Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение

высшего образования

«Казанский национальный исследовательский технологический

университет»

«НОБЕЛЕВСКИЕ НАДЕЖДЫ КНИТУ - 2023»

Номинация «Физика»

Исследовательская работа

“ Реактор на быстрых нейтронах с замкнутым циклом

 использования ОЯТ ”

Выполнил: Ибрагимов Данэль Маратович

ученик 10 класса

МБОУ «Гимназия» п.г.т. Богатые Сабы

Научный руководитель:

учитель химии Галимова Э.И.  

Казань 2023 г.

Оглавление

Введение…………………………………………………………………..3

Глава I. Теоретическая часть

1.1.Что такое ядерный реактор?............................................................5

1.2.История создания первого реактора………………………………..6

1.3.В чём заключается суть реактора-БН?.............................................8

1.4. Экспериментальные реакторы БН-1500 …………………………10

Глава II. Экспериментальная часть

2.1. Технология изготовления модели реактора………………………11

2.2.Перспективы проекта………………………………………………..11

Заключение……………………………………………………………….15

Список использованной литературы …………………………………..16

Приложение ……………………………………………………………...17

Введение

Опасна ли ядерная энергетика? Этим вопросом особенно часто стали задаваться в последнее время, особенно после аварий на атомных электростанциях Три-Майл-Айленд и Чернобыльской АЭС. И если опасность все же имеется, то каким образом можно уменьшить риск неприятных последствий аварии?

В данном докладе будут освещены основные вопросы устройства и работы атомных электростанций и ядерных реакторов, проведена сравнительная характеристика различных типов ядерных реакторов, разъяснены причины их опасности.

Трудно переоценить роль энергетики в жизни общества. И с каждым годом потребности человечества в энергии увеличиваются. Это связано как с ростом численности населения, развитием производства и технологий, так и с увеличением энергопотребления в быту. Преимущества атомной энергетики перед тепловой очевидны, так как ядерный реактор является одним из самых мощных современных источников энергии, а ядерное топливо обладает колоссальной удельной энергоемкостью, в миллионы раз превышающей энергоемкость органического топлива. При этом применение ядерной энергии непрерывно расширяется.

Возрастающее значение ядерной техники в общем энергетическом балансе выдвигает сегодня как одну из актуальных задач дальнейшее совершенствование ядерных реакторов. Прежде всего это относится к тем реакторам, на основе которых планируется развитие ядерной энергетики в ближайшие 10-15 лет. АЭС - только небольшая часть сложного многостадийного и чрезвычайно разветвленного топливо энергетического комплекса самых разнообразных производств. На АЭС топливо поступает уже в виде конструкционных узлов - ТВС, готовых к монтажу в активной зоне реактора. Однако прежде чем добываемый из руд уран попадает в реактор, он должен последовательно пройти целый ряд технологических процессов на предприятиях, входящих в состав топливно-энергетического комплекса. К ним относятся, например, предприятия осуществляющие добычу топлива, его переработку, транспортировку и т.д.

В современной физике есть год, который называют «годом чудес». Это 1932-й год. Одним из таких «чудес» этого года было открытие нейтрона и создание нейтронно-протонной модели атомного ядра.

Цель работы: узнать строение и работу реактора на быстрых нейтронах (восьмисотой и др. серий)

Объект исследования: мирный атом - как лучший способ производства энергии и получения ядерного оружия.

Предмет исследования: реактор БН-800/1200/1500

Задачи:

1. Узнать, что такое ядерный реактор.
2. Изучить историю создания ядерного реактора.
3. Рассмотреть схему работы реактора на быстрых нейтронах.
4. Изучить на практике реактор БН-1500.
5. Сконструировать модель реактора, подобный БН

Глава I. Теоретическая часть

1.1.Что такое ядерный реактор?

Что же такое ядерный реактор? Ядерный реактор - это устройство, предназначенное для организации управляемой, самоподдерживающейся цепной реакции деления, которая всегда сопровождается выделением энергии. Его используют в целях получение энергии и в целях производства ядерного оружия.

Ядерный реактор работает слаженно и четко. Иначе, как известно, будет беда. Но что там творится внутри? Попытаемся сформулировать принцип работы ядерного (атомного) реактора кратко, четко, с остановками.

По сути, там творится тот же процесс, что и при ядерном взрыве. Только вот взрыв происходит очень быстро, а в реакторе все это растягивается на длительное время. В итоге все остается целым и невредимым, а мы получаем энергию. Не столько, чтобы все вокруг сразу разнесло, но вполне достаточную для того, чтобы обеспечить электричеством город.

Прежде чем понять, как идет управляемая ядерная реакция, нужно узнать, что такое ядерная реакция вообще.

Ядерная реакция - это процесс превращения (деления) атомных ядер при взаимодействии их с элементарными частицами и гамма-квантами.

Часто ядерный реактор называют еще и атомным. Отметим, что принципиальной разницы тут нет, но с точки зрения науки правильнее использовать слово "ядерный". Сейчас существует множество типов ядерных реакторов. Это огромные промышленные реакторы, предназначенные для выработки энергии на электростанциях, атомные реакторы подводных лодок, малые экспериментальные реакторы, используемые в научных опытах. Существуют даже реакторы, применяемые для опреснения морской воды. Но у многих реакторов существует понятие цепной реакции и реактивности.

Осуществление управляемой цепной реакции деления ядра возможно при определённых условиях. В процессе деления ядер топлива возникают мгновенные нейтроны, образующиеся непосредственно в момент деления ядра, и запаздывающие нейтроны, испускаемые осколками деления в процессе их радиоактивного распада. Время жизни мгновенных нейтронов очень мало, поэтому даже современные системы и средства управления реактором не могут поддерживать необходимый коэффициент размножения нейтронов только за счёт мгновенных нейтронов. Время жизни запаздывающих нейтронов составляет от 0,1 до 10 секунд.

1.2.История создания первого реактора

Первый ядерный реактор был запущен в не таком уж и далеком 1942 году. Произошло это в США под руководством Ферми. Этот реактор назвали "Чикагской поленницей".

В 1946 году заработал первый советский реактор, запущенный под руководством Курчатова. Корпус этого реактора представлял собой шар семи метров в диаметре. Первые реакторы не имели системы охлаждения, и мощность их была минимальной. К слову, советский реактор имел среднюю мощность 20 Ватт, а американский – всего 1 Ватт. Для сравнения: средняя мощность современных энергетических реакторов составляет 5 Гигаватт. Менее чем через десять лет после запуска первого реактора была открыта первая в мире промышленная атомная электростанция в городе Обнинске.

У любого ядерного реактора есть несколько частей: активная зона с топливом и замедлителем, отражатель нейтронов, теплоноситель, система управления и защиты. В качестве топлива в реакторах чаще всего используются изотопы урана (235, 238, 233), плутония (239) и тория (232).  Активная зона представляет собой котел, через который протекает обычная вода (теплоноситель). Среди других теплоносителей реже используется «тяжелая вода» и жидкий графит. Если говорить про работу АЭС, то ядерный реактор используется для получения тепла. Само электричество вырабатывается тем же методом, что и на других типах электростанций - пар вращает турбину, а энергия движения преобразуется в электрическую энергию.

Как мы уже говорили, при распаде тяжелого ядра урана образуются более легкие элементы и несколько нейтронов. Образовавшиеся нейтроны сталкиваются с другими ядрами, также вызывая их деление. При этом количество нейтронов растет лавинообразно.

Вопрос в том, как это сделать? В реакторе топливо находится в так называемых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах). Это стержни, в которых в виде небольших таблеток находится ядерное топливо. ТВЭЛы соединены в кассеты шестигранной формы, которых в реакторе могут быть сотни. Кассеты с ТВЭЛами располагаются вертикально, при этом каждый ТВЭЛ имеет систему, позволяющую регулировать глубину его погружения в активную зону. Помимо самих кассет среди них располагаются управляющие стержни и стержни аварийной защиты. Стержни изготовлены из материала, хорошо поглощающего нейтроны. Так, управляющие стержни могут быть опущены на различную глубину в активной зоне, тем самым регулируя коэффициент размножения нейтронов. Аварийные стержни призваны заглушить реактор в случае чрезвычайной ситуации.

С самим принципом работы мы разобрались, но как запустить и заставить реактор функционировать? Грубо говоря, вот он - кусок урана, но ведь цепная реакция не начинается в нем сама по себе. Дело в том, что в ядерной физике существует понятие критической массы. Критическая масса – это необходимая для начала цепной ядерной реакции масса делящегося вещества. 

При помощи ТВЭЛов и управляющих стержней в ректоре сначала создается критическая масса ядерного топлива, а потом реактор в несколько этапов выводится на оптимальный уровень мощности.

Вернёмся к "Чикагской поленнице"

2 декабря 1942 г. состоялся первый опыт по достижению надкритического состояния с развитием самоподдерживающейся цепной ядерной реакции.

После перерыва на обед эксперимент был продолжен. Запись интенсивности нейтронного потока с автоматического регистратора с подписями о положении стержней показана на рисунке. (Резкие скачки графика вызваны переключением диапазонов чувствительности.) Вначале видно характерное экспоненциальное приближение к равновесному уровню интенсивности для каждого положения поглощающего стержня в подкритическом состоянии реактора. Чем больше извлечён стержень, тем ближе реактор к критическому состоянию, и, соответственно, выше равновесная интенсивность. В конце, с 15:36, отчётливо виден экспоненциальный рост интенсивности, соответствующий нарастающей цепной реакции в надкритическом реакторе. С 15:53 виден резкий спад интенсивности — реактор был заглушён автоматической системой.

1.3.В чём заключается суть реактора-БН?

Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов.

Реактор на быстрых нейтронах позволяет превращать отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый цикл использования ядерного топлива. И это позволяет вместо доступных ныне 3%, использовать около 30% потенциала ядерного топлива, что обеспечит перспективу ядерной энергетике на тысячелетия.

В активной зоне реактора не должно быть эффективных замедлителей нейтронов, в первую очередь, принципиально недопустимы вещества с легкими ядрами вроде водорода. Поэтому вода и углеводороды не могут использоваться в системе охлаждения реактора. Это требование вынуждает использовать в качестве теплоносителя легкоплавкие металлы, например, ртуть, натрий, свинец. От ртути быстро отказались из-за высокой коррозионной активности. Сегодня получили развитие реакторы с натриевым, свинцово-висмутовым и свинцовым теплоносителями.

Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах, необходима относительно высокая удельная плотность делящегося вещества в активной зоне по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Это вынуждает применять особые конструктивные решения, например отражатели нейтронов и высокоплотное топливо, увеличивающие стоимость строительства и эксплуатации. Радиационные нагрузки на конструкционные материалы также значительно выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах.

По сравнению с распространенным реактором на тепловых нейтронах, реакторы на быстрых нейтронах обладают рядом достоинств с точки зрения безопасности: в реакторе нет высокого давления, в них практически нет риска потери теплоносителя по причине выкипания, нет риска пароциркониевой реакции, ставшей одной из причин взрывов на Фукусимской АЭС. С другой стороны, популярный теплоноситель натрий бурно реагирует с водой и горит на воздухе, что усложняет любую аварию с утечкой теплоносителя. Именно поэтому после 3-х летней эксплуатации единственной подлодки с натриевым теплоносителем USS Seawolf (SSN-575) были сделаны отрицательные выводы о применимости такого типа реакторов в подводном флоте. На самой подлодке реактор был заменен на водо-водяной, и конструкция с натриевым теплоносителем больше не применялась в ВМС США, а ВМФ СССР не применялась вообще.

В сентябре 2016 года российские атомщики успешно протестировали на полной мощности новый и мощнейший в мире энергоблок с реактором на быстрых нейтронах — БН-800 Белоярской АЭС. Вместе с запущенным годом ранее производством МОКС-топлива Россия стала лидером в переходе на замкнутый цикл использования ядерного топлива, который позволит человечеству получить практически неисчерпаемый энергоресурс за счет вторичной переработки ядерных отходов, поскольку в обычных АЭС используется только 3 % энергетического потенциала ядерного топлива.

Ртуть первоначально казалась перспективным теплоносителем. Это тяжелый металл, поэтому плохо замедляет нейтроны. Спектр такого реактора очень быстрый, и коэффициент воспроизводства велик. Ртуть — жидкость при комнатной температуре, что упрощает конструкцию (не нужен подогрев жидкометаллического контура для пуска), кроме того, планировалось направлять пары ртути непосредственно в турбину, что гарантировало очень высокий КПД при относительно низкой температуре. Для отработки ртутного теплоносителя был построен реактор БР-2 тепловой мощностью 100 кВт. Однако реактор проработал меньше года. Главным недостатком ртути являлась её высокая коррозийная активность.

Первые научно-исследовательские и промышленные реакторы на быстрых нейтронах были сконструированы и успешно запущены в эксплуатацию в Советском Союзе, а в данный момент России принадлежит технологический приоритет в их разработке и эксплуатации, что открывает практически неограниченные возможности для использования энергетического потенциала ядерного топлива, в том числе отходов АЭС и оружейного плутония.

1.4. Экспериментальные реакторы БН-1500

Интерес к этому направлению проявляют азиатские страны (Индия, Япония, Китай, Южная Корея). В Индии ведётся строительство демонстрационного быстрого натриевого реактора PFBR-1500 мощностью 1500 МВт (эл.), пуск которого был намечен на 2014 год, но на 1 июля 2017 реактор так и не был запущен. На следующем этапе Индия планирует построить малую серию из четырёх быстрых реакторов той же мощности.

После диалога с моими знакомыми с Белоярской АЭС, мы сделали вывод, что реактор БН-1500 возможен, но в качестве теплоносителя следовало бы использовать не натрий. Калий, несмотря на то, что наиболее активный металл, так как именно с помощью этого теплоносителя возможно увеличение количества генерируемых нейтронов и обеспечивает возможность наработки большего количества топлива, чем его было изначально. Конечно, новое топливо берется не из воздуха, а нарабатывается из «бесполезного» U-238 и тория.

Глава II. Экспериментальная часть

2.1. Технология изготовления модели реактора

Для того, чтобы наглядно показать схему работы атомного реактора типа БН (см. Приложение 1), нужно сконструировать его уменьшенную модель.

Оборудование: картонные коробы, фольгированный скотч, термоклей, пластиковая тара, пластиковые стержни от шариковых ручек, бумага и фломастеры для обозначения опасности и названия реактора.

Ход работы:

- При помощи коробов я создам фундамент для реактора, предварительно обрезав лишние углы.

- Обклею каждую часть фольгированным скотчем.

- Приступлю к работе над реакторным котлом: начну заготавливать основу.

- Специальными ножницами вырежу место для котла.

- Сверну картонную вырезку для имитации вентиляционной трубы.

- При помощи картонных вырезок и пластиковой тары заполню внутренности реактора.

- В котёл положу алюминиевые шарики для имитации объекта, который будет ускорять нейтроны.

- Объединив все части соберу модель реактора.

Конечный результат (см. Приложение 2).

2.2.Перспективы проекта

Из-за высокой актуальности проекта на данный момент следует просмотреть все перспективы создания атомного реактора. Для начала нужно подсчитать затраты, которые будут задействованы для покупки необходимых материалов.

Также нужно учитывать оборудование для АЭС.

Полученная стоимость - 4.063.000.000 рублей. Все эти деньги компенсирует государство, у которого мы получим разрешение на строительство. «РОСАТОМ» является спонсором и совладельцем будущего государственного предприятия.

АЭС можно будет располагать на левом берегу р.Камы, площадь предприятия-около 10 км2.

Внутренняя отделка помещений. Схема отделки БЩУ.

Схема реакторного помещения

Заключение

В ходе данной исследовательской работы, я изучил принцип работы реактора, историю создания, а также провел опыт по построению ядерного реактора на разных типах топлива.

АЭС очень полезны для человечества. Благодаря особенностям ядерных реакций затраты топлива очень и очень невелики. Это основное преимущество атомной энергетики. Второе преимущество – это экологическая чистота. Выбросы от АЭС, хотя в это и трудно поверить, практически безвредны в отличие от ТЭС.

Например, электростанции, работающие на угле, выбрасывают в атмосферу гораздо больше радионуклидов, чем АЭС, не говоря уже о выбросах углекислого газа и прочих канцерогенов. Кроме того, ТЭС опасны тем, что способствуют образованию очень вредных кислотных дождей из-за своих выбросов, содержащих серу и образующих в атмосфере серную кислоту.

Два основных недостатка атомных электростанций – это сложность утилизации радиоактивных отходов и опасность аварий. Множество различных исследований ведется во многих странах в сторону решения этих проблем. Современные АЭС очень надежны, а отходы в наше время утилизируют максимально эффективно.

Однако проблемы атомной энергетики существуют и не могут касаться только одного государства или группы людей. Это дело всего человечества и решать его надо сообща. Стоит вспомнить только аварию на японской АЭС во время цунами. Потому что то самое завтра, когда мы окажемся без нефти и газа, может наступить уже в прямом смысле слова завтра и подготовиться к нему надо сегодня, прямо сейчас.

Список использованной литературы

1. Александров, А. П. Атомная энергетика и научно-технический прогресс / А.П. Александров. - М.: Наука, 2018. - 272 c.

2. Атомная энергетика - что дальше? - М.: Знание, 2017. - 48 c.

3. Атомной энергетике XX лет. - М.: Атомиздат, 2017. - 216 c.

4. Борн, М. Атомная физика / М. Борн. - М.: [не указано], 2017. - 0 c.

5. Буянов, А. Атомная энергия / А. Буянов. - М.: Московский рабочий, 2017. - 160 c.

6. Вайнштейн, Л.А. Атомная спектроскопия (спектры атомов и ионов) / Л.А. Вайнштейн. - М.: [не указано], 2016. - 0 c.

7. Гинзбург, В.Л. Атомное ядро и его энергия / В.Л. Гинзбург. - М.: ГИТТЛ, 2018. - 64 c.

8. Добрецов, Л.Н. Атомная физика / Л.Н. Добрецов. - М.: Физматгиз, 2019. - 348 c.

9. Елкин Атомные уходят по тревоге / Елкин, Анатолий. - М.: Воениздат, 2019. - 271 c.

10. Ибрагимов, М. Х. Атомная энергетика. Физические основы. Учебное пособие / М.Х. Ибрагимов. - Москва: ИЛ, 2019. - 128 c.

11. Ирвинг Атомная бомба / Ирвинг, Дэвид. - М.: Яуза, 2018. - 432 c.

12. Лешковцев, В.А. Атомная энергия / В.А. Лешковцев. - М.: ГИТТЛ; Издание 2-е, 2018. - 64 c.

13. Матвеев, А.Н. Атомная физика / А.Н. Матвеев. - М.: [не указано], 2015. - 0 c.

14. Меррей, Р. Атомная энергетика / Р. Меррей. - М.: Энергия, 2019. - 280 c.

15. Милантьев, В.П. Атомная физика / В.П. Милантьев. - М.: [не указано], 2018. - 0 c.

Приложение 1

                                                                                                     Приложение 2