Атомные реакторы.

Агапитова Саша. 9 А

Самоподдерживающаяся управляемая ядерная цепная реакция была осуществлена в декабре 1942 г. Физики Чикагского университета, возглавляемые Э. Ферми, построили первый в мире ядерный реактор, названный СР-1. Он состоял из графитовых блоков, между которыми были расположены шары из природного урона и его двуокиси. Быстрые нейтроны, появляющиеся после деления ядер урана, замедлялись графитом, 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 ураном.

В Советском Союзе теоретические и экспериментальные исследования особенностей пуска, работы и контроля реакторов были проведены группой физиков и инженеров под руководством академика И. В. Курчатова. Первый советский реактор состоял из графита, в котором были размещены блоки природного урана. Опыт работы на этом реакторе и экспериментальные исследованиями, проведённые на нём, дали возможность перейти к проектированию других, более сложных по конструкции реакторов.

В настоящее время в мире действует несколько сот реакторов, которые используют для различных целей. Реактор состоит из нескольких зон, каждая из которых имеет свое назначение. В центральной части расположена размножающая система, называемая активной зоной. Она собрана из блоков замедлителя с отверстиями по продольным осям. В отверстия вставлены металлические трубки, которые называют технологическими каналами. Канал заполнен тепловыделяющими элементами (твэлами). В конструкцию твэла входит урансодержащий стержень, заключенный в герметичную металлическую оболочку. Канал с твэлами энергетического реактора называют топливным каналом, канал с твэлами исследовательского реактора – рабочим каналом.

Тепловые нейтроны, захватываемые 235U, вызываемый деление ядер, в результате чего выделяется тепло, и испускаются быстрые нейтроны. Последние замедляются до тепловых энергий в блоке замедлителя, а затем перетекают в твэлы и т. д. Таким образом, урансодержащие стержни являются источником тепла и быстрых нейтронов, а замедлитель - источником тепловых нейтронов. Стержни выполняют из веществ (уран, окись урана и др.), в состав которых входят делящиеся ядра. Такие вещества называют ядерным топливом.

1 корпус реактора; 2 тепловая колонна; 3 регулирующий стержень; 4 бетонная защита; 5 твэлы; 6 отражатель; 7 экспериментальный канал; 8 система теплоотвода.

РАЗВИТИЕ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ.

Главным источником электроэнергии на Земле служат тепловые электростанции, работающие на органическом топливе. Запасы органического топлива в недрах Земли ограничены и постепенно истощаются. Поэтому перед человечеством уже сейчас встаёт проблема пополнения энергетических ресурсов. Одним из реальных путей замены органического топлива является сжигание ядерного топлива в ядерных реакторах. Природные запасы ядерного топлива и ядерного сырья настолько велики, что использование его обеспечит человечество электроэнергией на сотни лет.

Первая АЭС электрической мощностью 5000 кВт пущена 27 июня 1954 г в г Обнинске. Над проектированием первой АЭС работал многочисленный коллектив ученых, инженеров и рабочих, в том числе известные советские ученые И. В. Курчатов, Д. И. Блохинцев, Н. А. Доллежаль, А. К. Красин и др.

Успешная многолетняя работа Первой АЭС показала, что атомные электростанции вполне надежны в управлении. Биологическая защита реактора обеспечивает безопасную работу персонала станции. В окружающей местности не отмечается заметного повышения дозы излучения по сравнению с природным фоном,

Пуск первой АОС положил начало развитию атомной энергетики. Во многих странах развернулись широкие поиски приемлемых вариантов АОС для увеличения энергетических ресурсов.

Учёные-атомники всех стран регулярно собираются в Женеве на международные конференции. На них обсуждаются полученные результаты исследования и перспективы развития атомной энергетики. Первая конференция состоялась в 1955 г., вторая – 1958 г. Если на первой конференции действующая атомная энергетика была представлена только одной Первой АЭС электрической мощностью 5000 кВт, то к концу 1971 г. число станций превысило 100 с общей электрической мощностью 30 ГВт. В 1985 г. мощность АЭС возрастает до 810 ГВт и обеспечит четвертую часть потребности в электроэнергии.

Сейчас в стране работают несколько крупных АЭС: Белоярская им. И. В. Курчатова электрической мощностью 300 МВт, Нововоронежская - 1500 МВт, Ленинградская - 1000 МВт, Кольская - 880 МВт, Сибирская - 6ОО МВт и др. Для арктического флота в декабре 1959 г. построен атомный ледокол «Ленин» С тремя ВВЭР мощностью по 90 МВт. Движение ледокола во льдах обеспечивалось одновременной работой трех реакторов при мощности каждого 65 МВт. В 1973 г. переоборудованный ледокол снова вышел на арктические трассы. В усовершенствованной энергетической установке ледокола смонтировано два высокоэффективных ВВЭР.

Атомный ледокол обладает одним важным преимуществом перед обычными ледоколами. Последним необходимо ежемесячно подвозить топливо. Атомный ледокол работает несколько навигаций без пополнения горючего. В 1975 г. арктический флот пополнился вторым атомным ледоколом «Арктика»

В районах, отдаленных от разработок каменного угля и нефти, выгодно строить небольшие АЭС электрической мощностью 1, 0 - 1, 5 МВт. Для этих целей в г. Обнинске построен и отработан в эксплуатации экспериментальный образец небольшой АЭС ТЭС-3 электрической мощностью 1, 5 МВт с ВВЭР. Все оборудование станции объединено в четыре блока, установленных на четырех энергосамоходных гусеничных платформах. Блоки и энергосамоходы собирают на заводе и транспортируют по железной дороге к месту монтажа АЭС. При необходимости станцию демонтируют и перевозят на новое место. Опыт, полученный на экспериментальном образце ТЭС-3, использован при проектировании АЭС А