Atomreaktor, működési elv, atomreaktor működése.

Minden nap használunk elektromos áramot, és nem gondolunk arra, hogyan állítják elő, és hogyan jutott el hozzánk. Ennek ellenére a modern civilizáció egyik legfontosabb része. Áram nélkül semmi sem lenne – se fény, se hő, se mozgás.

Mindenki tudja, hogy villamos energiát erőművekben termelnek, beleértve az atomerőműveket is. Minden atomerőmű szíve az atomreaktor . Ezt fogjuk megvizsgálni ebben a cikkben.

Atomreaktor, egy olyan eszköz, amelyben szabályozott nukleáris láncreakció megy végbe hő felszabadulásával. Ezeket az eszközöket elsősorban villamosenergia-termelésre és nagy hajók vezetésére használják. Ahhoz, hogy elképzeljük az atomreaktorok teljesítményét és hatásfokát, hozhatunk egy példát. Ahol egy átlagos atomreaktor 30 kilogramm uránt igényel, egy átlagos hőerőműhöz 60 vagon szenet vagy 40 tartály fűtőolajat kell használni.

Prototípus atomreaktor 1942 decemberében épült az USA-ban E. Fermi irányításával. Ez volt az úgynevezett „chicagói verem”. Chicago Pile (később a szóA „halom” más jelentésekkel együtt atomreaktort jelent. Ezt a nevet azért kapta, mert egy nagy halom grafittömbre hasonlított, amelyeket egymásra helyeztek.

A blokkok közé természetes uránból és annak dioxidjából készült gömb alakú „munkafolyadékokat” helyeztek el.

A Szovjetunióban az első reaktort I. V. Kurchatov akadémikus vezette. Az F-1 reaktor 1946. december 25-én működött. A reaktor gömb alakú volt, átmérője körülbelül 7,5 méter. Nem volt hűtőrendszere, így nagyon alacsony teljesítményszinten működött.

A kutatás folytatódott, és 1954. június 27-én Obnyinszkban üzembe állt a világ első 5 MW teljesítményű atomerőműve.

Az atomreaktor működési elve.

Az U 235 urán bomlása során hő szabadul fel, amihez két vagy három neutron is felszabadul. A statisztikák szerint – 2,5. Ezek a neutronok ütköznek más U235 uránatomokkal. Ütközés során az U 235 urán instabil U 236 izotóppal alakul, amely szinte azonnal lebomlik Kr 92-re és Ba 141-re + ugyanezen 2-3 neutronra. A bomlás energia felszabadulásával jár gamma-sugárzás és hő formájában.

Ezt láncreakciónak nevezik. Az atomok osztódnak, a bomlások száma exponenciálisan növekszik, ami végső soron a mi szabványaink szerint villámgyorsan hatalmas energiafelszabaduláshoz vezet - egy irányíthatatlan láncreakció következtében atomrobbanás következik be.

Azonban in atomreaktor foglalkozunk szabályozott nukleáris reakció. Az alábbiakban leírjuk, hogy ez hogyan válik lehetségessé.

Az atomreaktor szerkezete.

Jelenleg kétféle atomreaktor létezik: VVER (vízhűtéses teljesítményreaktor) és RBMK (nagy teljesítményű csatornareaktor). A különbség az, hogy az RBMK egy forrásban lévő reaktor, míg a VVER 120 atmoszféra nyomású vizet használ.

VVER 1000 reaktor 1 - vezérlőrendszer meghajtása; 2 - reaktorfedél; 3 - reaktortest; 4 - védőcsövek blokkja (BZT); 5 - tengely; 6 - magház; 7 - üzemanyag-kazetták (FA) és vezérlőrudak;

Minden ipari atomreaktor egy kazán, amelyen keresztül hűtőfolyadék áramlik. Ez általában közönséges víz (körülbelül 75% a világon), folyékony grafit (20%) és nehézvíz (5%). Kísérleti célokra berilliumot használtak, és azt feltételezték, hogy szénhidrogén.

TVEL– (üzemanyag elem). Ezek nióbiumötvözetű cirkónium héjban lévő rudak, amelyek belsejében urán-dioxid tabletták találhatók.

TVEL raktor RBMK. RBMK reaktor fűtőelem kialakítása: 1 - dugó; 2 - urán-dioxid tabletták; 3 - cirkónium héj; 4 - rugó; 5 - persely; 6 - tipp.

A TVEL rugós rendszert is tartalmaz a tüzelőanyag-pelletek azonos szinten tartására, amely lehetővé teszi a tüzelőanyag magba merítési/eltávolítási mélységének pontosabb szabályozását. Hatszögletű kazettákba vannak összeszerelve, amelyek mindegyike több tucat üzemanyagrudat tartalmaz. A hűtőfolyadék az egyes kazettákban lévő csatornákon keresztül áramlik.

A kazettában lévő üzemanyagrudak zölddel vannak kiemelve.

Üzemanyag-kazetta szerelvény.

A reaktormag több száz függőlegesen elhelyezett kazettából áll, amelyeket egy fémhéj – egy test – egyesít, amely egyben neutronreflektor szerepét is betölti. A kazetták közé szabályos időközönként vezérlőrudakat és reaktor vészvédelmi rudakat helyeznek be, amelyek arra szolgálnak, hogy túlmelegedés esetén leállítsák a reaktort.

Példaként adjuk meg a VVER-440 reaktor adatait:

A vezérlők fel-le mozoghatnak, süllyedhetnek, vagy fordítva, elhagyva az aktív zónát, ahol a reakció a legintenzívebb. Ezt nagy teljesítményű villanymotorok biztosítják, vezérlőrendszerrel összekapcsolva. A vészvédelmi rudakat arra tervezték, hogy vészhelyzet esetén leállítsák a reaktort, a zónába esve több szabad neutront nyeljenek el.

Minden reaktornak van egy fedele, amelyen keresztül a használt és az új kazetták be- és kirakodása történik.

A hőszigetelést általában a reaktortartály tetejére szerelik fel. A következő akadály a biológiai védelem. Ez általában egy vasbeton bunker, amelynek bejáratát légzsilip zárja le, zárt ajtókkal. A biológiai védelem célja, hogy megakadályozza a radioaktív gőz és a reaktordarabok légkörbe jutását, ha robbanás történik.

A modern reaktorokban rendkívül valószínűtlen a nukleáris robbanás. Mivel az üzemanyag meglehetősen enyhén dúsított és fűtőelemekre van osztva. Még ha a mag megolvad is, az üzemanyag nem tud olyan aktívan reagálni. A legrosszabb, ami történhet, a csernobilihoz hasonló hőrobbanás, amikor a reaktorban a nyomás elérte azt az értéket, hogy a fémház egyszerűen szétrepedt, és az 5000 tonnás reaktorfedél fordított ugrással áttört a reaktor tetején. a reaktorteret és a gőzt kiengedve kívülről. Ha a csernobili atomerőművet megfelelő biológiai védelemmel látták volna el, mint a mai szarkofágot, akkor a katasztrófa sokkal kevesebbe került volna az emberiségnek.

Atomerőmű üzemeltetése.

Dióhéjban így néz ki a raboboa.

Atomerőmű. (Kattintható)

A reaktormagba szivattyúkkal történő belépés után a víz 250-300 fokra melegszik fel, és a reaktor „másik oldaláról” távozik. Ezt nevezik első körnek. Ezután a hőcserélőbe kerül, ahol találkozik a második körrel. Ezután a nyomás alatt lévő gőz a turbina lapátjaira áramlik. A turbinák villamos energiát termelnek.

Annyira hozzászoktunk az elektromossághoz, hogy nem gondolunk bele, honnan jön. Alapvetően erőművekben állítják elő, amelyek erre különféle forrásokat használnak fel. Az erőművek lehetnek hő-, szél-, geotermikus-, nap-, víz- és atomerőművek. Ez utóbbi okozza a legtöbb vitát. Vitatkoznak szükségességükről és megbízhatóságukról.

Termelékenység szempontjából az atomenergia ma az egyik leghatékonyabb és részesedése a globális termelésben elektromos energia meglehetősen jelentős, több mint egynegyede.

Hogyan működik egy atomerőmű és hogyan termel energiát? Az atomerőmű fő eleme az atomreaktor. Egy nukleáris láncreakció játszódik le benne, melynek eredményeként hő szabadul fel. Ez a reakció szabályozott, ezért az energiát fokozatosan használhatjuk fel, nem pedig atomrobbanást.

Az atomreaktor alapelemei

• Nukleáris üzemanyag: dúsított urán, uránizotópok és plutónium. A leggyakrabban használt urán 235;
• Hűtőfolyadék a reaktor működése során keletkező energia eltávolítására: víz, folyékony nátrium stb.;
• Vezérlőrudak;
• Neutron moderátor;
• Sugárvédő tok.

Videó egy működő atomreaktorról

Hogyan működik egy atomreaktor?

A reaktormagban vannak fűtőelemek (fűtőelemek) - nukleáris üzemanyag. Több tucat üzemanyagrudat tartalmazó kazettákba vannak összeszerelve. A hűtőfolyadék a csatornákon keresztül minden kazettán keresztül áramlik. Az üzemanyagrudak szabályozzák a reaktor teljesítményét. A nukleáris reakció csak a fűtőelemrúd bizonyos (kritikus) tömegénél lehetséges. Az egyes rudak tömege egyenként kritikus alatt van. A reakció akkor kezdődik, amikor az összes rúd az aktív zónában van. Az üzemanyagrudak behelyezésével és eltávolításával a reakció szabályozható.

Tehát a kritikus tömeg túllépése esetén a radioaktív fűtőelemek neutronokat bocsátanak ki, amelyek atomokkal ütköznek. Az eredmény egy instabil izotóp, amely azonnal lebomlik, és energiát szabadít fel gamma-sugárzás és hő formájában. Az ütköző részecskék mozgási energiát kölcsönöznek egymásnak, és a bomlások száma exponenciálisan növekszik. Ez egy láncreakció - az atomreaktor működési elve. Irányítás nélkül villámgyorsan történik, ami robbanáshoz vezet. De egy atomreaktorban a folyamat ellenőrzés alatt áll.

Így a magban hőenergia szabadul fel, amely átkerül az ezt a zónát mosó vízbe (primer kör). Itt a víz hőmérséklete 250-300 fok. Ezután a víz hőt ad át a második körbe, majd a turbinalapátokhoz, amelyek energiát termelnek. Az atomenergia elektromos energiává való átalakulása vázlatosan ábrázolható:

1. az uránmag belső energiája,
2. A bomlott atommagok és a felszabaduló neutronok töredékeinek kinetikus energiája,
3. A víz és a gőz belső energiája,
4. A víz és a gőz kinetikus energiája,
5. A turbina és a generátor forgórészeinek kinetikus energiája,
6. Elektromos energia.

A reaktormag több száz kazettából áll, amelyeket fémhéj egyesít. Ez a héj neutronreflektor szerepét is betölti. A kazetták közé a reakciósebesség beállítására szolgáló vezérlőrudak és a reaktor vészvédelmi rudak vannak behelyezve. Ezután a reflektor köré hőszigetelést kell felszerelni. A hőszigetelés tetején egy beton védőburkolat található, amely felfogja a radioaktív anyagokat, és nem engedi bejutni a környező térbe.

Hol használják az atomreaktorokat?

• Az energetikai atomreaktorokat atomerőművekben, hajókban használják elektromos berendezések, nukleáris hőszolgáltató állomásokon.
• A konvektor és a tenyésztő reaktorokat másodlagos nukleáris üzemanyag előállítására használják.
• A radiokémiai és biológiai kutatásokhoz, valamint az izotópok előállításához kutatóreaktorokra van szükség.

Az atomenergiával kapcsolatos minden vita és vita ellenére az atomerőműveket továbbra is építik és üzemeltetik. Ennek egyik oka a költséghatékonyság. Egy egyszerű példa: 40 tartály fűtőolaj vagy 60 vagon szén ugyanannyi energiát termel, mint 30 kilogramm urán.

Az atomenergia-termelés a villamosenergia-termelés korszerű és gyorsan fejlődő módja. Tudod, hogyan működnek az atomerőművek? Mi az atomerőmű működési elve? Milyen típusú atomreaktorok léteznek ma? Megpróbáljuk részletesen átgondolni az atomerőmű működési sémáját, elmélyülni az atomreaktor szerkezetében, és megtudni, mennyire biztonságos a villamosenergia-termelés nukleáris módszere.

Bármely állomás lakott területtől távol eső zárt terület. Területén több épület található. A legfontosabb építmény a reaktorépület, mellette a turbinaterem, ahonnan a reaktort vezérlik, valamint a biztonsági épület.

A terv atomreaktor nélkül lehetetlen. Az atomreaktor (atomreaktor) olyan atomerőművi eszköz, amelyet úgy terveztek, hogy neutronhasadási láncreakciót szervezzen a folyamat során kötelező energiafelszabadítással. De mi az atomerőmű működési elve?

A teljes reaktorberendezés a reaktorépületben található, egy nagy betontoronyban, amely elrejti a reaktort, és baleset esetén a nukleáris reakció összes termékét tartalmazza majd. Ezt a nagy tornyot konténmentnek, hermetikus héjnak vagy elszigetelési zónának nevezik.

Az új reaktorokban a hermetikus zóna 2 vastag betonfallal - héjjal rendelkezik.
80 cm vastag külső héj védi a konténment zónát a külső hatásoktól.

Az 1 méter 20 cm vastag belső héj speciális acélkábelekkel rendelkezik, amelyek közel háromszorosára növelik a beton szilárdságát, és megakadályozzák a szerkezet összeomlását. VEL belső vékony speciális acéllemezzel van bélelve, amely a konténment kiegészítő védelmét szolgálja, és baleset esetén nem engedi ki a reaktor tartalmát a konténment zónán kívülre.

Az atomerőmű ilyen kialakítása lehetővé teszi, hogy ellenálljon egy 200 tonnáig terjedő repülőgép-balesetnek, egy 8-as erősségű földrengésnek, egy tornádónak és egy szökőárnak.

Az első lezárt héjat az amerikai Connecticut Yankee atomerőműben építették 1968-ban.

A konténment zóna teljes magassága 50-60 méter.

Miből áll az atomreaktor?

Ahhoz, hogy megértsük az atomreaktor működési elvét, és ezáltal az atomerőmű működési elvét, meg kell értenünk a reaktor alkatrészeit.

• Aktív zóna. Ez az a terület, ahol a nukleáris üzemanyag (üzemanyag-generátor) és a moderátor található. Az üzemanyag atomok (leggyakrabban az urán az üzemanyag) lánchasadási reakción mennek keresztül. A moderátort úgy tervezték, hogy szabályozza a hasadási folyamatot, és lehetővé teszi a szükséges reakciót a sebesség és az erő tekintetében.
• Neutron reflektor. A magot reflektor veszi körül. Ugyanabból az anyagból áll, mint a moderátor. Lényegében egy dobozról van szó, melynek fő célja, hogy a neutronok ne hagyják el a magot és ne kerüljenek a környezetbe.
• Hűtőfolyadék. A hűtőfolyadéknak fel kell vennie az üzemanyag atomok hasadása során felszabaduló hőt, és át kell adnia más anyagoknak. A hűtőfolyadék nagymértékben meghatározza az atomerőmű tervezését. Ma a legnépszerűbb hűtőfolyadék a víz.
  Reaktorvezérlő rendszer. Atomerőművi reaktort tápláló érzékelők és mechanizmusok.

Üzemanyag atomerőművek számára

Mivel működik egy atomerőmű? Az atomerőművek üzemanyaga radioaktív tulajdonságokkal rendelkező kémiai elemek. Minden atomerőműben ez az elem az urán.

Az állomások kialakítása azt sugallja, hogy az atomerőművek összetett kompozit tüzelőanyaggal működnek, nem pedig tiszta kémiai elemmel. Ahhoz pedig, hogy az atomreaktorba betöltött természetes uránból uránüzemanyagot nyerjünk ki, sok manipulációt kell végrehajtani.

Dúsított urán

Az urán két izotópból áll, azaz magokat tartalmaz különböző súlyok. A protonok és neutronok száma alapján nevezték el őket: -235 és 238 izotóp. A 20. század kutatói azért kezdték el az urán-235-öt ércből kivonni, mert... könnyebb volt lebontani és átalakítani. Kiderült, hogy ilyen uránnak csak 0,7%-a van a természetben (a fennmaradó százalék a 238. izotóphoz megy).

Mi a teendő ebben az esetben? Úgy döntöttek, hogy dúsítják az uránt. Az urándúsítás egy olyan folyamat, amelyben sok a szükséges 235x-es izotóp marad benne, és kevés a szükségtelen 238x-os izotóp. Az urándúsítók feladata, hogy 0,7%-ot csaknem 100%-os urán-235-té alakítsanak.

Az uránt két technológiával lehet dúsítani: gázdiffúzióval vagy gázcentrifugával. Felhasználásukhoz az ércből kinyert uránt gáz halmazállapotúvá alakítják. Gáz formájában dúsított.

Urán por

A dúsított urángáz szilárd halmazállapotúvá - urán-dioxiddá alakul. Ez a tiszta szilárd urán 235 nagy fehér kristályokként jelenik meg, amelyeket később uránporrá aprítanak.

Urán tabletta

Az urántabletták tömör fémkorongok, néhány centiméter hosszúak. Az ilyen tabletták előállításához uránporból összekeverik egy anyaggal - lágyítóval, amely javítja a tabletták préselési minőségét.

A préselt korongokat 1200 Celsius fokos hőmérsékleten több mint egy napig sütik, hogy a tabletták különleges szilárdságot és magas hőmérséklettel szembeni ellenálló képességet kapjanak. Az atomerőmű működése közvetlenül attól függ, hogy az urán üzemanyagot mennyire sűrítik és sütik.

A tablettákat molibdéndobozban sütik, mert csak ez a fém képes nem olvadni másfél ezer fok feletti „pokoli” hőmérsékleten. Ezt követően az atomerőművek urán üzemanyaga késznek tekinthető.

Mi az a TVEL és FA?

A reaktormag úgy néz ki, mint egy hatalmas korong vagy cső lyukakkal a falakon (a reaktor típusától függően), 5-ször nagyobb, mint az emberi test. Ezek a lyukak urán üzemanyagot tartalmaznak, amelynek atomjai végrehajtják a kívánt reakciót.

Lehetetlen csak úgy üzemanyagot önteni a reaktorba, hacsak nem akarja, hogy az egész állomás felrobbanjon, és egy baleset következzen be néhány közeli államra. Ezért az urán üzemanyagot fűtőelem-rudakba helyezik, majd fűtőelem-kazettákba gyűjtik. Mit jelentenek ezek a rövidítések?

• A TVEL egy fűtőelem (nem tévesztendő össze az őket gyártó orosz cég azonos nevével). Ez lényegében egy vékony és hosszú, cirkóniumötvözetekből készült cirkóniumcső, amelybe urántablettákat helyeznek. Az uránatomok az üzemanyag-rudakban kezdenek kölcsönhatásba lépni egymással, és a reakció során hő szabadul fel.

A cirkóniumot tűzállósága és korróziógátló tulajdonságai miatt választották tüzelőanyag-rudak gyártásához.

Az üzemanyagrudak típusa a reaktor típusától és szerkezetétől függ. A tüzelőanyag-rudak szerkezete és célja általában nem változik, a cső hossza és szélessége eltérő lehet.

A gép több mint 200 uránpelletet tölt be egy cirkóniumcsőbe. Összesen mintegy 10 millió uránpellet dolgozik egyszerre a reaktorban.
FA – üzemanyag kazetta. Az atomerőmű dolgozói az üzemanyag-kazettákat kötegeknek nevezik.

Lényegében több üzemanyagrúdról van szó, amelyek egymáshoz vannak rögzítve. Az FA kész nukleáris üzemanyag, amivel egy atomerőmű működik. A fűtőelem-kazettákat töltik be az atomreaktorba. Egy reaktorban körülbelül 150-400 fűtőelem-kazettát helyeznek el.
Attól függően, hogy melyik reaktorban működnek az üzemanyag-kazetták, különböző formájúak. A kötegeket néha köbösre, néha hengeresre, néha hatszögletűre hajtogatják.

Egy tüzelőanyag-kazetta 4 éves működés alatt ugyanannyi energiát termel, mint 670 vagon szenet, 730 tartályt földgáz vagy 900 olajjal megrakott tartály.
Ma az üzemanyag-kazettákat főként oroszországi, franciaországi, amerikai és japán gyárakban gyártják.

Az atomerőművek üzemanyagának más országokba történő szállításához a fűtőelem-kazettákat hosszú és széles fémcsövekbe zárják, a levegőt a csövekből kiszivattyúzzák és speciális gépek szállítják a teherszállító repülőgépek fedélzetén.

Az atomerőművekbe szánt nukleáris fűtőanyag túlságosan sokat nyom, mert... Az urán az egyik legnehezebb fém a bolygón. Az övé fajsúly 2,5-szer több, mint az acél.

Atomerőmű: működési elv

Mi az atomerőmű működési elve? Az atomerőművek működési elve egy radioaktív anyag - urán - atomjainak hasadásának láncreakcióján alapul. Ez a reakció egy atomreaktor zónájában játszódik le.

FONTOS TUDNI:

Anélkül, hogy belemennénk a magfizika bonyolultságába, az atomerőmű működési elve így néz ki:
Az atomreaktor beindítása után a fűtőelemrudakról abszorberrudakat távolítanak el, amelyek megakadályozzák az urán reakcióját.

A rudak eltávolítása után az uránneutronok kölcsönhatásba lépnek egymással.

A neutronok ütközésekor atomi szinten minirobbanás következik be, energia szabadul fel és új neutronok születnek, láncreakció indul el. Ez a folyamat hőt termel.

A hő átadódik a hűtőfolyadéknak. A hűtőfolyadék típusától függően gőzzé vagy gázzá alakul, ami forgatja a turbinát.

A turbina elektromos generátort hajt meg. Valójában ő generálja az elektromos áramot.

Ha nem figyeli a folyamatot, az uránneutronok addig ütközhetnek egymással, amíg fel nem robbantják a reaktort, és az egész atomerőművet darabokra zúzzák. A folyamatot számítógépes érzékelők vezérlik. Érzékelik a hőmérséklet növekedését vagy a nyomásváltozást a reaktorban, és automatikusan leállíthatják a reakciókat.

Miben különbözik az atomerőművek működési elve a hőerőművektől (hőerőművek)?

A munkában csak az első szakaszokban vannak különbségek. Az atomerőműben a hűtőközeg az urán üzemanyag atomjainak hasadásából, a hűtőközeg a szerves tüzelőanyag (szén, gáz vagy olaj) égéséből kap hőt. Miután akár az uránatomok, akár a gáz és a szén hőt bocsátanak ki, az atomerőművek és a hőerőművek működési sémája megegyezik.

Az atomreaktorok típusai

Egy atomerőmű működése attól függ, hogy pontosan hogyan működik az atomreaktor. Ma a reaktoroknak két fő típusa van, amelyeket a neuronok spektruma szerint osztályoznak:
Lassú neutronreaktor, más néven termikus reaktor.

Működéséhez urán 235-öt használnak, amely átmegy a dúsítás, az uránpelletek előállításának szakaszain stb. Ma a reaktorok túlnyomó többsége lassú neutronokat használ.
Gyors neutron reaktor.

Ezek a reaktorok jelentik a jövőt, mert... Az urán-238-on dolgoznak, ami egy tucat fillér, és nincs szükség ennek az elemnek a dúsítására. Az ilyen reaktorok egyetlen hátránya a tervezés, az építés és az indítás nagyon magas költségei. Ma már csak Oroszországban működnek gyorsneutronreaktorok.

A gyorsneutronos reaktorokban a hűtőközeg higany, gáz, nátrium vagy ólom.

A lassú neutronos reaktorok, amelyeket ma a világ összes atomerőműve használ, szintén többféle típusban léteznek.

A NAÜ szervezete (Nemzetközi Atomenergia Ügynökség) elkészítette saját osztályozását, amelyet leggyakrabban a globális atomenergia-iparban használnak. Mivel az atomerőmű működési elve nagyban függ a hűtőközeg és a moderátor megválasztásától, a NAÜ ezekre az eltérésekre alapozta a besorolását.

Kémiai szempontból a deutérium-oxid ideális moderátor és hűtőfolyadék, mert atomjai más anyagokhoz képest a leghatékonyabban kölcsönhatásba lépnek az urán neutronjaival. Egyszerűen fogalmazva a nehézvíz minimális veszteséggel látja el feladatát és maximális eredmény. Előállítása azonban pénzbe kerül, míg a közönséges „könnyű” és ismerős víz sokkal könnyebben használható.

Néhány tény az atomreaktorokról...

Érdekes, hogy egy atomerőművi reaktor megépítése legalább 3 évig tart!
A reaktor építéséhez olyan berendezésekre van szükség, amelyek működnek elektromos áram 210 kiló Amper, ami milliószor nagyobb, mint az az áram, amely képes megölni egy embert.

Az atomreaktor egyik héja (szerkezeti eleme) 150 tonnát nyom. Egy reaktorban 6 ilyen elem van.

Nyomás alatti vizes reaktor

Azt már megtudtuk, hogyan működik általában az atomerőmű, hogy mindent perspektívába helyezzünk, nézzük meg, hogyan működik a legnépszerűbb nyomás alatti vizes atomreaktor.
Napjainkban világszerte 3+ generációs túlnyomásos vizes reaktorokat használnak. A legmegbízhatóbbnak és biztonságosabbnak tartják őket.

A világ összes nyomás alatti vizes reaktora működési évei alatt már több mint 1000 év problémamentes működést halmozott fel, és soha nem mutatott komoly eltéréseket.

A nyomás alatti vizes reaktort használó atomerőművek szerkezete azt jelenti, hogy a fűtőelemek között 320 fokosra melegített desztillált víz kering. Annak megakadályozására, hogy gőzállapotba kerüljön, 160 atmoszféra nyomás alatt tartják. Az atomerőművi diagram primerköri víznek nevezi.

A felmelegített víz belép a gőzfejlesztőbe, és átadja hőjét a szekunder kör vizének, majd ismét „visszatér” a reaktorba. Kívülről úgy néz ki, hogy az első kör vízcsövei érintkeznek más csövekkel - a második kör vizével, hőt adnak át egymásnak, de a vizek nem érintkeznek. A csövek érintkeznek.

Így kizárt annak a lehetősége, hogy a sugárzás bejusson a szekunder kör vízébe, amely a továbbiakban részt vesz a villamosenergia-termelés folyamatában.

Atomerőmű üzembiztonság

Az atomerőművek működési elvének megismerése után meg kell értenünk a biztonság működését. A mai atomerőmű építése megköveteli fokozott figyelem a biztonsági szabályokhoz.
Az atomerőművek biztonsági költségei körülbelül 40%-át teszik ki teljes költség maga az állomás.

Az atomerőmű tervezése 4 fizikai akadályt tartalmaz, amelyek megakadályozzák a radioaktív anyagok kibocsátását. Mit kell tenni ezeknek az akadályoknak? Legyen képes a megfelelő pillanatban leállítani a nukleáris reakciót, biztosítani az állandó hőelvonást a zónából és magából a reaktorból, valamint megakadályozni a radionuklidok kijutását a konténmenten (hermetikus zónán) túl.

• Az első akadály az uránpelletek szilárdsága. Fontos, hogy egy atomreaktorban ne menjenek tönkre a magas hőmérsékletek. Az atomerőmű működésének nagy része attól függ, hogy az uránpelletet hogyan „sütik meg” a gyártás kezdeti szakaszában. Ha az urán tüzelőanyag-pelleteket nem sütik megfelelően, az uránatomok reakciói a reaktorban kiszámíthatatlanok lesznek.
• A második akadály az üzemanyagrudak tömítettsége. A cirkónium csöveket szorosan le kell zárni, ha a tömítés eltörik, akkor a legjobb esetben a reaktor megsérül, és a munka leáll, rosszabb esetben minden a levegőbe repül.
• A harmadik akadály egy tartós acél reaktortartály a, (ugyanaz a nagy torony - hermetikus zóna), amely az összes radioaktív folyamatot „tartja”. Ha a ház megsérül, a sugárzás a légkörbe kerül.
• A negyedik akadály a vészvédelmi rudak. A moderátorral ellátott rudakat a mag felett mágnesek függesztik fel, amelyek 2 másodperc alatt képesek elnyelni az összes neutront és leállítják a láncreakciót.

Ha a sok fokú védettségű atomerőmű tervezése ellenére nem sikerül a reaktormagot kellő időben lehűteni, és az üzemanyag hőmérséklete 2600 fokra emelkedik, akkor a biztonsági rendszer utolsó reménye lép életbe. - az úgynevezett olvadékcsapda.

A helyzet az, hogy ezen a hőmérsékleten a reaktortartály alja megolvad, és a nukleáris üzemanyag és az olvadt szerkezetek összes maradványa a reaktormag felett felfüggesztett speciális „üvegbe” áramlik.

Az olvadékcsapda hűtött és tűzálló. Fel van töltve úgynevezett „áldozati anyaggal”, ami fokozatosan leállítja a hasadási láncreakciót.

Így az atomerőmű-tervezés több fokú védettséget foglal magában, amelyek szinte teljesen kizárják a baleset lehetőségét.

Mi az atomreaktor?

Az atomreaktor, korábban "atomkazán" néven ismert, egy olyan eszköz, amelyet hosszan tartó nukleáris láncreakció elindítására és szabályozására használnak. Az atomreaktorokat atomerőművekben használják villamos energia előállítására és hajómeghajtásra. A maghasadásból származó hő egy működő folyadékba (víz vagy gáz) kerül átadásra, amely gőzturbinákon halad át. A víz vagy gáz mozgásba hozza a hajó lapátjait, vagy forgatja az elektromos generátorokat. A magreakció eredményeként keletkező gőz elvileg felhasználható a hőiparban vagy a hőiparban távfűtés. Egyes reaktorokat gyógyászati ​​és ipari célokra használt izotópok vagy fegyveres minőségű plutónium előállítására használnak. Némelyikük csak kutatási célokat szolgál. Ma a világ mintegy 30 országában mintegy 450 atomreaktort használnak villamos energia előállítására.

Az atomreaktor működési elve

Ahogy a hagyományos erőművek a fosszilis tüzelőanyagok elégetése során felszabaduló hőenergia felhasználásával állítanak elő villamos energiát, az atomreaktorok a szabályozott maghasadás során felszabaduló energiát hőenergiává alakítják át, hogy tovább alakítsák mechanikai vagy elektromos formákká.

A maghasadás folyamata

Amikor jelentős mennyiségben Amikor a bomló atommagok (például az urán-235 vagy a plutónium-239) elnyelnek egy neutront, nukleáris bomlás léphet fel. A nehéz mag két vagy több könnyű atommagra (hasadási termékekre) bomlik, kinetikus energiát, gamma-sugárzást és szabad neutronokat szabadítva fel. Ezen neutronok egy részét később más hasadó atomok is elnyelhetik, és további hasadást okozhatnak, ami még több neutront szabadít fel, és így tovább. Ez a folyamat nukleáris láncreakcióként ismert.

Az ilyen nukleáris láncreakció szabályozása érdekében a neutronelnyelők és -moderátorok megváltoztathatják a neutronok arányát, amelyek több atommag hasadásához vezetnek. Az atomreaktorokat manuálisan vagy automatikusan vezérlik, hogy veszélyes helyzetek észlelésekor leállítsák a bomlási reakciót.

Az általánosan használt neutronfluxus-szabályozók a közönséges („könnyű”) víz (a világ reaktorainak 74,8%-a), a szilárd grafit (a reaktorok 20%-a) és a „nehéz” víz (a reaktorok 5%-a). Egyes kísérleti típusú reaktorokban berillium és szénhidrogének alkalmazása javasolt.

Hőleadás atomreaktorban

A reaktor munkaterülete többféle módon termel hőt:

• A hasadási termékek kinetikus energiája hőenergiává alakul át, amikor az atommagok a szomszédos atomokkal ütköznek.
• A reaktor elnyeli a hasadás során keletkező gamma-sugárzás egy részét, és energiáját hővé alakítja.
• Hő keletkezik a hasadási termékek és a neutronok abszorpciója során kitett anyagok radioaktív bomlása során. Ez a hőforrás egy ideig állandó marad, még a reaktor leállítása után is.

A nukleáris reakciók során egy kilogramm urán-235 (U-235) körülbelül hárommilliószor több energiát szabadít fel, mint egy kilogramm hagyományosan elégetett szén (7,2 × 1013 joule/kg urán-235, szemben a 2,4 × 107 joule/kg szénnel) ,

Atomreaktor hűtőrendszer

Az atomreaktor hűtőfolyadéka – általában víz, de néha gáz, folyékony fém (például folyékony nátrium) vagy olvadt só – kering a reaktormag körül, hogy elnyelje a keletkező hőt. A hőt eltávolítják a reaktorból, majd gőz előállítására használják fel. A legtöbb reaktor olyan hűtőrendszert használ, amely fizikailag el van szigetelve a forrásban lévő víztől, és a turbinákhoz használt gőzt termeli, például egy nyomás alatti vizes reaktorban. Egyes reaktorokban azonban a gőzturbinákhoz használt víz közvetlenül a reaktormagban forr; például egy nyomás alatti vizes típusú reaktorban.

A neutronfluxus figyelése a reaktorban

A reaktor teljesítményét a több hasadást okozni képes neutronok számának szabályozásával szabályozzák.

A neutronok elnyelésére „neutronméregből” készült vezérlőrudakat használnak. Minél több neutront nyel el a vezérlőrúd, annál kevesebb neutron okozhat további hasadást. Így az abszorpciós rudak mélyen a reaktorba való bemerítése csökkenti annak kimenő teljesítményét, és fordítva, a vezérlőrúd eltávolítása növeli azt.

Az összes nukleáris reaktor ellenőrzésének első szintjén fontos a számos neutronban dúsított hasadási izotóp késleltetett neutronkibocsátásának folyamata. fizikai folyamat. Ezek a késleltetett neutronok körülbelül 0,65%-át teszik ki teljes szám a hasadás során keletkező neutronok, a többi (ún. „gyorsneutronok”) pedig közvetlenül a hasadás során keletkezik. A késleltetett neutronokat képező hasadási termékek felezési ideje ezredmásodperctől néhány percig terjed, ezért jelentős időbe telik annak pontos meghatározása, hogy a reaktor mikor éri el a kritikus pontot. A reaktor láncreakciós üzemmódban tartása, ahol késleltetett neutronokra van szükség a kritikus tömeg eléréséhez, mechanikus eszközökkel vagy emberi vezérléssel valósítható meg a láncreakció „valós idejű” szabályozása érdekében; ellenkező esetben a normál nukleáris láncreakció során fellépő exponenciális feszültséglökés következtében a kritikus szint elérése és az atomreaktor magjának megolvadása közötti idő túl rövid lesz ahhoz, hogy beavatkozzon. Ez utolsó szakasza, ahol a késleltetett neutronokra már nincs szükség a kritikusság fenntartásához, azonnali neutronkritikusságnak nevezik. Létezik egy skála a kritikusság számszerű leírására, ahol a kezdeti kritikusságot "nulla dollár"-nak, a gyors kritikusságot "egy dollárnak" jelölik, a folyamat többi pontja pedig "centben" van interpolálva.

Egyes reaktorokban a hűtőközeg neutronmoderátorként is működik. A moderátor növeli a reaktor teljesítményét azáltal, hogy a hasadás során felszabaduló gyors neutronokat energiát veszít, és termikus neutronokká válik. A termikus neutronok nagyobb valószínűséggel okoznak hasadást, mint a gyors neutronok. Ha a hűtőközeg egyben neutron moderátor is, akkor a hőmérséklet változása befolyásolhatja a hűtőközeg/moderátor sűrűségét, és ezáltal a reaktor teljesítményének változását. Minél magasabb a hűtőfolyadék hőmérséklete, annál kevésbé lesz sűrű, és ezért annál kevésbé hatékony a retarder.

Más típusú reaktorokban a hűtőfolyadék "neutronméregként" működik, és ugyanúgy elnyeli a neutronokat, mint a vezérlőrudak. Ezekben a reaktorokban a teljesítmény a hűtőfolyadék melegítésével növelhető, így kevésbé sűrűsödik. Az atomreaktorok jellemzően automatikus és kézi rendszerekkel rendelkeznek a reaktor leállítására vészleállítás céljából. Ezek a rendszerek nagy mennyiségű "neutronmérget" helyeznek el (gyakran bór formájában bórsav) a reaktorba, hogy leállítsák a hasadási folyamatot, ha veszélyes körülményeket észlelnek vagy gyanítanak.

A legtöbb reaktortípus érzékeny a „xenon pit” vagy „jódgödör” néven ismert folyamatra. A hasadási reakcióból származó xenon-135 széles körben elterjedt bomlásterméke neutronelnyelő szerepét tölti be, amely hajlamos leállítani a reaktort. A xenon-135 felhalmozódása úgy szabályozható, hogy elegendően magas teljesítményszintet tartanak fenn ahhoz, hogy elpusztítsák a neutronok elnyelésével, amilyen gyorsan keletkezik. A hasadás eredményeként jód-135 is képződik, amely viszont lebomlik (6,57 óra felezési idővel), és xenon-135-öt képez. Amikor a reaktort leállítják, a jód-135 tovább bomlik, és xenon-135-öt képez, ami megnehezíti a reaktor újraindítását egy-két napon belül, mivel a xenon-135 cézium-135-öt képez, amely nem olyan neutronelnyelő, mint a xenon. -135, felezési ideje 9,2 óra. Ez az ideiglenes állapot egy „jódlyuk”. Ha a reaktornak elegendő többletteljesítménye van, újraindítható. Minél több xenon-135 alakul át xenon-136-tá, amely kevésbé neutronelnyelő, és néhány órán belül a reaktorban az úgynevezett "xenonégési szakasz" következik be. Ezenkívül vezérlőrudakat kell behelyezni a reaktorba, hogy kompenzálják a neutronok abszorpcióját az elveszett xenon-135 pótlására. Az ilyen eljárás helyes követésének elmulasztása volt a csernobili baleset fő oka.

A fedélzeti atomerőművekben használt reaktorokat (különösen az atom-tengeralattjárókat) gyakran nem lehet folyamatosan működtetni, hogy ugyanúgy áramot termeljenek, mint a szárazföldi reaktorokat. Ezenkívül az ilyen erőműveknek hosszú ideig kell működniük üzemanyagcsere nélkül. Emiatt sok konstrukció nagymértékben dúsított uránt használ, de éghető neutronelnyelőt tartalmaz az üzemanyag-rudakban. Ez lehetővé teszi olyan hasadóanyag-felesleggel rendelkező reaktor tervezését, amely a reaktor tüzelőanyag-ciklusának elégetésének kezdetén viszonylag biztonságos a neutronelnyelő anyag jelenléte miatt, amelyet később a hagyományos hosszú élettartamú reaktor vált fel. neutronelnyelők (tartósabbak, mint a xenon-135), amelyek fokozatosan felhalmozódnak az üzemanyag élettartama során.

Hogyan termelik az áramot?

A hasadás során keletkező energia hőt termel, amelynek egy része átalakítható hasznos energia. Általános módszer Ennek a hőenergiának a felhasználása víz forralására és nyomás alatti gőz előállítására, ami viszont a gőzturbina hajtásának forgásához vezet, amely forgatja a generátort. ACés áramot termel.

Az első reaktorok története

A neutronokat 1932-ben fedezték fel. A neutronoknak való kitettség eredményeként létrejövő nukleáris reakciók által kiváltott láncreakciós sémát először a magyar tudós, Leo Sillard alkalmazta 1933-ban. Szabadalmat kért egyszerű reaktorötletére a következő évben a londoni Admiralitásnál. Szilárd ötlete azonban nem tartalmazta a maghasadás elméletét, mint neutronforrást, mivel ezt a folyamatot még nem fedezték fel. Szilárd ötletei a könnyű elemekben neutronközvetített nukleáris láncreakciót alkalmazó atomreaktorokról megvalósíthatatlannak bizonyultak.

Az új típusú uránt használó reaktor létrehozásának ösztönzője Lise Meitner, Fritz Strassmann és Otto Hahn 1938-as felfedezése volt, akik neutronokkal „bombázták” az uránt (a berillium alfa-bomlási reakciójával, egy „neutronágyúval”). bárium, amelyről azt hitték, hogy az uránmagok bomlásából keletkezett. A későbbi, 1939 elején végzett kutatások (Szilard és Fermi) kimutatták, hogy egyes neutronok atomhasadás útján is keletkeztek, lehetővé téve a Szilard által hat évvel korábban elképzelt magláncreakciót.

1939. augusztus 2-án Albert Einstein aláírta Szilard Franklin D. Roosevelt elnöknek írt levelét, amelyben kijelentette, hogy az uránhasadás felfedezése "új típusú rendkívül erős bombák" létrehozásához vezethet. Ez lendületet adott a reaktorok és a radioaktív bomlás tanulmányozásának. Szilárd és Einstein jól ismerték egymást, és sok éven át dolgoztak együtt, de Einstein soha nem gondolt az atomenergia ezen lehetőségére, amíg Szilárd nem értesítette őt, hogy írjon levelet Einstein-Szilardnak, hogy figyelmeztesse az Egyesült Államok kormányát.

Nem sokkal ezután, 1939-ben, a hitleri Németország megtámadta Lengyelországot, és ezzel megkezdődött a második világháború Európában. Az Egyesült Államok hivatalosan még nem állt háborúban, de októberben, amikor az Einstein-Szilard levelet kézbesítették, Roosevelt megjegyezte, hogy a tanulmány célja annak biztosítása, hogy "a nácik ne robbantsanak fel minket". Az amerikai nukleáris projekt elkezdődött, bár némi késéssel, mert megmaradt a szkepticizmus (különösen Fermi részéről), valamint a projektet kezdetben felügyelő kormánytisztviselők kis száma miatt.

A következő évben az Egyesült Államok kormánya megkapta a Frisch-Peierls Memorandumot Nagy-Britanniától, amely szerint a láncreakció végrehajtásához szükséges uránmennyiség jóval kevesebb, mint azt korábban gondolták. A memorandum a Maud-bizottság részvételével készült, amely a Nagy-Britanniában végrehajtott atombomba-projekten dolgozott, később ún. kódnév"Tube Alloys" és később bekerült a Manhattan Projectbe.

Végül az első ember alkotta atomreaktort, a Chicago Woodpile 1-et, a Chicagói Egyetemen építette meg Enrico Fermi vezette csapat 1942 végén. Ekkorra már felgyorsult az amerikai atomprogram az ország belépése miatt. a háborúba. A Chicago Woodpile 1942. december 2-án, 15 óra 25 perckor érte el kritikus pontját. A reaktor kerete fából készült, egy halom grafittömböt (innen a név) fogott össze természetes urán-oxid "brikettekkel" vagy "pszeudogömbökkel".

1943-tól, röviddel a Chicago Woodpile létrehozása után, az amerikai hadsereg atomreaktorok sorozatát fejlesztette ki a Manhattan Project számára. A legnagyobb (a Washington államban található Hanford komplexumban található) reaktorok létrehozásának fő célja az volt tömeggyártás plutónium számára nukleáris fegyverek. Fermi és Szilárd 1944. december 19-én nyújtottak be szabadalmi kérelmet a reaktorokra, amelynek megadása háborús titkok miatt 10 évet késett.

„Világelső” – ez a felirat az EBR-I reaktor helyén, amely ma múzeum az idahói Arco közelében. Eredetileg Chicago Woodpile 4-nek hívták ezt a reaktort Walter Sinn irányítása alatt az Aregon National Laboratory számára. Ezt a kísérleti gyorstenyésztő reaktort az Egyesült Államok Atomenergia Bizottsága üzemeltette. A reaktor 1951. december 20-i teszteléskor 0,8 kW teljesítményt, másnap 100 kW (elektromos) teljesítményt produkált, tervezési teljesítménye 200 kW (villamos teljesítmény).

Az atomreaktorok katonai felhasználása mellett politikai okok is voltak az atomenergia békés célú kutatásának folytatására. Dwight Eisenhower amerikai elnök 1953. december 8-án tartotta híres "Atomok a békéért" beszédét az ENSZ Közgyűlésén. Ez a diplomáciai lépés a reaktortechnológia elterjedéséhez vezetett mind az Egyesült Államokban, mind az egész világon.

Az első polgári célra épített atomerőmű az obnyinszki AM-1 atomerőmű volt, amelyet 1954. június 27-én indítottak a Szovjetunióban. Körülbelül 5 MW villamos energiát termelt.

A második világháború után az amerikai hadsereg más alkalmazásokat keresett az atomreaktor-technológiához. A hadsereg és a légierő által végzett kutatás nem valósult meg; Az amerikai haditengerészet azonban sikereket ért el a USS Nautilus (SSN-571) nukleáris tengeralattjáró 1955. január 17-i vízre bocsátásával.

Az első kereskedelmi célú atomerőmű (Calder Hall, Sellafield, Anglia) 1956-ban nyílt meg 50 MW (később 200 MW) kezdeti kapacitással.

Az első hordozható atomreaktort, az Alco PM-2A-t 1960-ban használták villamos energia (2 MW) előállítására a Camp Century amerikai katonai bázis számára.

Az atomerőmű fő elemei

A legtöbb típusú atomerőmű fő összetevői a következők:

Atomreaktor elemei

• Nukleáris üzemanyag (nukleáris reaktormag; neutron-moderátor)
• Eredeti neutronforrás
• Neutron abszorber
• Neutronpisztoly (állandó neutronforrást biztosít a reakció újraindításához a leállítás után)
• Hűtőrendszer (gyakran a neutron moderátor és a hűtőfolyadék ugyanaz, általában tisztított víz)
• Vezérlő rudak
• Nukleáris reaktortartály (NRP)

Kazán vízellátó szivattyú

• Gőzgenerátorok (nem forrásvizes atomreaktorokban)
• Gőzturbina
• Áramfejlesztő
• Kondenzátor
• Hűtőtorony (nem mindig szükséges)
• Radioaktív hulladékkezelő rendszer (a radioaktív hulladéklerakó állomás része)
• Nukleáris fűtőanyag átrakóhely
• Kiégett üzemanyag medence

Sugárbiztonsági rendszer

• Rektorvédelmi rendszer (RPS)
• Vészhelyzeti dízelgenerátorok
• Vészreaktormag hűtőrendszer (ECCS)
• Vészhelyzeti folyadékvezérlő rendszer (vészhelyzeti bór befecskendezés, csak forrásvizes atomreaktorokban)
• Támogatási rendszer technológiai víz felelős fogyasztók (SOTVOP)

Elzárás

• Vezérlőpult
• Vészhelyzeti telepítés
• Nukleáris képzési komplexum (általában van egy vezérlőpult utánzat)

Az atomreaktorok osztályozása

Az atomreaktorok típusai

Az atomreaktorokat többféleképpen osztályozzák; összefoglaló Ezeket az osztályozási módszereket az alábbiakban mutatjuk be.

Az atomreaktorok osztályozása moderátortípus szerint

Használt termikus reaktorok:

• Grafit reaktorok
  
• Nyomás alatti vizes reaktorok
• Nehézvizes reaktorok(Kanadában, Indiában, Argentínában, Kínában, Pakisztánban, Romániában és Dél-Koreában használják).
• Könnyűvizes reaktorok(LVR). A könnyűvizes reaktorok (a termikus reaktorok leggyakoribb típusa) közönséges vizet használnak a reaktorok szabályozására és hűtésére. Ha a víz hőmérséklete megemelkedik, a sűrűsége csökken, ami eléggé lelassítja a neutronok áramlását ahhoz, hogy további láncreakciókat idézzen elő. Ez a negatív visszacsatolás stabilizálja a magreakció sebességét. A grafit- és nehézvizes reaktorok általában intenzívebben melegszenek fel, mint a könnyűvizes reaktorok. A kiegészítő fűtés miatt az ilyen reaktorok természetes uránt/dúsítatlan üzemanyagot használhatnak.
• Könnyű elem moderátorokon alapuló reaktorok.
• Olvadt só moderált reaktorok(MSR) a LiF és BEF2 hűtőfolyadék/üzemanyag mátrix sóiban található könnyű elemek, például lítium vagy berillium jelenléte vezérli.
• Folyékony fém hűtővel ellátott reaktorok, ahol a hűtőfolyadék ólom és bizmut keveréke, neutronelnyelőként használhatja a BeO-oxidot.
• Szerves moderátoron alapuló reaktorok(OMR) bifenilt és terfenilt használnak moderátorként és hűtő komponensként.

Az atomreaktorok osztályozása hűtőközeg típusa szerint

• Vízhűtéses reaktor. Az Egyesült Államokban 104 működő reaktor működik. Ebből 69 nyomás alatti vizes reaktor (PWR), 35 pedig forrásvizes reaktor (BWR). A nukleáris nyomás alatti vizes reaktorok (PWR) teszik ki az összes nyugati atomerőmű túlnyomó többségét. Az RVD típus fő jellemzője a kompresszor, egy speciális nagynyomású tartály jelenléte. A legtöbb kereskedelmi forgalomban lévő RVD reaktor és haditengerészeti reaktorberendezés kompresszort használ. Normál működés közben a fúvó részben meg van töltve vízzel, és felette gőzbuborékot tartanak fenn, amely a víz merülő fűtőtestekkel történő melegítésével jön létre. Normál üzemmódban a feltöltő a nagynyomású reaktortartályhoz (HRVV) kapcsolódik, és a nyomáskompenzátor biztosítja az üreg jelenlétét a reaktorban lévő víztérfogat változása esetén. Ez a séma a reaktor nyomásának szabályozását is biztosítja a kompenzátorban lévő gőznyomás fűtőberendezések segítségével történő növelésével vagy csökkentésével.

• Nagynyomású nehézvizes reaktorok A nyomás alatti vizes reaktorok (PWR) egyik típusához tartoznak, amelyek egyesítik a nyomás használatának elvét, egy izolált termikus ciklust, feltételezve a nehézvíz hűtőközegként és moderátorként történő felhasználását, ami gazdaságilag előnyös.
• Forrásvizes reaktor(BWR). A forrásvizes reaktormodelleket az jellemzi, hogy a fő reaktortartály alján lévő üzemanyagrudak körül forrásban lévő víz található. A forrásban lévő vizes reaktor dúsított 235 U urán-dioxidot használ üzemanyagként. Az üzemanyagot egy acéledénybe helyezett rudakba szerelik össze, amelyeket viszont vízbe merítenek. A maghasadás folyamata során a víz felforr és gőz képződik. Ez a gőz a turbinákban lévő csővezetékeken halad át. A turbinákat gőz hajtja, és ez a folyamat villamos energiát termel. Normál működés közben a nyomást a reaktor nyomástartó edényéből a turbinába áramló vízgőz mennyisége szabályozza.
• Medence típusú reaktor
• Folyékony fémhűtésű reaktor. Mivel a víz neutronmoderátor, nem használható hűtőközegként egy gyorsneutronreaktorban. A folyékony fém hűtőközegek közé tartozik a nátrium, NaK, ólom, ólom-bizmut eutektikum, a korábbi generációs reaktorok esetében pedig a higany.
• Nátriumhűtéses gyorsneutronreaktor.
• Gyorsneutron reaktor ólom hűtőközeggel.
• Gázhűtéses reaktorok keringő közömbös gázzal hűtve, magas hőmérsékletű szerkezetekben héliummal fogant fel. Ugyanakkor a szén-dioxidot korábban brit és francia atomerőművekben használták. Nitrogént is használtak. A hőfelhasználás a reaktor típusától függ. Egyes reaktorok annyira forróak, hogy a gáz közvetlenül meghajtható gázturbina. A régebbi reaktortervek jellemzően gázt vezettek át egy hőcserélőn, hogy gőzt állítsanak elő a gőzturbina számára.
• Olvadt só reaktorok(MSR-ek) olvadt só (általában fluoridsók, például FLiBe eutektikus keverékei) keringetésével hűtjük. Egy tipikus MSR-ben a hűtőfolyadékot mátrixként is használják, amelyben a hasadóanyag feloldódik.

Atomreaktorok generációi

• Első generációs reaktor(korai prototípusok, kutatóreaktorok, nem kereskedelmi célú energiareaktorok)
• Második generációs reaktor(a legtöbb modern atomerőmű 1965-1996)
• Harmadik generációs reaktor(a meglévő tervek evolúciós fejlesztései 1996-tól napjainkig)
• Negyedik generációs reaktor(technológiák még fejlesztés alatt állnak, kezdési dátum ismeretlen, esetleg 2030)

A Francia Atomenergia-biztosság (CEA) 2003-ban vezette be először a „Gen II” elnevezést a Nukleonikai Héten.

A „Gen III” első említése 2000-ben a IV. generációs nemzetközi fórum (GIF) kezdete kapcsán történt.

A "Gen IV"-et 2000-ben említette az Egyesült Államok Energiaügyi Minisztériuma (DOE) új típusú erőművek fejlesztése miatt.

Az atomreaktorok osztályozása fűtőanyag típusa szerint

• Szilárd tüzelésű reaktor
• Folyékony tüzelésű reaktor
• Homogén vízhűtéses reaktor
• Olvadt só reaktor
• Gázüzemű reaktorok (elméletileg)

Az atomreaktorok cél szerinti osztályozása

• Villamosenergia-termelés
• Atomerőművek, beleértve a kis csoportos reaktorokat
• Önjáró eszközök (lásd atomerőművek)
• Nukleáris tengeri létesítmények
• Különböző típusú rakétamotorok kínálnak
• A hőfelhasználás egyéb formái
• Sótalanítás
• Hőtermelés háztartási és ipari fűtéshez
• Hidrogéntermelés a hidrogénenergiában
• Termelő reaktorok elemátalakításhoz
• Nemesítő reaktorok, amelyek több hasadóanyag előállítására képesek, mint amennyit a láncreakció során elfogyasztanak (az U-238 kiindulási izotópok Pu-239-lé, vagy a Th-232-t U-233-má alakítva). Így egy ciklus befejezése után az urántenyésztő reaktor újratölthető természetes vagy akár szegényített uránnal. A tóriumterjesztő reaktor viszont újratölthető tóriummal. A hasadóanyag kezdeti utánpótlására azonban szükség van.
• Különféle radioaktív izotópok létrehozása, mint például az americium füstérzékelőkben való felhasználásra, valamint a kobalt-60, a molibdén-99 és mások, indikátorként és kezelésre.
• Anyagok gyártása nukleáris fegyverekhez, mint például a fegyveres minőségű plutónium
• Neutronsugárzás (például Lady Godiva impulzusreaktor) és pozitronsugárzás forrásának létrehozása (például neutronaktivációs elemzés és kálium-argon kormeghatározás)
• Kutatóreaktor: A reaktorokat jellemzően tudományos kutatásra és oktatásra, anyagok tesztelésére vagy radioizotópok előállítására használják az orvostudomány és az ipar számára. Sokkal kisebbek, mint az energiareaktorok vagy a hajóreaktorok. E reaktorok közül sok az egyetemi kampuszokon található. 56 országban körülbelül 280 ilyen reaktor működik. Egyesek erősen dúsított urán üzemanyaggal dolgoznak. Nemzetközi erőfeszítések folynak az alacsony dúsítású üzemanyagok leváltására.

Modern atomreaktorok

Ezek a reaktorok nagynyomású tartályt használnak a nukleáris üzemanyag, a vezérlőrudak, a moderátor és a hűtőfolyadék tárolására. A reaktorok lehűlése és a neutronok mérséklődése nagy nyomású folyékony vízzel történik. A nagynyomású edényt elhagyó forró radioaktív víz egy gőzfejlesztő körön halad keresztül, amely viszont felmelegíti a másodlagos (nem radioaktív) kört. Ezek a reaktorok alkotják a modern reaktorok többségét. Ez egy neutronreaktoros szerkezetfűtő berendezés, melyek közül a legújabb a VVER-1200, az Advanced Pressurized Water Reactor és az European Pressurized Water Reactor. Az amerikai haditengerészet reaktorai ilyen típusúak.

A forrásban lévő vizes reaktorok hasonlóak a gőzfejlesztő nélküli nyomás alatti vizes reaktorokhoz. A forrásvizes reaktorok vizet is használnak hűtőközegként és neutronmoderátort nyomás alatti vizes reaktorként, de alacsonyabb nyomáson, lehetővé téve a víz felforrását a kazánban, és gőz keletkezik, amely megforgatja a turbinákat. A túlnyomásos vizes reaktorokkal ellentétben nincs primer vagy szekunder kör. Ezeknek a reaktoroknak a fűtőteljesítménye nagyobb és könnyebben üzemeltethető. konstruktívan, és még stabilabb és biztonságosabb. Ez egy termikus neutronreaktor, amelyek közül a legújabb az Advanced Boiling Water Reactor és a Economy Simplified Boiling Water Nuclear Reactor.

Kanadai tervezésű (CANDU néven ismert), ezek nehézvízzel mérsékelt, túlnyomásos hűtőközeg-reaktorok. Ahelyett, hogy egyetlen nyomástartó edényt használnának, mint a túlnyomásos vizes reaktorokban, az üzemanyagot több száz nagynyomású járat tartalmazza. Ezek a reaktorok természetes uránnal működnek, és termikus neutronreaktorok. A nehézvizes reaktorok teljes teljesítménnyel üzemelve tankolhatók, így nagyon hatékonyak az urán felhasználásában (ez lehetővé teszi a zónában az áramlás pontos szabályozását). Nehézvizes CANDU reaktorokat építettek Kanadában, Argentínában, Kínában, Indiában, Pakisztánban, Romániában és Dél-Koreában. India számos nehézvizes reaktort is üzemeltet, amelyeket gyakran "CANDU-származékokként" emlegetnek, és amelyeket azután építettek, hogy a kanadai kormány befejezte nukleáris kapcsolatát Indiával az 1974-es Mosolygó Buddha nukleáris fegyverteszt után.

Szovjet fejlesztés, amelyet plutónium és elektromos áram előállítására terveztek. Az RBMK-k vizet használnak hűtőfolyadékként és grafitot neutronmoderátorként. Az RBMK-k bizonyos tekintetben hasonlítanak a CANDU-hoz, mivel üzem közben újratölthetők, és nagynyomású edény helyett nyomócsövet használnak (mint a túlnyomásos vizes reaktorokban). A CANDU-tól eltérően azonban nagyon instabilok és terjedelmesek, így a reaktorburkolat drága. Számos kritikus biztonsági hibát is azonosítottak az RBMK tervezésében, bár ezek egy részét a csernobili katasztrófa után kijavították. Az övék fő jellemzője könnyű víz és dúsítatlan urán felhasználása. 2010-ben 11 reaktor maradt nyitva, nagyrészt a jobb biztonsági szintnek és a nemzetközi biztonsági szervezetek, például az Egyesült Államok Energiaügyi Minisztériumának támogatása miatt. E fejlesztések ellenére az RBMK reaktorokat továbbra is az egyik legveszélyesebb reaktorkonstrukciónak tartják. Az RBMK reaktorokat csak a volt Szovjetunióban használták.

Általában grafitneutron moderátort és CO2 hűtőfolyadékot használnak. Magas üzemi hőmérsékletük miatt hatékonyabbak lehetnek a hőtermelésben, mint a túlnyomásos vizes reaktorok. Számos ilyen típusú reaktor működik, főként az Egyesült Királyságban, ahol a koncepciót kidolgozták. A régebbi fejlesztések (azaz a Magnox állomás) vagy zárva vannak, vagy a közeljövőben bezárják. A továbbfejlesztett gázhűtéses reaktorok várható élettartama azonban további 10-20 év. Az ilyen típusú reaktorok termikus neutronreaktorok. Az ilyen reaktorok leszerelésének pénzbeli költségei magasak lehetnek a zóna nagy térfogata miatt.

Ezt a reaktort folyékony fémmel történő hűtésre tervezték, moderátor nélkül, és több tüzelőanyagot termel, mint amennyit fogyaszt. Azt mondják, hogy üzemanyag-tenyésztők, mert neutronbefogással hasadó üzemanyagot állítanak elő. Az ilyen reaktorok hatásfokukat tekintve ugyanúgy működhetnek, mint a nyomás alatti vizes reaktorok magas vérnyomás, mivel folyékony fémet használnak, amely még nagyon magas hőmérsékleten sem hoz létre túlnyomást. A BN-350 és a BN-600 a Szovjetunióban és a Superphoenix Franciaországban ilyen típusú reaktorok voltak, akárcsak a Fermi-I az Egyesült Államokban. A japán Monju reaktor, amely 1995-ben nátriumszivárgás következtében megsérült, 2010 májusában újra üzemel. Ezek a reaktorok mindegyike folyékony nátriumot használ/használt. Ezek a reaktorok gyorsneutronreaktorok, és nem tartoznak a termikus neutronreaktorok közé. Ezeknek a reaktoroknak két típusa van:

Az ólom folyékony fémként való felhasználása kiváló védelmet nyújt a radioaktív sugárzás ellen, és nagyon magas hőmérsékleten is lehetővé teszi a működést. Ezenkívül az ólom (többnyire) átlátszó a neutronok számára, így kevesebb neutron kerül a hűtőközegbe, és a hűtőfolyadék nem válik radioaktívvá. A nátriummal ellentétben az ólom általában közömbös, így kisebb a robbanás- vagy balesetveszély, de az ilyen nagy mennyiségű ólom problémákat okozhat toxicitási és hulladékkezelési szempontból. Az ilyen típusú reaktorokban gyakran használhatók ólom-bizmut eutektikus keverékek. Ebben az esetben a bizmut csekély interferenciát okoz a sugárzásban, mivel nem teljesen átlátszó a neutronok számára, és könnyebben mutálódik más izotóppal, mint az ólom. Az orosz Alpha osztályú tengeralattjáró fő energiatermelő rendszere ólom-bizmuttal hűtött gyorsreaktort használ.

A legtöbb folyékony fémtenyésztő reaktor (LMFBR) ilyen típusú. A nátrium viszonylag könnyen beszerezhető és könnyen megmunkálható, emellett segít megelőzni a korróziót. különféle részek reaktort merítettek bele. A nátrium azonban hevesen reagál vízzel érintkezve, ezért óvatosan kell eljárni, bár az ilyen robbanások nem lesznek sokkal erősebbek, mint például a túlhevített folyadék szivárgása egy SCWR vagy RWD reaktorból. Az EBR-I az első ilyen típusú reaktor, amelyben a mag olvadékból áll.

Kerámia golyókká préselt üzemanyagot használnak, amelyben a golyókon keresztül gáz kering. Az eredmény hatékony, szerény, nagyon biztonságos reaktorok olcsó, szabványos üzemanyaggal. A prototípus az AVR reaktor volt.

Ezekben az üzemanyagot fluoridsókban oldják fel, vagy fluoridokat használnak hűtőfolyadékként. Változatos biztonsági rendszereik, nagy hatásfokuk és nagy energiasűrűségük alkalmasak járművek. Nevezetesen, nincsenek nagy nyomású alkatrészek vagy gyúlékony alkatrészek a magban. A prototípus az MSRE reaktor volt, amely szintén tóriumos üzemanyagciklust használt. Nemesítő reaktorként a kiégett fűtőelemeket dolgozza fel, uránt és transzurán elemeket is kivonva, így a transzurán hulladéknak csak 0,1%-a marad meg a jelenleg működő hagyományos egyszeri urán könnyűvizes reaktorokhoz képest. Külön kérdés a radioaktív hasadási termékek, amelyeket nem dolgoznak fel újra, és hagyományos reaktorokban kell ártalmatlanítani.

Ezek a reaktorok az üzemanyagot oldható sók formájában használják fel, amelyeket vízben oldanak, és hűtőközeggel és neutronmoderátorral kevernek össze.

Innovatív nukleáris rendszerek és projektek

Fejlett reaktorok

Több mint egy tucat fejlett reaktorprojekt van fejlesztés alatt különböző szakaszaiban fejlesztés. Némelyik az RWD, BWR és PHWR reaktortervekből fejlődött ki, néhány lényegesen eltér egymástól. Előbbiek közé tartozik az Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) (amelyből kettő jelenleg működik, mások pedig építés alatt), valamint a tervezett gazdaságos egyszerűsített forrásvízreaktor passzív biztonsági rendszerrel (ESBWR) és AP1000 erőművek (lásd Nukleáris Energia Program 2010 ).

Integrált gyorsneutronos atomreaktor(IFR) az 1980-as években épült, tesztelték és tesztelték, majd nyugdíjba vonult, miután a Clinton-adminisztráció az 1990-es években a nukleáris fegyverek elterjedésének megakadályozására irányuló politika miatt távozott hivatalából. A kiégett nukleáris fűtőelemek újrafeldolgozása be van építve a tervezésébe, ezért a működő reaktorokból származó hulladéknak csak töredéke keletkezik.

Moduláris, magas hőmérsékletű gázhűtéses reaktor reaktort (HTGCR) úgy tervezték, hogy a magas hőmérséklet csökkentse a kimenő teljesítményt a neutronnyaláb keresztmetszetének Doppler-kiszélesedése miatt. A reaktor használ kerámia típusüzemanyagot, így biztonságos üzemi hőmérséklete meghaladja a teljesítménycsökkentési hőmérséklet-tartományt. A legtöbb szerkezetet inert héliummal hűtik. A hélium nem tud robbanást okozni a gőztágulás miatt, nem neutronelnyelő, amely radioaktivitást okozna, és nem oldja fel azokat a szennyeződéseket, amelyek radioaktívak lehetnek. A tipikus kialakítások több passzív védelmi rétegből állnak (legfeljebb 7), mint a könnyűvizes reaktorokban (általában 3). Egyedülálló tulajdonság, amely garantálja a biztonságot, hogy az üzemanyaggolyók valójában a magot alkotják, és idővel egyenként cserélődnek. Az üzemanyagcellák tervezési jellemzői költségessé teszik az újrahasznosításukat.

Kicsi, zárt, mobil, autonóm reaktor (SSTAR) eredetileg az USA-ban tesztelték és fejlesztették. A reaktort gyorsneutronreaktornak tervezték, passzív védelmi rendszerrel, amely távolról is leállítható, ha problémák merülnek fel.

Tiszta és környezetbarát fejlett reaktor (CAESAR) egy olyan atomreaktor koncepciója, amely gőzt használ neutron-moderátorként – a kialakítás még fejlesztés alatt áll.

A lekicsinyített víz-moderált reaktor a jelenleg működő javított forrásvíz-reaktoron (ABWR) alapul. Ez nem egy teljes gyorsneutronos reaktor, hanem főleg epitermális neutronokat használ, amelyek sebessége a termikus és a gyors között van.

Önszabályozó atomenergia modul hidrogén-neutron moderátorral (HPM) a Los Alamos National Laboratory által gyártott, urán-hidridet üzemanyagként használó reaktor.

Szubkritikus atomreaktorok biztonságosabbnak és stabilabbnak szánták, de műszaki és gazdasági szempontból összetettek. Ilyen például az Energy Booster.

Tórium alapú reaktorok. Lehetőség van a tórium-232 átalakítására U-233-ra a kifejezetten erre a célra tervezett reaktorokban. Ily módon az uránnál négyszer nagyobb mennyiségben előforduló tóriumból U-233 alapú nukleáris üzemanyagot lehet előállítani. Úgy gondolják, hogy az U-233 kedvezőbb nukleáris tulajdonságokkal rendelkezik a hagyományosan használt U-235-höz képest, különösen jobb. jótékony felhasználása neutronok és a keletkező hosszú élettartamú transzurán hulladék mennyiségének csökkentése.

Továbbfejlesztett nehézvizes reaktor (AHWR)- egy javasolt nehézvizes reaktor, amely a következő generációs PHWR típus fejlesztését képviseli. Fejlesztés alatt áll az indiai Bhabha Nukleáris Kutatóközpontban (BARC).

KAMINI- egy egyedülálló reaktor, amely üzemanyagként az urán-233 izotópot használja. Indiában, a BARC Kutatóközpontban és az Indira Gandhi Nukleáris Kutatási Központban (IGCAR) épült.

India gyors reaktorok építését is tervezi tórium-urán-233 üzemanyagciklus felhasználásával. Az FBTR (Fast Breeder Reactor) (Kalpakkam, India) üzem közben plutóniumot használ üzemanyagként és folyékony nátriumot hűtőközegként.

Mik azok a negyedik generációs reaktorok?

A reaktorok negyedik generációja különböző elméleti tervek gyűjteménye, amelyeket jelenleg mérlegelnek. Ezek a projektek valószínűleg nem fejeződnek be 2030-ra. A jelenleg működő reaktorokat általában második vagy harmadik generációs rendszereknek tekintik. Az első generációs rendszereket egy ideje nem használják. A negyedik generációs reaktorok fejlesztését hivatalosan a IV. generációs nemzetközi fórumon (GIF) indították el, nyolc technológiai cél alapján. A fő célkitűzések a nukleáris biztonság javítása, a proliferáció elleni védelem növelése, a hulladék és a felhasználás minimalizálása voltak természeti erőforrások, valamint az ilyen állomások építési és beindítási költségeinek csökkentése.

• Gázhűtéses gyorsneutronreaktor
• Gyorsreaktor ólomhűtővel
• Folyékony só reaktor
• Nátriumhűtéses gyorsreaktor
• Szuperkritikus vízhűtéses atomreaktor
• Ultramagas hőmérsékletű atomreaktor

Mik azok az ötödik generációs reaktorok?

Az ötödik generációs reaktorok olyan projektek, amelyek megvalósítása elméleti szempontból lehetséges, de amelyek jelenleg nem képezik aktív mérlegelés és kutatás tárgyát. Bár az ilyen reaktorokat jelenleg vagy rövid távon meg lehet építeni, gazdasági megvalósíthatósági, praktikussági vagy biztonsági okokból csekély érdeklődést váltottak ki.

• Folyékony fázisú reaktor. Zárt kör folyadékkal az atomreaktor zónájában, ahol a hasadóanyag olvadt urán vagy uránoldat formájában van, amelyet a tárolóedény alján lévő átmenő nyílásokba fecskendezett munkagázzal hűtenek le.
• Gázfázisú reaktor a zónában. Zárt ciklusú lehetőség nukleáris meghajtású rakétához, ahol a hasadóanyag egy kvarctartályban elhelyezett urán-hexafluorid gáz. A munkagáz (például a hidrogén) az edény körül áramlik, és elnyeli a magreakcióból származó ultraibolya sugárzást. Egy ilyen konstrukció rakétamotorként is használható, amint azt Harry Harrison 1976-os Skyfall című tudományos-fantasztikus regényében is említette. Elméletileg az urán-hexafluorid nukleáris fűtőanyagként való felhasználása (nem pedig intermedierként, mint jelenleg) alacsonyabb energiatermelési költségekhez vezetne, valamint jelentősen csökkentené a reaktorok méretét. A gyakorlatban egy ilyennel működő reaktor nagy sűrűségűek Az energia szabályozatlan neutronáramlást eredményezne, ami gyengítené a reaktor anyagainak többségének szilárdsági tulajdonságait. Így az áramlás hasonló lenne a termonukleáris létesítményekben felszabaduló részecskék áramlásához. Ehhez viszont olyan anyagok használatára lenne szükség, amelyek hasonlóak a Termonukleáris reakciókörülmények között anyagok besugárzására szolgáló létesítmény megvalósítására irányuló nemzetközi projekt keretében felhasznált anyagokhoz.
• Gázfázisú elektromágneses reaktor. Ugyanaz, mint egy gázfázisú reaktor, de olyan fotovoltaikus cellákkal, amelyek az ultraibolya fényt közvetlenül elektromos árammá alakítják.
• Fragmentáló reaktor
• Hibrid magfúzió. Az eredeti vagy "tenyésztési zónában lévő anyag" fúziója és szétesése során kibocsátott neutronokat használják fel. Például az U-238, Th-232 vagy egy másik reaktorból származó kiégett fűtőelemek/radioaktív hulladékok viszonylag jóindulatú izotópokká való transzmutációja.

A zónában gázfázisú reaktor. Zárt ciklusú lehetőség nukleáris meghajtású rakétához, ahol a hasadóanyag egy kvarctartályban elhelyezett urán-hexafluorid gáz. A munkagáz (például a hidrogén) az edény körül áramlik, és elnyeli a magreakcióból származó ultraibolya sugárzást. Egy ilyen konstrukció rakétamotorként is használható, amint azt Harry Harrison 1976-os sci-fi-regényében, a Skyfallban is említette. Elméletileg az urán-hexafluorid nukleáris fűtőanyagként való felhasználása (nem pedig intermedierként, mint jelenleg) alacsonyabb energiatermelési költségekhez vezetne, valamint jelentősen csökkentené a reaktorok méretét. A gyakorlatban egy ilyen nagy teljesítménysűrűséggel működő reaktor ellenőrizetlen neutronáramlást produkálna, ami gyengítené a reaktor anyagainak nagy részének szilárdsági tulajdonságait. Így az áramlás hasonló lenne a termonukleáris létesítményekben felszabaduló részecskék áramlásához. Ehhez viszont olyan anyagok használatára lenne szükség, amelyek hasonlóak a Termonukleáris reakciókörülmények között anyagok besugárzására szolgáló létesítmény megvalósítására irányuló nemzetközi projekt keretében felhasznált anyagokhoz.

Gázfázisú elektromágneses reaktor. Ugyanaz, mint egy gázfázisú reaktor, de olyan fotovoltaikus cellákkal, amelyek az ultraibolya fényt közvetlenül elektromos árammá alakítják.

Fragmentáló reaktor

Hibrid magfúzió. Az eredeti vagy "tenyésztési zónában lévő anyag" fúziója és szétesése során kibocsátott neutronokat használják fel. Például az U-238, Th-232 vagy egy másik reaktorból származó kiégett fűtőelemek/radioaktív hulladékok viszonylag jóindulatú izotópokká való transzmutációja.

Fúziós reaktorok

Az ellenőrzött magfúzió felhasználható fúziós erőművekben elektromos áram előállítására, anélkül, hogy az aktinidákkal végzett munkával járó komplikációk jelentkeznének. Azonban továbbra is jelentős tudományos és technológiai akadályok állnak fenn. Több fúziós reaktort építettek, de csak ben utóbbi időben biztosítható volt, hogy a reaktorok több energiát bocsássanak ki, mint amennyit elfogyasztottak. Bár a kutatások az 1950-es években kezdődtek, várhatóan csak 2050-ben fog működni egy kereskedelmi forgalomba kerülő fúziós reaktor. Jelenleg belül ITER projekt Erőfeszítéseket tesznek a fúziós energia hasznosítására.

Nukleáris üzemanyag-ciklus

A termikus reaktorok általában az urán tisztításának és dúsításának mértékétől függenek. Egyes atomreaktorokat plutónium és urán keveréke is működtetheti (lásd MOX üzemanyag). Az a folyamat, amellyel az uránércet bányászják, feldolgozzák, dúsítják, felhasználják, esetleg újra feldolgozzák és ártalmatlanítják, nukleáris üzemanyag-ciklusnak nevezik.

A természetben található urán legfeljebb 1%-a könnyen hasadó U-235 izotóp. Így a legtöbb reaktor tervezése dúsított üzemanyag felhasználásával jár. A dúsítás magában foglalja az U-235 arányának növelését, és általában gázdiffúzióval vagy gázcentrifugában hajtják végre. A dúsított terméket tovább alakítják urán-dioxid porrá, amelyet préselnek és granulátummá égetnek. Ezeket a granulátumokat csövekbe helyezik, amelyeket ezután lezárnak. Ezeket a csöveket üzemanyag-rudaknak nevezik. Mindegyik atomreaktor sok ilyen fűtőelemet használ.

A legtöbb kereskedelmi BWR és PWR reaktor körülbelül 4% U-235-re dúsított uránt használ. Ráadásul egyes nagy neutronmegtakarítású ipari reaktorok egyáltalán nem igényelnek dúsított üzemanyagot (vagyis használhatnak természetes uránt). A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség szerint legalább 100 kutatóreaktor működik a világon, amelyek nagymértékben dúsított üzemanyagot használnak (fegyverminőség/90%-os urándúsítás). Az ilyen típusú (nukleáris fegyverekben felhasználható) üzemanyag ellopásának kockázata olyan kampányhoz vezetett, amely az alacsony dúsítású uránt használó reaktorokra való átállást követelte (ami kevésbé fenyegeti a proliferációt).

A nukleáris átalakítási folyamatban hasadó U-235-öt és nem hasadó U-238-at használnak. Az U-235-öt termikus (azaz lassan mozgó) neutronok hasítják. A termikus neutron az, amely megközelítőleg ugyanolyan sebességgel mozog, mint a körülötte lévő atomok. Mivel az atomok rezgési frekvenciája arányos abszolút hőmérsékletükkel, a termikus neutron nagyobb képességgel rendelkezik az U-235 felosztására, ha azonos rezgési sebességgel mozog. Másrészt az U-238 nagyobb valószínűséggel fog neutront, ha a neutron nagyon gyorsan mozog. Az U-239 atom a lehető leggyorsabban bomlik, és plutónium-239-et képez, amely maga is üzemanyag. A Pu-239 értékes üzemanyag, és még akkor is figyelembe kell venni, ha erősen dúsított urán üzemanyagot használnak. Néhány reaktorban a plutónium bomlási folyamatai uralják majd az U-235 hasadási folyamatait. Különösen azután, hogy az eredeti betöltött U-235 lemerült. Gyors és termikus reaktorokban is hasad a plutónium, így ideális atomreaktorokhoz és atombombákhoz egyaránt.

A legtöbb létező reaktor termikus reaktor, amely általában vizet használ neutron-moderátorként (a moderátor azt jelenti, hogy lelassítja a neutront termikus sebességre), és hűtőközegként is. Egy gyors reaktor azonban egy kicsit más típusú hűtőközeget használ, amely nem lassítja le túlságosan a neutronáramlást. Ez lehetővé teszi a gyors neutronok túlsúlyát, amelyek hatékonyan felhasználhatók az üzemanyag-utánpótlás folyamatos pótlására. Egyszerűen azáltal, hogy olcsó, dúsítatlan uránt helyeznek a magba, a spontán módon nem hasadó U-238 Pu-239-vé válik, „tenyésztve” az üzemanyagot.

A tórium alapú üzemanyagciklusban a tórium-232 mind a gyors, mind a termikus reaktorban elnyel egy neutront. A tórium béta-bomlása során protaktinium-233, majd urán-233 keletkezik, amelyet viszont üzemanyagként használnak fel. Ezért az urán-238-hoz hasonlóan a tórium-232 is termékeny anyag.

Az atomreaktor karbantartása

A nukleáris tüzelőanyag-tartályban lévő energia mennyiségét gyakran "teljes teljesítményű napokban" fejezik ki, ami a 24 órás periódusok (napok) száma, amikor a reaktor teljes teljesítménnyel működik hőenergia előállítására. A teljes teljesítményű üzemelés napjai egy reaktor működési ciklusában (a tankoláshoz szükséges időközök között) a ciklus elején a fűtőelemkötegekben lévő bomló urán-235 (U-235) mennyiségéhez kapcsolódnak. Minél magasabb az U-235 százalékos aránya a zónában a ciklus elején, annál több napig engedi a reaktor a teljes teljesítményű működést.

Az üzemi ciklus végén egyes kazettákban az üzemanyagot „kidolgozzák”, kirakodják és új (friss) üzemanyag-kazetták formájában kicserélik. Ezenkívül a bomlástermékek nukleáris üzemanyagban való felhalmozódásának reakciója meghatározza a nukleáris üzemanyag élettartamát a reaktorban. Még jóval a tüzelőanyag-hasadás végső folyamata előtt is hosszú élettartamú, neutronelnyelő bomlási melléktermékek halmozódtak fel a reaktorban, ami megakadályozza a láncreakció bekövetkezését. A reaktor tankolása során kicserélt reaktormag részaránya jellemzően egynegyede forrásvizes reaktornál, egyharmad pedig túlnyomásos vizes reaktornál. Ennek a kiégett fűtőelemnek az elhelyezése és tárolása az egyik legfontosabb összetett feladatok ipari atomerőmű munkájának megszervezésében. Az ilyen nukleáris hulladék rendkívül radioaktív, és toxicitása több ezer évre veszélyt jelent.

Nem kell minden reaktort üzemen kívül helyezni üzemanyag-feltöltés céljából; például a golyós tüzelőanyag-magos atomreaktorok, az RBMK reaktorok, az olvadt só reaktorok, a Magnox, AGR és CANDU reaktorok lehetővé teszik a fűtőelemek mozgatását az üzem működése során. A CANDU reaktorban lehetőség van egyes fűtőelemek elhelyezésére a zónában oly módon, hogy a fűtőelem U-235 tartalmát beállítsuk.

A nukleáris fűtőanyagból kinyert energia mennyiségét kiégésnek nevezzük, amelyet a tüzelőanyag eredeti egységsúlya által termelt hőenergiában fejeznek ki. A kiégést általában termikus megawattnapokban fejezik ki egy tonnára eső nehézfém alapanyagra.

Nukleáris energia biztonsága

A nukleáris biztonság a nukleáris és sugárbalesetek megelőzését vagy következményeik lokalizálását célzó tevékenységeket jelenti. Az atomenergia javította a reaktorok biztonságát és teljesítményét, és új, biztonságosabb reaktorterveket is bevezetett (amelyeket általában nem teszteltek). Nincs azonban garancia arra, hogy az ilyen reaktorokat megtervezik, megépítik és megbízhatóan működnek. Hibák történtek, amikor a japán fukusimai atomerőmű reaktortervezői nem számítottak arra, hogy egy földrengés által keltett szökőár leállítja a tartalék rendszert, amely a földrengés után stabilizálja a reaktort, az NRG (a nemzeti kutatás) számos figyelmeztetése ellenére. csoport) és a nukleáris biztonsággal foglalkozó japán kormányzat. Az UBS AG szerint a Fukusima I. atombaleset megkérdőjelezi, hogy még az olyan fejlett gazdaságok is képesek-e biztosítani a nukleáris biztonságot, mint Japán. Katasztrofális forgatókönyvek, köztük terrortámadások is lehetségesek. Az MIT (Massachusetts Institute of Technology) interdiszciplináris csoportja becslése szerint az atomenergia várható növekedését figyelembe véve 2005 és 2055 között legalább négy súlyos nukleáris balesetre lehet számítani.

Nukleáris és sugárbalesetek

Néhány súlyos nukleáris és sugárbaleset történt. Az atomerőművi balesetek közé tartozik az SL-1 baleset (1961), a Three Mile Island baleset (1979), Csernobili katasztrófa(1986), valamint a Fukushima Daiichi nukleáris katasztrófa (2011). A nukleáris meghajtású hajókon történt balesetek közé tartoznak a K-19 (1961), K-27 (1968) és K-431 (1985) reaktorbalesetei.

Atomreaktorokat legalább 34 alkalommal állítottak Föld körüli pályára. A szovjet nukleáris meghajtású pilóta nélküli RORSAT műholddal kapcsolatos incidensek sorozata következtében kiégett nukleáris üzemanyag került a Föld légkörébe a pályáról.

Természetes atomreaktorok

Bár gyakran úgy gondolják, hogy a hasadóreaktorok termék modern technológia, az első atomreaktorok elérhetők természeti viszonyok. Természetes nukleáris reaktor bizonyos körülmények között kialakítható, amelyek utánozzák a megépített reaktorokét. Eddig tizenöt természetes atomreaktort fedeztek fel a gaboni (Nyugat-Afrika) Oklo uránbánya három különálló érctelepén belül. A jól ismert „halott” Okllo reaktorokat először Francis Perrin francia fizikus fedezte fel 1972-ben. Ezekben a reaktorokban körülbelül 1,5 milliárd éve zajlott le egy önfenntartó maghasadási reakció, amely több százezer évig tartott, átlagosan 100 kW teljesítményt produkálva ebben az időszakban. A természetes atomreaktor fogalmát még 1956-ban Paul Kuroda az Arkansas Egyetemen magyarázta el elméletileg.

Ilyen reaktorok már nem jöhetnek létre a Földön: a radioaktív bomlás e hatalmas időtartam alatt a természetes uránban lévő U-235 arányát a láncreakció fenntartásához szükséges szint alá csökkentette.

A természetes atomreaktorok akkor jöttek létre, amikor a gazdag urán ásványi lelőhelyek elkezdtek megtelni föld alatti vízzel, amely neutronmoderátorként működött, és jelentős láncreakciót indított el. A neutronmoderátor víz formájában elpárolgott, aminek következtében a reakció felgyorsult, majd visszacsapódott, aminek következtében a nukleáris reakció lelassult és az olvadás megakadályozta. A hasadási reakció több százezer évig fennállt.

Az ilyen természetes reaktorokat alaposan tanulmányozták a radioaktív hulladékok geológiai környezetben történő elhelyezésében érdekelt tudósok. Esettanulmányt javasolnak arra vonatkozóan, hogy a radioaktív izotópok hogyan vándorolnának át a rétegen földkéreg. Ez kulcsfontosságú a geológiai hulladékártalmatlanítás kritikusai számára, akik attól tartanak, hogy a hulladékban lévő izotópok vízkészletbe kerülhetnek vagy a környezetbe vándorolhatnak.

Az atomenergia környezeti problémái

Egy atomreaktor kis mennyiségű tríciumot, Sr-90-et juttat a levegőbe és talajvíz. A tríciummal szennyezett víz színtelen és szagtalan. Az Sr-90 nagy dózisai növelik a csontrák és a leukémia kockázatát állatokban, és feltehetően emberben is.

Ez a leírhatatlan szürke henger az orosz nukleáris ipar kulcsfontosságú láncszeme. Persze nem tűnik túl reprezentatívnak, de ha megérted a rendeltetését, és megnézed a műszaki jellemzőket, akkor rájössz, miért védi megalkotásának és tervezésének titkát az állam, mint a szeme fényét.

Igen, elfelejtettem bemutatni: itt van egy gázcentrifuga a VT-3F uránizotópok szétválasztására (n-edik generáció). A működés elve elemi, mint a tejleválasztónál, a nehéz, centrifugális erő hatására elválik a könnyűtől. Mi tehát a jelentősége és az egyediség?

Először is válaszoljunk egy másik kérdésre – általában miért kell különválasztani az uránt?

A természetes urán, amely közvetlenül a földben fekszik, két izotóp koktélja: urán-238És urán-235(és 0,0054% U-234).
Urán-238, csak nehéz, szürke fém. Készíthetsz belőle tüzérségi lövedéket, vagy... kulcstartót. Íme, mit tehet ebből urán-235? Nos, először is egy atombomba, másodszor pedig az atomerőművek üzemanyaga. És itt elérkeztünk a kulcskérdéshez – hogyan lehet ezt a két, szinte azonos atomot elválasztani egymástól? Nem, tényleg HOGYAN?!

Apropó: Az uránatom magjának sugara 1,5 10 -8 cm.

Ahhoz, hogy az uránatomok bekerülhessenek a technológiai láncba, azt (uránt) gáz halmazállapotúvá kell alakítani. Nincs értelme forralni, elég az uránt fluorral kombinálni, és urán-hexafluoridot kapunk HFC. Az előállítás technológiája nem túl bonyolult és drága, ezért HFC pont ott kapják, ahol ezt az uránt bányászják. Az UF6 az egyetlen erősen illékony uránvegyület (53 °C-ra melegítve a hexafluorid (a képen) közvetlenül átalakul szilárd halmazállapotból gáz halmazállapotúvá). Ezután speciális tartályokba szivattyúzzák és dúsításra küldik.

Egy kis történelem

A nukleáris verseny legelején mind a Szovjetunió, mind az USA legnagyobb tudományos elméi elsajátították a diffúziós szétválasztás gondolatát - az urán szitán való áthaladását. Kicsi 235 az izotóp átcsúszik, és a „zsír” 238 elakad. Ráadásul 1946-ban a szovjet ipar számára nanolyukakkal ellátott szitát készíteni nem volt a legnehezebb feladat.

Isaac Konstantinovich Kikoin jelentéséből a Népbiztosok Tanácsa alatt működő Tudományos és Műszaki Tanácsban (amely a Szovjetunió atomprojektjére vonatkozó titkosított anyagok gyűjteményében bemutatásra került (Rjabev szerk.): Jelenleg megtanultunk kb 5/1000 mm-es furatú hálókat készíteni, pl. 50-szer nagyobb, mint a molekulák szabad útja légköri nyomáson. Következésképpen annak a gáznyomásnak, amelynél az izotópok szétválása megtörténik az ilyen rácsokon, kisebbnek kell lennie, mint a légköri nyomás 1/50-e. A gyakorlatban feltételezzük, hogy körülbelül 0,01 atmoszféra nyomáson dolgozunk, azaz. jó vákuumkörülmények között. A számítások azt mutatják, hogy egy könnyű izotóppal 90%-os koncentrációra dúsított termék előállításához (ez a koncentráció elegendő egy robbanóanyag előállításához) körülbelül 2000 ilyen szakaszt kell kombinálni egy kaszkádban. Az általunk tervezett és részben gyártott gépben napi 75-100 g urán-235 előállítása várható. A telepítés hozzávetőlegesen 80-100 „oszlopból” áll majd, amelyek mindegyike 20-25 fokozatot tartalmaz.

Az alábbiakban egy dokumentum található - Beria jelentése Sztálinnak az első atombomba-robbanás előkészítéséről. Az alábbiakban rövid tájékoztatást adunk az 1949 nyarának elejéig előállított nukleáris anyagokról.

És most képzelje el magát – 2000 tetemes telepítés mindössze 100 gramm erejéig! Hát mit csináljunk vele, bombák kellenek. És elkezdtek gyárakat építeni, és nem csak gyárakat, hanem egész városokat. És oké, csak a városok, ezek a diffúziós erőművek igényeltek annyi áramot, hogy külön erőműveket kellett építeni a közelben.

A Szovjetunióban a 813. számú üzem első D-1 fokozatát napi 140 gramm 92-93%-os urán-235 teljes kibocsátására tervezték, 2 kaszkádban, 3100 azonos teljesítményű elválasztási fokozatban. A Szverdlovszktól 60 km-re lévő Verkh-Neyvinsk faluban egy befejezetlen repülőgépgyárat osztottak ki gyártásra. Később Sverdlovsk-44-é, a 813-as üzemből (a képen) pedig az Uráli Elektrokémiai Üzemé, a világ legnagyobb szeparáló üzemévé változott.

És bár a diffúziós elválasztás technológiáját, bár nagy technológiai nehézségekkel, hibakeresésre került sor, a gazdaságosabb centrifugálási eljárás kidolgozásának ötlete nem hagyta el a napirendet. Hiszen ha sikerül létrehoznunk egy centrifugát, akkor az energiafogyasztás 20-ról 50-szeresére csökken!

Hogyan működik a centrifuga?

Felépítése több mint elemi, és úgy néz ki, mint egy régi mosógép, amely „centrifugálás/szárítás” üzemmódban működik. A forgó rotor tömített házban található. A gázt ehhez a rotorhoz szállítják (UF6). A Föld gravitációs mezőjénél több százezerszer nagyobb centrifugális erő hatására a gáz elkezd szétválni „nehéz” és „könnyű” frakciókra. A könnyű és nehéz molekulák a rotor különböző zónáiban kezdenek csoportosulni, de nem a közepén és a kerület mentén, hanem a tetején és az alján.

Ez a konvekciós áramok miatt következik be - a forgórész burkolata felmelegszik, és a gáz ellenáramlása következik be. A henger tetején és alján két kis szívócső található. Az alsó csőbe sovány keverék, a felső csőbe pedig nagyobb atomkoncentrációjú keverék kerül. 235U. Ez a keverék bekerül a következő centrifugába, és így tovább, amíg a koncentráció el nem éri 235 az urán nem éri el a kívánt értéket. A centrifugák láncát kaszkádnak nevezzük.

Műszaki jellemzők.

Nos, először is, a forgási sebesség - a centrifugák modern generációjában eléri a 2000 ford./perc értéket (nem is tudom, mihez hasonlítsam... 10-szer gyorsabb, mint egy repülőgép-hajtómű turbinája)! És megállás nélkül működik HÁROM ÉVTizede! Azok. Most a Brezsnyev alatt bekapcsolt centrifugák kaszkádban forognak! A Szovjetunió már nem létezik, de folyamatosan pörögnek és pörögnek. Nem nehéz kiszámítani, hogy a forgórész a munkaciklusa során 2 000 000 000 000 (két billió) fordulatot tesz meg. És melyik csapágy fogja ezt kibírni? Igen, egyik sem! Ott nincsenek csapágyak.

Maga a rotor egy közönséges teteje, alul egy erős tű van, amely egy korund csapágyon nyugszik, és a felső vége vákuumban lóg; elektromágneses mező. A tű sem egyszerű, közönséges drótból készült zongorahúrokhoz, nagyon ravasz módon temperált (mint a GT). Nem nehéz elképzelni, hogy ilyen eszeveszett forgási sebesség mellett magának a centrifugának nemcsak tartósnak, hanem rendkívül tartósnak kell lennie.

Joseph Friedlander akadémikus így emlékszik vissza: „Háromszor is lelőhettek volna. Egyszer, amikor már megkaptuk a Lenin-díjat, volt egy nagy baleset, leszállt a centrifuga fedele. A darabok szétszóródtak és más centrifugákat megsemmisítettek. Radioaktív felhő emelkedett. Meg kellett állítanunk az egész vonalat – egy kilométernyi telepítést! A Sredmashban Zverev tábornok irányította a centrifugákat az atomprojekt előtt, ő Berija osztályán dolgozott. A tábornok az ülésen azt mondta: „A helyzet kritikus. Az ország védelme veszélyben van. Ha nem orvosoljuk gyorsan a helyzetet, a ’37 megismétlődik neked.” És azonnal bezárta az ülést. Ezután egy teljesen új technológiával álltunk elő, a fedők teljesen izotróp egységes szerkezetével, de nagyon bonyolult beépítésekre volt szükség. Azóta gyártják az ilyen típusú fedőket. Több baj nem volt. Oroszországban 3 dúsító üzem van, több százezer centrifuga.”
A képen: az első generációs centrifugák tesztjei

A rotorházak is kezdetben fémből készültek, amíg le nem cserélték... szénszálas. Könnyű és nagy szakítószilárdságú, az ideális anyag forgó hengerhez.

Az UEIP vezérigazgatója (2009-2012) Alexander Kurkin így emlékszik vissza: „Egyre nevetséges volt. Amikor egy új, „találékonyabb” centrifugagenerációt teszteltek és ellenőriztek, az egyik alkalmazott nem várta meg, hogy a rotor teljesen leálljon, lekapcsolta a kaszkádról, és úgy döntött, kézzel viszi az állványra. De ahelyett, hogy előre haladt volna, akárhogyan is ellenállt, átölelte ezt a hengert, és elkezdett hátrafelé haladni. Tehát saját szemünkkel láttuk, hogy a föld forog, és a giroszkóp hatalmas erő.”

Ki találta ki?

Ó, ez egy rejtély, rejtélybe burkolva és feszültségbe burkolózva. Itt találhat fogságba esett német fizikusokat, a CIA-t, a SMERSH tiszteket és még a leütött Powers kémpilótát is. Általánosságban elmondható, hogy a gázcentrifuga elvét a 19. század végén írták le.

Viktor Szergejev, a Kirovi Üzem Speciális Tervező Iroda mérnöke még az Atomprojekt hajnalán centrifugás elválasztási módszert javasolt, de kollégái eleinte nem helyeselték az ötletét. Ugyanakkor a legyőzött Németországból származó tudósok egy elválasztó centrifuga létrehozásán dolgoztak egy speciális kutatóintézet-5-ben Sukhumiban: Dr. Max Steenbeck, aki a Siemens vezető mérnökeként dolgozott Hitler alatt, és a Luftwaffe egykori szerelője, aki diplomát szerzett. Bécsi Egyetem, Gernot Zippe. A csoportba összesen mintegy 300 „exportált” fizikus tartozott.

Alekszej Kalitejevszkij, a Centrotech-SPb CJSC, a Rosatom State Corporation vezérigazgatója emlékeztet: „Szakértőink arra a következtetésre jutottak, hogy a német centrifuga erre abszolút alkalmatlan ipari termelés. Steenbeck készülékében nem volt olyan rendszer, amely a részben dúsított terméket a következő fokozatba továbbította volna. Javasolták, hogy a fedél végeit lehűtsék és lefagyasztják a gázt, majd leolvasztják, összegyűjtik és a következő centrifugába helyezik. Vagyis a séma nem működik. A projekt azonban számos nagyon érdekes és szokatlan műszaki megoldást tartalmazott. Ezek az „érdekes és szokatlan megoldások"egyesítették a szovjet tudósok eredményeivel, különösen Viktor Szergejev javaslataival. Viszonylagosan szólva, kompakt centrifugánk egyharmada a német gondolkodás gyümölcse, kétharmada pedig szovjet. Mellesleg, amikor Szergejev Abháziába érkezett, és ugyanannak Steenbecknek és Zippének fejtette ki gondolatait az urán kiválasztásával kapcsolatban, Steenbeck és Zippe megvalósíthatatlannak minősítette őket.

Szóval mit talált ki Szergejev?

És Szergejev javaslata az volt, hogy hozzon létre gázválasztókat pitot-csövek formájában. De Dr. Steenbeck, aki, mint hitte, megette a fogát ebben a témában, kategorikusan fogalmazott: „Lelassítják az áramlást, turbulenciát okoznak, és nem lesz szétválás!” Évekkel később, amikor emlékiratain dolgozott, megbánta: „Méltó ötlet, hogy tőlünk származzon! De ez eszembe sem jutott..."

Később, a Szovjetunión kívül Steenbeck már nem dolgozott centrifugákkal. De mielőtt Németországba utazott, Geront Zippe-nek lehetősége volt megismerkedni Szergejev centrifugájának prototípusával, és ragyogóan egyszerű elv a munkáját. Egyszer Nyugaton „a ravasz Zippe”, ahogyan gyakran nevezték, saját neve alatt szabadalmaztatta a centrifuga kialakítását (1957. évi 1071597. számú szabadalom, 13 országban bejelentették). 1957-ben, miután az Egyesült Államokba költözött, Zippe működő installációt épített ott, amely emlékezetből reprodukálta Szergejev prototípusát. És elnevezte, tisztelegjünk, „orosz centrifugának” (a képen).

Az orosz mérnöki munka egyébként sok más esetben is megmutatta magát. Példa erre az alapvető vészhelyzet elzáró szelep. Nincsenek érzékelők, detektorok vagy elektronikus áramkörök. Csak egy szamovár csaptelep van, ami szirmával érinti a kaszkád keretet. Ha valami elromlik, és a centrifuga megváltoztatja pozícióját a térben, egyszerűen elfordul és lezárja a bemeneti vezetéket. Ez olyan, mint a vicc egy amerikai tollról és egy orosz ceruzáról az űrben.

A mi napjaink

Ezen a héten e sorok írója vett részt jelentős esemény– az Egyesült Államok Energiaügyi Minisztériumának megfigyelőinek orosz irodájának szerződés szerinti bezárása HEU-LEU. Ez az egyezmény (magasan dúsított urán – alacsony dúsítású urán) volt és maradt a legnagyobb megállapodás az atomenergia területén Oroszország és Amerika között. A szerződés értelmében orosz atomtudósok 500 tonna fegyverminőségű (90%) uránt dolgoztak fel fűtőanyaggá (4%) az amerikai atomerőművek számára. Az 1993-2009 közötti időszak bevételei 8,8 milliárd dollárt tettek ki. Ez volt a logikus eredménye az atomtudósaink által az izotópszétválasztás terén a háború utáni években elért technológiai áttörésnek.
A képen: gázcentrifugák kaszkádjai az UEIP egyik műhelyében. Körülbelül 100 ezren vannak itt.

A centrifugáknak köszönhetően több ezer tonna viszonylag olcsó katonai és kereskedelmi termékhez jutottunk. A nukleáris ipar azon kevesek közé tartozik (katonai repülés, űr), ahol Oroszország vitathatatlanul elsőbbséget élvez. Csak külföldi megrendelések tíz évre előre (2013-tól 2022-ig), a Rosatom portfóliója a szerződés nélkül HEU-LEU 69,3 milliárd dollár. 2011-ben meghaladta az 50 milliárdot...
A képen az UEIP HFC-t tartalmazó konténerek raktára látható.

1942. szeptember 28-án elfogadták az Állami Védelmi Bizottság 2352ss számú határozatát „Az uránnal kapcsolatos munka megszervezéséről”. Ezt a dátumot tekintik az orosz nukleáris ipar történetének hivatalos kezdetének.