi reakciyi gasitsya a viklikana peremishennyam kerivnih strizhniv abo povilnoyu zminoyu inshih parametriv privodit do kvazistacionarnih zmin potuzhnosti reaktora Na vipadok riznih avarijnih situacij u kozhnomu reaktori peredbacheno ekstrene pripinennya lancyugovoyi reakciyi zdijsnyuvane skidannyam v aktivnu zonu vsih poglinalnih strizhniv sistema avarijnogo zahistu Zalishkove teplovidilennyaVazhlivoyu problemoyu bezposeredno pov yazanoyu z yadernoyu bezpekoyu ye zalishkove teplovidilennya Ce specifichna osoblivist yadernogo paliva yaka polyagaye v tomu sho pislya pripinennya lancyugovoyi reakciyi dilennya i zvichajnoyi dlya bud yakogo energodzherela teplovoyi inerciyi vidilennya tepla v reaktori she trivaye dovgij chas sho stvoryuye nizku tehnichno skladnih problem Zalishkove teplovidilennya ye naslidkom b i g rozpadu produktiv podilu yaki nakopichilisya v palivi za chas roboti reaktora Yadra produktiv podilu vnaslidok rozpadu perehodyat v bilsh stabilnij abo povnistyu stabilnij stan z vidilennyam znachnoyi energiyi Hocha potuzhnist zalishkovogo teplovidilennya shvidko spadaye do velichin malih u porivnyanni zi stacionarnimi znachennyami u potuzhnih energetichnih reaktorah vona znachna v absolyutnih velichinah Z ciyeyi prichini zalishkove teplovidilennya sprichinyaye neobhidnist trivalij chas zabezpechuvati teplovidvedennya vid aktivnoyi zoni reaktora pislya jogo zupinki Cya zadacha vimagaye nayavnosti v konstrukciyi reaktornoyi ustanovki sistem rozholodzhuvannya z nadijnim elektropostachannyam a takozh obumovlyuye neobhidnist trivalogo protyagom 3 4 rokiv zberigannya vidpracovanogo yadernogo paliva u shovishah zi specialnim temperaturnim rezhimom basejnah vitrimki yaki zazvichaj roztashovuyutsya v bezposerednij blizkosti vid reaktora Avariyi na AESDokladnishe Yaderna avariya Za chas ekspluataciyi vidbulosya kilka serjoznih avarij na takih ustanovkah najmasshtabnisha 1986 roku na atomnij elektrostanciyi v Chornobili Chornobilska katastrofa de vidbuvsya vitik sho viklikav pozhezhu j radioaktivne zarazhennya velikoyi teritoriyi U Garrisberzi Pensilvaniya SShA u 1979 vidbulasya avariya na AES Tri Majl Ajlend cherez elektrichne mehanichne ushkodzhennya i pomilki operatora vnaslidok yakoyi vidbuvsya vitik radioaktivnoyi rechovini U 1957 v Angliyi Vindskejl bula zrujnovana sercevina reaktora vidbuvsya vikid radioaktivnoyi rechovini v atmosferu Avariya na Pershij Fukusimskij AES Fukusima 1 v Yaponiyi yaka stalasya v berezni 2011 roku i vidbulasya vidrazu na chotiroh blokah Vona suprovodzhuvalasya rujnuvannyam reaktornogo viddilennya vnaslidok chogo vidbuvsya vikid radioaktivnih rechovin v atmosferu i vodne seredovishe sho z urahuvannyam visokoyi gustoti zaselennya zabrudnenih rajoniv stvorilo zagrozu katastrofichnih naslidkiv dlya miscevogo naselennya zokrema i dlya krayini v cilomu Div takozhAtomna elektrostanciya Termoyaderna energiya Diskusiya pro atomnu energiyu Malij modulnij reaktorPrimitki ZEEP Canada s First Nuclear Reactor 6 bereznya 2014 u Wayback Machine Canada Science and Technology Museum Horst Kant 2002 Werner Heisenberg and the German Uranium Project PDF Preprint 203 en Arhiv PDF originalu za 30 travnya 2012 Procitovano 10 lyutogo 2012 Kruglov A K Kak sozdavalas atomnaya promyshlennost v SSSR M CNIIatominform 1995 380 s ISBN 5 85165 011 7 Dementev B A Yadernye energeticheskie reaktory M Energoatomizdat 1990 S 21 22 ISBN 5 283 03836 X Bartolomej G G Bat G A Bajbakov V D Alhutov M S Osnovy teorii i metody raschyota yadernyh energeticheskih reaktorov Pod red G A Batya M Energoizdat 1982 S 31 Angelo Joseph A Nuclear technology USA 2004 S 275 276 Sourcebooks in modern technology ISBN 1 57356 336 6 Glossarij terminov ispolzuemyh v baze dannyh PRIS Russia completes world s first Gen III reactor China to start up five reactors in 2017 Nuclear Energy Insider 8 lyutogo 2017 Procitovano 10 lipnya 2019 Generation IV Nuclear Reactors World Nuclear Association update Dec 2020 Nucleonics Week Vol 44 No 39 p 7 25 September 2003 Quote Etienne Pochon CEA director of nuclear industry support outlined EPR s improved performance and enhanced safety features compared to the advanced Generation II designs on which it was based Euronuclear org Arhiv originalu za 17 bereznya 2011 Procitovano 18 bereznya 2011 World Nuclear Association Arhiv originalu za 6 lyutogo 2010 Procitovano 29 sichnya 2010 Till Charles Nuclear Reaction Why Do Americans Fear Nuclear Power Public Broadcasting Service PBS Procitovano 9 listopada 2006 Juhasz Albert J Rarick Richard A Rangarajan Rajmohan October 2009 High Efficiency Nuclear Power Plants Using Liquid Fluoride Thorium Reactor Technology PDF NASA Procitovano 27 zhovtnya 2014 The Venezuela China relationship explained Belt and Road Part 2 of 4 SupChina amer 14 sichnya 2019 originalu za 24 chervnya 2019 Procitovano 24 chervnya 2019 Bloomberg News Arhiv originalu za 19 grudnya 2019 Procitovano 19 grudnya 2019 De Clercq Geert 13 zhovtnya 2014 Can Sodium Save Nuclear Power Scientific American angl Procitovano 10 serpnya 2022 World Nuclear Association Arhiv originalu za 23 sichnya 2010 Procitovano 29 sichnya 2010 PDF Arhiv originalu PDF za 4 bereznya 2016 Quimby D C High Thermal Efficiency X ray energy conversion scheme for advanced fusion reactors ASTM Special technical Publication v 2 1977 pp 1161 1165 Andrushechko S A Aforov A M Vasilev B Yu Generalov V N Kosourov K B Semchenkov Yu M Ukraincev V F AES s reaktorom tipa VVER 1000 Ot fizicheskih osnov ekspluatacii do evolyucii proekta M Logos 2010 604 s 1000 prim ISBN 978 5 98704 496 4 Kirillov P L Bogoslovskaya G P v yadernyh energeticheskih ustanovkah M Energoatomizdat 2000 456 s 1000 prim ISBN 5 283 03636 7 Ovchinnikov F Ya Semyonov V V Ekspluatacionnye rezhimy vodo vodyanyh energeticheskih reaktorov 3 izd per i dop M Energoatomizdat 1988 359 s 3400 prim ISBN 5 283 03818 1 Sidorenko V A Voprosy bezopasnoj raboty reaktorov VVER M Atomizdat 1977 216 s Problemy yadernoj energetiki 3000 prim Mizhnarodna shkala yadernih podijLiteraturaPavlovich V M 2009 Fizika yadernih reaktoriv Chornobil NAN Ukrayini Institut problem bezpeki AES ISBN 978 966 02 5204 2 BSE ros Levin V E Yadernaya fizika i yadernye reaktory 4 e izd M Atomizdat 1979 ros Shukolyukov A Yu Uran Prirodnyj yadernyj reaktor Himiya i zhizn 6 1980 S 20 24 ros