Как называется вода охлаждающая ядерный реактор

Теплоноситель ядерного реактора — Nuclear reactor coolant

Теплоносители ядерных реакторов

Охлаждающая жидкость	Температура плавления	Точка кипения
Тяжелая вода при 154 бар	345 ° С
NaK эвтектика	-11 ° С	785 ° С
Натрий	97,72 ° С	883 ° С
FLiNaK	454 ° С	1570 ° С
FLiBe	459 ° С	1430 ° С
Вести	327,46 ° С	1749 ° С
Свинцово-висмутовая эвтектика	123,5 ° С	1670 ° С

Охлаждающая жидкость ядерного реактора является охлаждающей жидкостью в ядерном реакторе , используемый для отвода тепла от активной зоны ядерного реактора и перенести его на электрические генераторы и окружающую среду . Часто используется цепь из двух контуров теплоносителя, поскольку контур теплоносителя первого контура принимает на себя кратковременную радиоактивность реактора.

Содержание

Практически все действующие в настоящее время атомные электростанции представляют собой легководные реакторы, использующие обычную воду под высоким давлением в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов . Примерно 1/3 — это реакторы с кипящей водой, в которых теплоноситель первого контура претерпевает фазовый переход в пар внутри реактора. Примерно 2/3 — это реакторы с водой под давлением еще более высокого давления. Текущие реакторы остаются ниже критической точки при температуре около 374 ° C и 218 бар, где исчезает различие между жидкостью и газом, что ограничивает термический КПД , но предлагаемый реактор со сверхкритической водой будет работать выше этой точки.

В реакторах с тяжелой водой используется оксид дейтерия, который имеет такие же свойства, как и обычная вода, но с гораздо меньшим захватом нейтронов , что обеспечивает более тщательное замедление.

Недостатки

Утечка трития

Когда атомы водорода в водяных теплоносителях бомбардируются нейтронами, некоторые из них поглощают нейтрон, превращаясь в дейтерий, а затем некоторые становятся радиоактивным тритием. Вода, загрязненная тритием, иногда попадает в подземные воды случайно или с официального разрешения.

Взрыв водорода при отключении электроэнергии

Топливные стержни создают высокие температуры, которые кипятят воду, а затем превращают воду в пар. Во время бедствия, когда происходит отключение электроэнергии и дизельные генераторы, обеспечивающие аварийное питание водяного насоса, повреждаются в результате цунами или землетрясения, если пресная вода не перекачивается для охлаждения топливных стержней, тогда топливные стержни продолжают нагреваться. . Когда температура в топливных стержнях превышает 1200 градусов по Цельсию, циркониевые трубки, содержащие ядерное топливо, будут взаимодействовать с паром и отделять водород от воды. Затем этот водород может быть выпущен из активной зоны реактора и защитной оболочки. Если этот водород накапливается в воздухе в достаточных количествах — концентрациях 4 процента или более, то этот водород может взорваться, как, по-видимому, произошло на реакторах № 1, 3, 4 «Фукусима-дайити», но реактор № 2 открыл выпускное отверстие для выпуска воздуха. радиоактивный газообразный водород, понижающий давление водорода, но загрязняющий окружающую среду, поэтому реактор № 2 не взорвался.

Борированная вода

Борированная вода используется в качестве теплоносителя при нормальной работе реакторов с водой под давлением (PWR), а также в системах аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) как PWR, так и реакторов с кипящей водой (BWR).

Преимущества

Бор , часто в форме борной кислоты или бората натрия, объединяется с водой — дешевым и доступным в изобилии ресурсом — где он действует как хладагент, отводя тепло от активной зоны реактора и передавая тепло во вторичный контур. Частью вторичного контура является парогенератор, который используется для вращения турбин и выработки электроэнергии. Борированная вода также дает дополнительные преимущества, действуя как нейтронный яд из-за ее большого поперечного сечения поглощения нейтронов, где она поглощает избыточные нейтроны, чтобы помочь контролировать скорость деления реактора. Таким образом, реактивность ядерного реактора можно легко регулировать, изменяя концентрацию бора в теплоносителе. То есть, когда концентрация бора увеличивается (борация) за счет растворения большего количества борной кислоты в теплоносителе, реакционная способность реактора снижается. И наоборот, когда концентрация бора уменьшается (разбавление) за счет добавления большего количества воды, реакционная способность реактора увеличивается.

Недостатки

Примерно 90% трития в теплоносителях PWR образуется в результате реакции бора-10 с нейтронами. Поскольку тритий сам по себе является радиоактивным изотопом водорода, теплоноситель загрязняется радиоактивными изотопами, и его необходимо предохранять от утечки в окружающую среду. Кроме того, этот эффект необходимо учитывать при более длительных циклах работы ядерного реактора и, следовательно, требует более высокой начальной концентрации бора в теплоносителе.

Расплавленный металл

Реакторы на быстрых нейтронах обладают высокой плотностью мощности и не нуждаются в замедлении нейтронов и должны избегать этого. Большинство из них представляют собой реакторы с жидкометаллическим охлаждением, в которых используется расплавленный натрий . Свинец, эвтектика свинец-висмут и другие металлы также предлагались и иногда использовались . Ртуть использовалась в первом быстром реакторе .

Расплавленная соль

Расплавленные соли разделяют с металлами то преимущество, что низкое давление пара даже при высоких температурах, и они менее химически активны, чем натрий . Соли, содержащие легкие элементы, такие как FLiBe, также могут способствовать умеренности. В эксперименте с реактором с расплавленной солью он даже служил растворителем для ядерного топлива.

Газы также использовались в качестве хладагента. Гелий является чрезвычайно инертным как химически , так и в отношении ядерных реакций , но имеет низкую теплоемкость ,

Углеводороды

Первоначально изучалась концепция реакторов с органическим замедлителем и охлаждением, в которых в качестве теплоносителя использовались углеводороды. Они не увенчались успехом.

Источник

Что будет, если попить воды из ядерного реактора?

В современных ядерных реакторах широко применяется вода. Она используется в качестве теплоносителя, замедлителя ядерной реакции и для охлаждения реактора. Интересно, а что будет, если попить воды из ядерного реактора?

Ответ для большинства читателей очевиден – наступит кирдык. При первом же глотке горе-экспериментатор станет зелёным и через пару минут отдаст концы. Однако на самом деле всё не так однозначно. Всё зависит от того, из какой части реактора выпить воду…

Для начала проведём краткий ликбез на тему устройства и принципа работы ядерного реактора (ЯР).

Ядерный реактор – это, грубо говоря, большой паровой котёл. Он состоит из активной зоны (назовём его «котлом»), где происходит контролируемая ядерная реакция, в ходе которой выделяется тепловая энергия. Энергия сильно нагревает воду в «котле».

Горячая вода образует пар. Пар, в свою очередь, вращает турбину, отчего вырабатывается электричество. Затем пар попадает в конденсатор, куда подведена труба, в которой циркулирует холодная вода из внешнего резервуара. Пар конденсируется обратно в воду, которая вновь возвращается в «котёл». Вот так кратко выглядит устройство и принцип работы ЯР.

Как видите, воде отведена одна из ключевых ролей в ядерном реакторе. Больше всего воды используется для работы конденсатора. Также она может применяться для охлаждения «котла».

Если выпить подобную воду, то с вами ничего не случится. Это просто техническая вода.

Она берётся из специальных прудов-отстойников. После прохождения через ЯР она возвращается обратно в пруды, откуда самотёком сбрасывается в водоём. Неслучайно крупнейшие АЭС стоят на берегах больших рек или на побережье морей, как в Японии.

Иногда воду сразу сбрасывают в водоём. Это не совсем экологично. Потому что вода, прошедшая через АЭС, отличается повышенной температурой. Она может навредить некоторым представителям фауны и флоры водоёма. Но это уже совсем другая история.

Однако надо помнить, что вода для охлаждения берётся из природных водоёмов. Поэтому в ней могут быть возбудители инфекционных заболеваний, паразиты и вредные химические вещества. Так что техническая вода из АЭС всё же таит в себе потенциальную опасность для здоровья человека.

Другое дело – вода, циркулирующая в активной зоне ЯР («котле»). Она используется в качестве теплоносителя и замедлителя ядерной реакции.

Если человек зачерпнёт воду из активной зоны и сделает глоток, ему не поздоровится…

Во-первых , он получит сильнейший ожог ротовой полости, пищевода и желудка.

Потому что вода в активной зоне горячая. Её температура доходит до нескольких сотен градусов выше нуля!

Во-вторых , скорее всего, человек станет жертвой химического отравления.

Вода в активной зоне часто смешана с химическими веществами, которые добавляют для повышения её технических характеристик.

И некоторые из этих веществ токсичны для человека. Они могут вызвать сильнейшее отравление.

Ну и в-третьих , вода циркулирует в активной зоне, где находится топливо и происходит ядерная реакция. Поэтому не трудно представить, какой у неё уровень радиационного фона. Человеку может хватить одного стакана воды, чтобы получить смертельную дозу радиации.

В общем, берегите своё здоровье, пейте чистую воду и не забывайте подписываться на мой канал. Если статья была интересной, не поленитесь поставить лайк. И да, у меня есть YouTube-канал «ЧаВо?!» . Там тоже можно прочитать много чего интересного 🙂

Источник

Ядерный реактор для чайников: замыкание топливного цикла в двухкомпонентной ядерной энергетике

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

Сначала немного физики. Напомню, изотопы — это элементы, имеющие одинаковые атомные номера, но разный атомный вес. Самое интересное, что они имеют разные свойства. К примеру, уран-238 практически не делится в реакторах на тепловых нейтронах, а уран-235 — делится. Чтобы описать вероятность деления изотопа, в ядерной физике используют понятие «сечение деления».

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

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

Энергокомплекс БРЕСТ-300 — следующий этап развития. Создается он в рамках росатомовского проекта «Прорыв». Вместо натрия в качестве теплоносителя используют свинец (t_плав. 327℃). Это позволяет, как и в водо-водяных реакторах, использовать всего два контура, упрощает управление и повышает энергоэффективность.

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).

На этот реактор возлагают большие надежды. В нем можно «сжигать» делящиеся элементы и нарабатывать плутоний, а потом использовать его для замыкания ядерно-топливного цикла.

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.

Источник