Реферативная работа по теме «Эволюция ядерных реакторов в России: От Ф1 до термоядерного»

Городская научно-практическая конференция

«Первый шаг в атомный проект»

Реферативная работа по теме

«Эволюция ядерных реакторов в России:

От Ф1 до термоядерного»

Выполнили: учащиеся 10 «М» класса МОУ «СОШ № 13 с УИОП»

Грищенков Алексей и Сивцев Александр

Научный руководитель: учитель физики

г. о. Электросталь

2012 г.

 

Содержание:

Введение………………………………………………………………………………………………………………………..2

Основная часть……………………………………………………………………………………………………………….2

Немного истории………………………………………………………………………………..2-3

Принципы энерговыделения………………………………………………………………..3

Конструкция ядерного реактора. Физические принципы работы…….3-5

Иодная яма………………………………………………………………………………………. 6-7

Классификация ядерных реакторов: по назначению…………………..……7-8

по спектру нейтронов…………………………………………….….8

по размещению топлива…………………………………….…….8

по виду топлива……………………………………..…………….....9

по виду теплоносителя………………………………………………9

по роду замедлителя………………………………………………..9

по конструкции……………………………………………………...….9

по способу генерации пара…………………………….…………9

по классификации МАГАТЭ………………………….………9-10

Атомные реакторы: Ф1……………………………………………………………….….10-11

А1………………………………………………………….……………11

АИ………………………………………………………..…………....11

ВВЭР-210…………………………………………..……………11-12

РБМК-1000……………………………………….……..…….12-13

БН-350……………………………………………………………13-14

ЭГП-6…………………………………………………..……………..14

ВМ-А…………………………………………………………………..14

«Енисей»………………………………………….…………..……14

Термоядерный………………………………………………14-16

Заключение………………………………………………………………………………………………..…………….16-17

Аннотация…………………………………………………………………………………………………..……………17-18

Список литературы…………………………………………………………………………………..………….……..18

Введение

Актуальность выбранной темы.

Благодаря ядерной физике промышленность вооружилась атомными электростанциями и реакторами для опреснения воды и получения трансурановых элементов. Кроме того, были изобретены источники гамма-излучения для дефектоскопии, активационный анализ для экспресс-определения примесей в сплавах, угле и т. д. Огромное значение имеют изотопные источники тока и тепла. Их применяют для энергоснабжения труднодоступных районов и автоматических станций (например, метеорологических или спутников Земли). Источники гамма-излучения применяются для автоматизации различных операций (например, измерение плотности среды, толщины слоя угольного пласта и т. д.). В сельском хозяйстве нашли применение установки для облучения овощей и фруктов с целью предохранения их от гниения и плесени. Кроме того, разработаны способы выведения новых сортов растений путем генетических трансмутаций. Неоценима помощь ядерной физики в геологии, медицине, биологии и многих других областях знаний, так как с ее помощью можно получать невероятно точные и быстрые результаты. Однако Чернобыльская катастрофа поставила под сомнение идею использования ядерной энергии как оптимальной альтернативы природным источникам энергии. Кроме того, с каждым годом все острее встает проблема захоронения ядерных отходов, а ядерное оружие до сих пор остается одним из опаснейших видов вооружения. Участившиеся в последнее время техногенные катастрофы поставили перед учеными новую задачу - научиться использовать ядерную физику, максимально обезопасить окружающую среду и человека от возможных негативных последствий.

Цели работы:

1. Изучение типов ядерных реакторов.
2.Изучение ядерного реактора Ф-1.
3.Исследование ядерных реакторов в России.
4.Изучение термоядерного реактора.

Немного истории.

Я́дерный реа́ктор — это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная ядерная реакция, сопровождающаяся выделением энергии. Первым реактором, построенным за пределами США, стал ZEEP, запущенный в Канаде 5 сентября 1945 года. В Европе первым ядерным реактором стала установка Ф-1, заработавшая 25 декабря 1946 года в Москве под руководством .

К 1978 году в мире работало уже около сотни ядерных реакторов различных типов. Составными частями любого ядерного реактора являются: активная зона с ядерным топливом, обычно окруженная отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиационная защита, система дистанционного управления. Основной характеристикой ядерного реактора является его мощность. Мощность в 1 МВт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3×1016 актов деления в 1 секунду.

Цепная реакция деления ядер (кратко — цепная реакция) была впервые осуществлена в декабре 1942 года. Группа физиков Чикагского университета, возглавляемая Э. Ферми, создала первый в мире ядерный реактор, названный «Чикагской поленницей» (Chicago Pile-1, CP-1). Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урана и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер 235U, замедлялись графитом до тепловых энергий, а затем вызывали новые деления ядер. Реакторы, подобные СР-1, в которых основная доля делений происходит под действием тепловых нейтронов, называют реакторами на тепловых нейтронах. В их состав входит очень много замедлителя по сравнению с ядерным топливом.

В СССР теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика . Первый советский реактор Ф-1 был построен в Лаборатории № 2 АН СССР (Москва). Этот реактор выведен в критическое состояние 25 декабря 1946 года. Реактор Ф-1 был набран из графитовых блоков и имел форму шара диаметром примерно 7,5 м. В центральной части шара диаметром 6 м по отверстиям в графитовых блоках размещены урановые стержни. Реактор Ф-1,

как и реактор CP-1, не имел системы охлаждения, поэтому работал на очень малых уровнях мощности (доли ватта, редко — единицы ватт). Результаты исследований на реакторе Ф-1 стали основой проектов более сложных по конструкции промышленных реакторов. В 1948 году введён в действие реактор И-1 по производству плутония, а 27 июня 1954 года вступила в строй первая в мире атомная электростанция электрической мощностью 5 МВт в г. Обнинске.

Принципы энерговыделения.

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни кельвинов, в случае же ядерных реакций — это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Конструкция ядерного реактора

Схематическое устройство гетерогенного реактора на тепловых нейтронах:

1 — управляющий стержень;

2 — биологическая защита;

3 — теплоизоляция;

4 — замедлитель;

5 — ядерное топливо;

6 — теплоноситель.

Любой ядерный реактор состоит из следующих частей:

Активная зона с ядерным топливом и замедлителем; Отражатель нейтронов, окружающий активную зону; Теплоноситель; Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита; Радиационная защита; Система дистанционного управления.

Физические принципы работы ядерного реактора.

Текущее состояние ядерного реактора можно охарактеризовать эффективным коэффициентом размножения нейтронов k или реактивностью ρ, которые связаны следующим соотношением:

Для этих величин характерны следующие значения:

k > 1 — цепная реакция нарастает во времени, реактор находится в надкритичном состоянии, его реактивность ρ > 0; k < 1 — реакция затухает, реактор — подкритичен, ρ < 0; k = 1, ρ = 0 — число делений ядер постоянно, реактор находится в стабильном критическом состоянии.

Условие критичности ядерного реактора:

, где

- есть доля полного числа образующихся в реакторе нейтронов, поглощённых в активной зоне реактора, или вероятность избежать нейтрону утечки из конечного объёма. k0 — коэффициент размножения нейтронов в активной зоне бесконечно больших размеров.

Обращение коэффициента размножения в единицу достигается сбалансированием размножения нейтронов с их потерями. Причин потерь фактически две: захват без деления и утечка нейтронов за пределы размножающей среды.

Очевидно, что k < k0, поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k0 для тепловых реакторов можно определить по так называемой «формуле 4-х сомножителей»:

, где

μ — коэффициент размножения на быстрых нейтронах; φ — вероятность избежать резонансного захвата; θ — коэффициент использования тепловых нейтронов; η — выход нейтронов на одно поглощение.

Объёмы современных энергетических реакторов могут достигать сотен м³ и определяются главным образом не условиями критичности, а возможностями теплосъёма.

Критический объём ядерного реактора — объём активной зоны реактора в критическом состоянии. Критическая масса — масса делящегося вещества реактора, находящегося в критическом состоянии.

Наименьшей критической массой обладают реакторы, в которых топливом служат водные растворы солей чистых делящихся изотопов с водяным отражателем нейтронов. Для 235U эта масса равна 0,8 кг, для 239Pu - 0,5 кг. Широко известно, однако, что критическая масса для реактора LOPO (первый в мире реактор на обогащённом уране), имевшего отражатель из окиси бериллия, составляла 0,565 кг, несмотря на то, что степень обогащения по изотопу 235 была лишь немногим более 14 %. Теоретически, наименьшей критической массой обладает 251Cf, для которого эта величина составляет всего 10 г.

С целью уменьшения утечки нейтронов, активной зоне придают сферическую или близкую к сферической форму, например короткого цилиндра или куба, так как эти фигуры обладают наименьшим отношением площади поверхности к объёму.

Несмотря на то, что величина (e - 1) обычно невелика, роль размножения на быстрых нейтронах достаточно велика, поскольку для больших ядерных реакторов (К∞ — 1) << 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Для начала цепной реакции обычно достаточно нейтронов, рождаемых при спонтанном делении ядер урана. Возможно также использование внешнего источника нейтронов для запуска реактора, например, смеси Ra и Be, 252Cf или других веществ.

Иодная яма.

Ио́дная я́ма, или ксено́новая я́ма — состояние ядерного реактора после его выключения либо снижения его мощности, характеризующееся накоплением короткоживущего изотопа ксенона 135Xe (период полураспада 9,14 часа), образующегося в результате радиоактивного распада изотопа иода 135I (период полураспада 6,57 часа). Этот процесс приводит к временному появлению значительной отрицательной реактивности,

что, в свою очередь, делает невозможным вывод реактора на проектную мощность в течение определённого периода (около 1-2 суток).

Иодная яма — одно из проявлений т. н. отравления реактора, которое является одной из главных сложностей, делающих проблематичной работу АЭС в режиме постоянно меняющейся выходной мощности. Для работы в маневровом режиме в комплексе с АЭС возможно строительство ГАЭС, как, например, на Южно-Украинском энергетическом комплексе.

Причины образования иодной ямы

В процессе деления ядер урана, во время работы ядерного реактора, среди прочих продуктов деления образуется радиоактивный изотоп иода 135I. В результате β-распада с периодом полураспада 6,57 часа он превращается в изотоп ксенона 135Xe. Этот изотоп тоже радиоактивен, но его период полураспада больше — 9,14 часа. 135Xe очень хорошо поглощает нейтроны. Поглощённые им нейтроны, очевидно, не могут участвовать в цепной реакции деления урана, поэтому присутствие 135Xe снижает запас реактивности реактора. В реакторе, работающем на большой мощности, убыль 135Xe определяется его радиоактивным распадом и «выгоранием» в результате захвата нейтронов.

235U или 239Pu	→	135Te	→	135 I	→	135Xe	→	135Cs	→	135Ba
	γ (6,4%)		β (19.2s)		β (6,53h)		β (9,17h)		β (2,6Ma)

Или

135Xe	→	136Xe
	σ = 3.106 barns (для тепловых нейтронов)

После остановки реактора плотность потока нейтронов φ в активной зоне становится практически равной нулю. Изменение концентрации 135Xe в активной зоне остановленного реактора определяется разницей в скоростях β-распада 135I и 135Xe. За 1 с в 1 м³ ядерного топлива возникает λINI и убывает λXeNXe ядер 135Xe. Если активность 135I больше активности 135Xe (λINI > λXeNXe), то концентрация 135Xe в активной зоне растёт, и наоборот.

Равновесная концентрация 135I N0I в работающем реакторе пропорциональна величине φ, в то время как равновесная концентрация 135Xe N0Xe мало зависит от неё при φ>1017нейтр./(м²·с). Вследствие этого, при плотности потока φ>1017 нейтр./(м²·с) величина N0I становится больше N0Xe. Так как постоянная распада λI > λXe, то в некотором интервале времени после остановки реактора λI > λXe. Поэтому концентрация 135Xe в остановленном реакторе вначале растёт до тех пор, пока активности 135I и 135Xe не станут равными (то есть до выполнения условия векового равновесия). После этого распад 135I уже не компенсирует убыль 135Xe, и концентрация последнего начинает уменьшаться вместе с иодом.

Зависимость концентрации 135Xe (1) и реактивности (2) после остановки реактора. (До остановки реактора плотность потока нейтронов была φ=1018 нейтр./(м²·с).)

На рисунке показано изменение концентрации NXe(t) и реактивности ρ остановленного реактора, если плотность потока φ в работающем реакторе равна φ=1018 нейтр./(м²·с). Максимальное отравление, наступающее через 11 ч после остановки реактора, возрастает с увеличением плотности потока нейтронов φ.

Реактивность остановленного реактора сначала падает, достигая минимума при максимальной концентрации ксенона, а затем увеличивается. Кривая изменения реактивности имеет вид ямы, а увеличение отравления после остановки реактора связано с накоплением 135I в работающем реакторе. Поэтому действие отравления на реактивность остановленного реактора называют иодной ямой. Она не наблюдается в реакторах с плотностью потока нейтронов φ<1017 нейтр./(м²·с).

Учёт иодной ямы при проектировании

При проектировании реактора учитывают эффект иодной ямы. Высокие значения удельной мощности требуют дополнительного увеличения загрузки ядерного топлива для компенсации иодной ямы. Иначе выключенный реактор будет невозможно вывести на мощность (особенно в конце кампании) в течение нескольких десятков часов, пока не произойдет почти полный распад 135Xe в активной зоне.

Классификация ядерных реакторов

По назначению.

·  Энергетические реакторы, предназначенные для получения электрической и тепловой энергии, используемой в энергетике, а также для опреснения морской воды (реакторы для опреснения также относят к промышленным). Основное применение такие реакторы получили на атомных электростанциях. Тепловая мощность современных энергетических реакторов достигает 5 ГВт. В отдельную группу выделяют:

·  Транспортные реакторы, предназначенные для снабжения энергией двигатели транспортных средств. Наиболее широкие группы применения — морские транспортные реакторы, применяющиеся на подводных лодках и различных надводных судах, а также реакторы, применяющиеся в космической технике.

·  Экспериментальные реакторы, предназначенные для изучения различных физических величин, значение которых необходимо для проектирования и эксплуатации ядерных реакторов; мощность таких реакторов не превышает нескольких кВт.

·  Исследовательские реакторы, в которых потоки нейтронов и гамма-квантов, создаваемые в активной зоне, используются для исследований в области ядерной физики, физики твёрдого тела, радиационной химии, биологии, для испытания материалов, предназначенных для работы в интенсивных нейтронных потоках (в т. ч. деталей ядерных реакторов), для производства изотопов. Мощность исследовательских реакторов не превосходит 100 МВт. Выделяющаяся энергия, как правило, не используется.

·  Промышленные (оружейные, изотопные) реакторы, используемые для наработки изотопов, применяющихся в различных областях. Наиболее широко используются для производства ядерных оружейных материалов, например 239Pu. Также к промышленным относят реакторы, использующиеся для опреснения морской воды.

Часто реакторы применяются для решения двух и более различных задач, в таком случае они называются многоцелевыми. Например, некоторые энергетические реакторы, особенно на заре атомной энергетики, предназначались, в основном, для экспериментов. Реакторы на быстрых нейтронах могут быть одновременно и энергетическими, и нарабатывать изотопы. Промышленные реакторы кроме своей основной задачи часто вырабатывают электрическую и тепловую энергию.

По спектру нейтронов.

Реактор на тепловых (медленных) нейтронах («тепловой реактор») Реактор на быстрых нейтронах («быстрый реактор») Реактор на промежуточных нейтронах Реактор со смешанным спектром

По размещению топлива.

Гетерогенные реакторы, где топливо размещается в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель; Гомогенные реакторы, где топливо и замедлитель представляют однородную смесь (гомогенную систему).

В гетерогенном реакторе топливо и замедлитель могут быть пространственно разнесены, в частности, в полостном реакторе замедлитель-отражатель окружает полость с топливом, не содержащим замедлителя. С ядерно-физической точки зрения критерием гомогенности/гетерогенности является не конструктивное исполнение, а размещение блоков топлива на расстоянии, превышающем длину замедления нейтронов в данном замедлителе. Так, реакторы с так называемой «тесной решёткой» рассчитываются, как гомогенные, хотя в них топливо обычно отделено от замедлителя.

Блоки ядерного топлива в гетерогенном реакторе называются тепловыделяющими сборками (ТВС), которые размещаются в активной зоне в узлах правильной решётки, образуя ячейки.

По виду топлива:

изотопы урана 235, 238, U, 238U, 233U) изотоп плутония Pu), также изотопы 239-242Pu в виде смеси с 238U (MOX-топливо) изотоп тория Th) (посредством преобразования в 233U)

По степени обогащения:

природный уран слабо обогащённый уран высоко обогащённый уран

По химическому составу:

металлический U UO2 (диоксид урана) UC (карбид урана) и т. Д.

По виду теплоносителя.

·  H2O (вода, см. Водо-водяной реактор)

·  Газ, (см. Графито-газовый реактор)

·  D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)

·  Реактор с органическим теплоносителем

·  Реактор с жидкометаллическим теплоносителем

·  Реактор на расплавах солей

·  Реактор с твердым теплоносителем

По роду замедлителя.

С (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор) H2O (вода, см. Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР) D2O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU) Be, BeO Гидриды металлов Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)

По конструкции.

Корпусные реакторы Канальные реакторы

По способу генерации пара.

Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор, ВВЭР) Кипящий реактор

Классификация МАГАТЭ.

PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением); BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор; FBR (fast breeder reactor) — реактор-размножитель на быстрых нейтронах; GCR (gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор; LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.

Атомные реакторы.

Исследовательские	Ф-1 • А-1 • БР-2 • ИБР-2 • БР-5 • БР-10 • БОР-60 • ВВР-С • ВВР-М
Промышленные (оружейные)	Урановые А-1 • АВ-1 • АВ-3 Плутониевые АИ • АДЭ-2 • АДЭ-3 • АДЭ-4 • АДЭ-5 • АДЭ-6
Энергетические	ВВЭР ВВЭР-210 • ВВЭР-365 • ВВЭР-440 • ВВЭР-1000 • ВВЭР-1200 РБМК РБМК-1000 • РБМК-1500 • РБМКП-2400 • МКЭР-1500 БН БН-350 • БН-600 • БН-800 Другие ЭГП-6 • БРЕСТ • СВБР • ВТГР-300 • ВБЭР-300
Транспортные	Водо-водяные ВМ-А • ВМ-4 • ОК-650 • КН-З Жидкометаллические РМ-1 • МБ-40А (ОК-550)
Космические	Ромашка • Бук • Тополь • Енисей

Ф1.

Ф-1 (первый физический реактор) — первый атомный реактор в СССР и Европе, памятник науки и техники.

Задача устройства первого реактора возникла при проектировании первой советской атомной бомбы РДС-1. По конструкции для создания бомбы было необходимо атомное взрывчатое вещество. В результате разработок по простоте, быстроте и стоимости был выбран оружейный плутоний (плутоний-239), который является результатом облучения нейтронами урана-238.

Реактор создавался как опытная площадка для отработки технологий и процессов создания плутония. Он был спроектирован и построен в Лаборатории № 2 АН СССР, которая находилась в Москве, современный адрес площадь Курчатова, 1. И. В. Курчатов руководил группой учёных:

§  И. С. Панасюк осуществлял общее управление, нёс административные функции.

§  Б. Г. Дубовский, М. И. Повзнер и B. C. Фурсов занимались расчетами накопления плутония в реакторе.

§  Б. Г. Дубовский также проводил опыты по защите от гамма-лучей при хранении ядерного топлива, изобретал и собирал счетчики, которые на тот момент нигде не производились.

§  Е. Н. Бабулевич спроектировал и построил систему регулирующих стержней для управления цепной реакцией.

Запуск реактора возглавлял Борода, ему ассистировал И. С. Панасюк. Б. Г. Дубовский, Кондратьев и Павлов остались в том же помещении, но Курчатов просил их наблюдать за приборами и не предпринимать активных действий по управлению запуском.

А1.

А-1 (А, «Аннушка») — первый оружейный атомный реактор в СССР и Европе, первый в СССР и Европе атомный реактор с охлаждением, памятник науки и техники.

19 июня 1948 г. на комбинате N 817 ("Маяк") в г. Челябинске-40 (г. Озерск Челябинской области ) первый в СССР промышленный ядерный реактор для наработки оружейного плутония был выведен на проектную мощность; 

В сооружении первого промышленного реактора были задействованы лучшие научные и производственные силы.

АИ.

С целью промышленной наработки трития на ПО «Маяк» (ранее комбинат № 000) был построен уран-графитовый реактор «АИ» (реактор «А изотопный»). Он был запущен спустя три с половиной года после начала эксплуатации первого промышленного уран-графитового реактора «А» на том же предприятии, основным назначением которого было накопление оружейного плутония для ядерных зарядов. Главной целью реактора «АИ» на первом этапе его эксплуатации являлось производства трития для термоядерного оружия.

На этом реакторе впервые был освоен режим производства трития (реактивный режим), необходимый для проведения опытных работ по разработке термоядерного оружия и осуществления первого взрыва термоядерной бомбы. На нем были также реализованы научно-технические основы высокоэффективного производства изотопов для народного хозяйства страны, науки и медицины.

17.окончена разработка проектного задания на реактор, а в августе - начато строительство на Комбинате № 8 окончание основных строительно-монтажных работ, начало предпусковых работ по реактору: проверка и опробование систем, пусковые опыты. 12 ноября - достижение критичности реактора «АИ», впервые в СССР начало работ с обогащенным топливом. 22.10.1952 - сдача реактора в эксплуатацию. 14.02.1952 - достижение проектного уровня мощности 40 МВт. Декабрь 1952 - повышение мощности до 57,5 МВт.

ВВЭР-210.

ВВЭР (Водо-Водяной Энергетический Реактор) — двухконтурный водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, одна из наиболее удачных ветвей развития ядерных энергетических установок, получившая широкое распространение в мире.

ВВЭР был разработан в СССР параллельно с реактором РБМК и обязан своему происхождению одной из рассматривающихся в то время реакторных установок для атомных подводных лодок. Идея реактора была предложена в Курчатовском институте . Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс»приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли  и .

Общее название реакторов этого типа в других странах — PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году, АЭС Шиппингпорт.

Первый советский ВВЭР (ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на первом энергоблоке Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС Райнсберг (ГДР).

Создатели реакторов ВВЭР:

§  научный руководитель: Курчатовский институт (г. Москва)

§  разработчик: ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск).

§  изготовитель: Ижорские заводы (г. Санкт-Петербург), до начала 90-х реакторы также изготавливались заводом Атоммаш (г. Волгодонск) и компанией ŠKODA JS (Чехия)

РБКМ-1000.

Реактор Большой Мощности Канальный (РБМК) — серия энергетических ядерных реакторов, разработанных в Советском Союзе. Реактор РБМК канальный, гетерогенный, графито-водный, кипящего типа, на тепловых нейтронах. Теплоноситель — кипящая вода.

Главный конструктор реакторной установки: НИКИЭТ, Академик 
Научный руководитель проекта: ИАЭ им. И. В. Курчатова, Академик 
Генеральный проектировщик (ЛАЭС): ГСПИ-11 (ВНИПИЭТ),
Главный конструктор турбоустановки: ХТГЗ, «Турбоатом»,
Разработчик металлоконструкции: ЦНИИПСК, 
Головная материаловедческая организация: «Прометей»,
Проектировщик и изготовитель электромеханического оборудования СУЗ, КТО: КБ завода «Большевик»,

На данный момент серия этих реакторов включает в себя три поколения.

Головной реактор серии — 1-й и 2-й блоки Ленинградской АЭС.

15 апреля 1966 года главой Минсредмаша Е. П. Славским было подписано задание на проектирование Ленинградской атомной электростанции в 70 км по прямой к западу от Ленинграда в 4 км от поселка Сосновый Бор. В начале сентября 1966 года проектное задание было закончено.

29 ноября 1966 года Советом Министров СССР принято постановление № 800—252 о строительстве первой очереди ЛАЭС, определена организационная структура и кооперация предприятий для разработки проекта и сооружения АЭС.

Первый энергоблок с реактором типа РБМК-1000 запущен в 1973 году на Ленинградской АЭС.

При строительстве первых энергетических АЭС в СССР бытовало мнение, что атомная станция является надёжным источником энергии, а возможные отказы и аварии — маловероятные или даже гипотетические события. Кроме того, первые блоки сооружались внутри системы среднего машиностроения и предполагали эксплуатацию организациями этого министерства. Правила по безопасности на момент разработки либо отсутствовали, либо были несовершенны. По этой причине на первых энергетических реакторах серий РБМК-1000 и ВВЭР-440 не было в достаточном количестве систем безопасности, что потребовало в дальнейшем серьёзной модернизации таких энергоблоков. В частности, в первоначальном проекте первых двух блоков РБМК-1000 Ленинградской АЭС не было гидробаллонов системы аварийного охлаждения реактора (САОР), количество аварийных насосов было недостаточным, отсутствовали обратные клапаны (ОК) на раздаточно-групповых коллекторах (РГК) и пр. В дальнейшем, в ходе модернизации, все эти недостатки

были устранены.

БН-350

БН-350 - первый энергетический быстрый реактор

РУ БН-350 - первая в мире установка с энергетическим реактором на быстрых нейтронах. Опыт её создания, сооружения, наладки и эксплуатации позволил понять и решить многие проблемы АЭС типа БН.

В годы создания БН-350 ставилась цель получения возможно большего количества вторичного ядерного горючего - плутония - для обеспечения широкого развития атомной энергетики. Поскольку наработка плутония пропорциональна мощности реактора, масштабное и экономически выгодное производство его могло быть организовано только при достаточно большой мощности реакторной установки. Экономические расчеты показали, что производство плутония в быстром реакторе может быть выгодным при мощности последнего 1000 МВт(тепловых) и выше. Этот вывод был получен к 1960 году и предопределил создание БН-350.

В мае 1960 года ФЭИ было подготовлено техническое задание на разработку проекта установки с реактором на быстрых нейтронах и натриевым теплоносителем тепловой мощностью 1000 МВт. Позднее этот проект получил название БН-350. В том же месяце правительство СССР приняло постановление о начале разработки. Как предполагалось, пуск нового реактора должен был состояться в 1966 году. Однако, сроки пришлось несколько раз сдвигать из-за сложности и новизны возникавших проблем, многие из которых были вызваны влиянием масштабного фактора.

Основные этапы жизненного пути БН-350:

начало работ над проектом - 1960 год; начало строительства - 1964 год; энергопуск - 1973 год; начало вывода из эксплуатации - 1998 год.

Реакторная установка в Шевченко проектировалась ведущими российскими организациями. Всего в этой работе участвовали десятки организаций разного профиля, но особую роль в создании БН-350 сыграли ФЭИ, ОКБМ, ОКБ ГП и ВНИПИЭТ:

Физико-энергетический институт (ФЭИ, г. Обнинск) осуществлял научное руководство проектом и отвечал за разработку вопросов физики реактора, натриевой технологии и безопасности; Опытное конструкторское бюро машиностроения (ОКБМ, г. Нижний Новгород) выступало в качестве главного конструктора РУ; им разработаны реактор с механизмами СУЗ и перегрузки, главные циркуляционные насосы (ГЦН), натриевая арматура большого диаметра; Опытное конструкторское бюро "Гидропресс" (ОКБ ГП, г. Подольск) - конструктор основного теплообменного оборудования, в т. ч. парогенераторов натрий-вода; Всероссийский научно-исследовательский и проектный институт энергетических технологий (ВНИПИЭТ, г. Санкт-Петербург) являлся генеральным проектантом РУ.

ЭГП-6 (Энергетический Гетерогенный Прямоточный реактор с 6-ю петлями циркуляции теплоносителя) —энергетический графито-водный реактор. Все четыре ЭГП-6 установлены на Билибинской АЭС, пуск с 1974 по 1977 год. Реактор используется для производства как электрической, так и тепловой энергии.

Реактор ЭГП-6 — изменённая версия реакторов АМБ-100 и -200, разработанных НИКИЭТ под научным руководством ФЭИ и эксплуатировавшихся на Белоярской АЭС. Особенностью конструкции является естественная циркуляция теплоносителя. Выработка насыщенного пара производится в каналах активной зоны. В дальнейшем направление ЭГП не получило развития в реакторостроении

ВМ-А

ВМ — серия советских водо-водяных ядерных реакторов на тепловых нейтронах, размещаемых на подводных лодках. В качестве ядерного топлива используется высокообогащённая по 235-му изотопу двуокись урана. Тепловая мощность — 70…90 МВт.

Разработаны НИИ-8. Относятся к первому (ВМ-А) и второму (ВМ-4) поколению. Реакторы ВМ-А устанавливались на первых советских АПЛ (проект 627 «Кит»).

9 сентября 1952 года вышло постановление правительства о проектировании и строительстве первой советской атомной подводной лодки. Постановлением предусматривалось создание научно-исследовательского института № 8 (НИИ-8, НИКИЭТ) для разработки ядерной энергетической установки (ЯЭУ). Главным конструктором ЯЭУ был назначен , парогенераторов — (СКБК Балтийского завода). Пуск наземного прототипа — стенда 27/ВМ состоялся в Обнинске в марте 1956 года. Первая АПЛ была принята в опытную эксплуатацию в декабре 1958 года. В 1959 году за разработку реактора НИИ-8 был награждён орденом Ленина.

«Енисей»

Реактор-преобразователь «Енисей» предназначался для работы в составе спутника непосредственного телевизионного вещания «Экран-АМ», но этот проект был закрыт. Изделие представляло собой реактор, в активной зоне которого находились не традиционные тепловыделяющие элементы, а интегральные электрогенерирующие каналы. Они представляли из себя «таблетки» диоксида урана, обогащённого до 96 %, катод, анод, цезиевый канал и всю остальную «обвязку». Тепловая мощность «Енисея» была порядка 115—135 кВт, электрическая мощность 4,5-5,5 кВт. Теплоносителем являлся натрий-калиевый расплав.

В 1992 году США приобрели в России за $13 млн две ЯЭУ «Енисей» («Топаз-2»). Один из реакторов предполагалось после тщательных наземных испытаний использовать в 1995 г. в «Космическом эксперименте с ядерно-электрической ДУ» (Nuclear Electric Propulsion Spaceflight Test Program). Однако в 1993 году из-за сокращения бюджета было решено ограничиться только наземными испытаниями, а в 1996 году проект был закрыт.

Термоядерный

ITER (ИТЭР) — проект международного экспериментального термоядерного реактора. Задача ИТЭР заключается в демонстрации возможности коммерческого использования термоядерного реактора и решении физических и технологических проблем, которые могут встретиться на этом пути.

В настоящее время проектирование реактора полностью закончено и выбрано место для его строительства — исследовательский центр Кадараш (фр. Cadarache) на юге Франции, в 60 км от Марселя.

Первоначально название «ITER» было образовано как сокращение англ. International Thermonuclear Experimental Reactor, но в настоящее время оно официально не считается аббревиатурой, а связывается со словом лат. iter — путь.

Страны-участницы

§  Страны ЕС (выступают как единое целое)

§  Индия

§  Китай

§  Республика Корея

§  Россия

§  США

§  Япония

Этапы строительства:

§  Ноябрь 1985 г. — СССР предложил создать токамак нового поколения с участием стран, наиболее продвинувшихся в изучении термоядерных реакций.

§  1988—1990 гг. — силами советских, американских, японских и европейских учёных и инженеров была проведена успешная концептуальная проработка проекта термоядерного реактора, получившего современное обозначение ITER.

§  21 июля 1992 г. — в Вашингтоне было подписано четырёхстороннее (ЕС, Россия, США, Япония) межправительственное соглашение о разработке инженерного проекта ITER.

§  1996 г. — США вышли из проекта.

§  2001 г. — технический проект реактора ITER был успешно завершён.

§  2001—2003 гг. — к участию в проекте присоединяется Канада.

§  2003 г. — США вернулись к участию в проекте, а также к ним присоединились Китай и Южная Корея.

§  28 июня 2005 г. — в Москве министры шести сторон-участниц проекта ИТЭР подписали протокол, который определяет место строительства. Международный экспериментальный термоядерный реактор будет построен на юге Франции в исследовательском центре Кадараш 

§  6 декабря 2005 г. — к консорциуму присоединилась Индия.

§  25 мая 2006 г. в Брюсселе участниками консорциума подписано соглашение о начале практической реализации проекта в 2007 году.

§  1 сентября 2006 — правительство России приняло решение подписать соглашение о создании Международной организации по реализации проекта исследовательского термоядерного экспериментального реактора (ITER), которая будет обладать правами юридического лица способного заключать соглашения с государствами и международными организациями.

§  Декабрь 2006 — подписано 40 первых контрактов с персоналом, объявлено о ещё 56 открытых рабочих местах.

§  2007—2019 гг. — период строительства реактора[1].

§  2019 г. — начало экспериментов.

§  2026 г. — первые реакции термоядерного синтеза.

§  2037 г. — конец экспериментальный части.

§  После 2040 года реактор станет производить электроэнергию (при условии успешных экспериментов).

Руководящий орган — Совет ИТЭР (ITER Council), принимающий решения об участии государств в проекте, по вопросам персонала, административных правил и бюджетных расходов.
Председатель совета ИТЭР — Евгений Павлович Велихов (избран в 2009).
Генеральным Директором Советом ИТЕР назначен (от 28 июля 2010) Осаму Мотодзима (Osamu Motojima).

Термоядерный реактор намного безопасней ядерного реактора в радиационном отношении. Прежде всего, количество находящихся в нем радиоактивных веществ сравнительно невелико. Энергия, которая может выделиться в результате какой-либо аварии тоже мала, и не может привести к разрушению реактора. При этом, в конструкции реактора есть несколько естественных барьеров, препятствующих распространению радиоактивных веществ. Например, вакуумная камера и оболочка криостата должны быть герметичными, иначе реактор просто не сможет работать. Тем не менее, при проектировании ITER большое внимание уделялось радиационной безопасности, как при нормальной эксплуатации, так и во время возможных аварий.

Есть несколько источников возможного радиоактивного загрязнения:

§  радиоактивный изотоп водорода — тритий;

§  наведённая радиоактивность в материалах установки в результате облучения нейтронами;

§  радиоактивная пыль, образующаяся в результате воздействия плазмы на первую стенку;

§  радиоактивные продукты коррозии, которые могут образовываться в системе охлаждения.

Для того, чтобы предотвратить распространение трития и пыли, если они выйдут за пределы вакуумной камеры и криостата, специальная система вентиляции будет поддерживать в здании реактора пониженное давление. Поэтому из здания не будет утечек воздуха, кроме как через фильтры вентиляции.

При строительстве реактора, где только возможно, будут применяться материалы, уже испытанные в ядерной энергетике. Благодаря этому, наведённая радиоактивность будет сравнительно небольшой. В частности, даже в случае отказа систем охлаждения, естественной конвекции будет достаточно для охлаждения вакуумной камеры и других элементов конструкции.

Оценки показывают, что даже в случае аварии, радиоактивные выбросы не будут представлять опасности для населения и не вызовут необходимости эвакуации.

Заключение.

  При работе над данной темой мы изучили типы ядерных реакторов, ядерный реактор Ф-1, исследовали ядерные реакторы в России, изучили термоядерный реактор. Мы узнали много нового о ядерных реакторах. Мы и не предполагали, что они отличаются друг от друга. Наибольший интерес у нас вызвали физические процессы, происходящие в ядерном реакторе. Кажется фантастическим, что человек это познал и «приручил» цепную ядерную реакцию! Мы не только пополнили наши знания по ядерной физике, но и убедились, что проблема ядерной энергетики очень актуальна в 21 веке. В современных условиях атомные электростанции играют существенную роль в экономике страны. Мощные и весьма экономичные АЭС обеспечивают стабильную и устойчивую работу всей энергосистемы России. Атомная энергетика в век активного роста производства и потребления энергии для нужд человечества ни кого не может оставить равнодушным. Но для того, чтобы АЭС работали без аварий, нужны грамотные специалисты и исчерпывающие знания о ядерном реакторе (его устройстве и работе), о цепной ядерной реакции и о технике безопасности при работе ядерного реактора.

Аннотация.

Реферативную работу «Эволюция ядерных реакторов в России: от Ф-1 до термоядерного» выполнили учащиеся 10 физико-математического класса «Средней общеобразовательной школы №13 с углубленным изучением отдельных предметов» Грищенков Алексей и Сивцев Александр.

Цели данной реферативной работы:

Изучение типов ядерных реакторов. Изучение ядерного реактора Ф-1. Исследование эволюции ядерных реакторов в России. Изучение термоядерного реактора.

В ходе подготовки к выполнению работы был собран и проанализирован материал по развитию атомной энергетики в России и в мире, эволюции ядерных реакторов. Учащиеся 10 класса побывали на экскурсии в музее завод» г. о. Электросталь, прослушали лекцию «Основы атомной энергетики и ядерных технологий».

В первой части работы «Введение» обоснована актуальность выбранной темы.

В работе полностью раскрыта тема реферата: перечислены различные виды атомных реакторов; выявлены преимущества и недостатки различных видов атомных реакторов; исследована эволюция ядерных реакторов в России.

В третьей части работы «Заключение» сделана попытка аналитического осмысления результатов исследований и изложена авторская позиция по теме реферата.

Достоинством работы является углубление знаний учащихся в области ядерной физики; четкое и грамотное изложение материала, анализ преимуществ и недостатков различных видов атомных реакторов, отраженный в компьютерной презентации.

Результаты реферативной работы «Эволюция ядерных реакторов в России: от Ф-1 до термоядерного» могут быть интересны учащимся 9-х классов при изучении темы «Строение атома и атомного ядра. Использование энергии атомных ядер», учащимся 11-х классов при изучении темы «Физика атомного ядра» на уроках физики. Материалы данной работы могут быть использованы учителями физики при подготовке и проведении уроков-лекций, уроков-конференций по соответствующим темам для расширения политехнического кругозора учащихся, популяризации атомной отрасли среди подрастающего поколения.

Научный руководитель: , учитель физики

Список литературы.

§   Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.

§  , , и др. Под общей редакцией  Канальный ядерный энергетический реактор РБМК. — М.: ГУП НИКИЭТ, 20с.

§  ,  Канальный ядерный энергетический реактор. — М.: Атомиздат, 1980.

§  , , под общ. ред. акад.  Конструирование ядерных реакторов. — М.: Энергоатомиздат, 1982.

§  1. Э. Ферми "Ядерная физика",пер. с англ., Москва, изд.

§  "Иностранная литература", 1951 г.

§  2. "Ядерная физика",Москва, Атомиздат, 1985 г.

§  3. , , "Справочник по образованию нуклидов в ядерных реакторах", Москва,

§  Энергоатомиздат, 1989 г.

§  4. , ,

§  "Радиационные характеристики облученного ядерного топлива", справочник, Москва, Энергоатомиздат, 1983 г.