快中子核反应堆。发明和生产的历史

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世界上第一座核电站 (NPP) 建于莫斯科附近的奥布宁斯克市，于 1954 年 5 月通电。它的功率非常适中 - XNUMX MW。然而，它扮演着实验设施的角色，在未来大型核电站的运行中积累了经验。首次证明了基于铀核裂变而不是通过燃烧化石燃料而不是通过液压能来产生电能的可能性。

快中子核反应堆
奥布宁斯克快中子反应堆

核电站使用重元素的原子核——铀和钚。在核裂变过程中，能量被释放——它在核电站中“起作用”。但是你只能使用具有一定质量的原子核——同位素原子核。同位素的原子核含有相同数量的质子和不同数量的中子，这就是为什么同一元素的不同同位素的原子核具有不同的质量。例如，铀有 15 种同位素，但只有铀 235 参与核反应。

裂变反应如下进行。铀核自发分解成几个碎片；其中有高能粒子——中子。平均而言，每 10 次衰变就有 25 个中子。它们撞击相邻原子的原子核并使其破裂，释放出中子和大量热量。一克铀的裂变释放的热量与燃烧三吨煤的热量一样多。

反应堆中放置核燃料的空间称为堆芯。在这里，铀的原子核发生裂变并释放出热能。为了保护操作人员免受伴随链式反应的有害辐射，反应堆的壁做得足够厚。核链式反应的速度由控制棒控制，控制棒由吸收中子的物质（最常见的是硼或镉）制成。棒越深入核心，它们吸收的中子越多，参与反应的中子越少，释放的热量就越少。相反，当控制棒从核心中取出时，参与反应的中子数量增加，铀原子裂变数量增加，释放隐藏在其中的热能。

在堆芯过热的情况下，将提供核反应堆的紧急关闭。应急棒迅速落入堆芯，强烈吸收中子，连锁反应减慢或停止。

使用液体或气体冷却剂从核反应堆中带走热量，冷却剂通过泵泵送通过堆芯。热载体可以是水、金属钠或气态物质。它从核燃料中获取热量并将其传递到热交换器。这种带有冷却剂的封闭系统称为主回路。在热交换器中，一回路的热量将二回路的水加热到沸腾。产生的蒸汽被送到涡轮机或用于加热工业和住宅建筑。

快中子核反应堆
BN-350快中子反应堆示意图

在切尔诺贝利核电站灾难发生之前，苏联科学家自信地表示，未来几年将有两种主要类型的反应堆在核电工业中得到广泛应用。其中一个VVER是水冷动力反应堆，另一个RBMK是大功率反应堆通道。这两种类型都与慢（热）中子反应堆有关。

在压水反应堆中，活动区被封闭在一个巨大的、直径 4 米、高 15 米的钢筒外壳中，外壳带有厚壁和巨大的盖子。箱内压力达到160个大气压。在反应区带走热量的热载体是水，水由泵泵送。同样的水也可用作中子慢化剂。在蒸汽发生器中，它加热二次水并将其转化为蒸汽。蒸汽进入涡轮机并使其旋转。第一和第二回路都是闭合的。

每六个月用新鲜的核燃料更换一次烧坏的核燃料，为此必须停止反应堆并进行冷却。在俄罗斯，新沃罗涅日、科拉和其他核电站都按照这一计划运行。

在 RBMK 中，石墨充当慢化剂，水是冷却剂。用于涡轮机的蒸汽直接在反应堆中产生，并在用于涡轮机后返回那里。反应堆中的燃料可以逐渐更换，无需停止或润湿。

世界上第一座奥布宁斯克核电站就属于这种类型。列宁格勒、切尔诺贝利、库尔斯克、斯摩棱斯克的大功率电站都是按照相同的方案建造的。

核电站的严重问题之一是核废料的处理。例如，在法国，这是由一家大公司 Cogema 完成的。含有铀和钚的燃料，在特殊的运输容器中 - 密封和冷却 - 被非常小心地送往加工和废物 - 用于玻璃化和掩埋。

I. Lagovsky 在《科学与生活》杂志上写道：“我们非常小心地向我们展示了处理从核电站带来的燃料的各个阶段。卸载机，一个卸载室。你可以透过窗户看到它。厚度窗户玻璃的高度为 1 米 20 厘米“窗户上的机械手。周围令人难以想象的清洁度。白色工作服。柔和的灯光，人造棕榈树和玫瑰。在该区域工作后放松的真正植物的温室。带控制的橱柜国际原子能机构的设备 - 国际原子能机构。操作员的房间 - 两个带显示器的半圆“， - 从这里他们控制卸载，切割，溶解，玻璃化。所有操作，容器的所有运动都依次反映在显示器上操作员。使用高活性材料的工作大厅本身就在很远的地方，在街道的另一边。

玻璃化废物体积小。它们被封闭在钢制容器中并储存在通风的竖井中，直到它们被带到最终的埋葬地点......

容器本身就是一件工程艺术作品，其目的是建造一些不能被破坏的东西。满载集装箱的铁路站台脱轨，被迎面而来的火车全速撞击，还安排了其他运输过程中想象不到的意外——集装箱经受住了一切。

1986 年切尔诺贝利灾难后，科学家们开始怀疑核电站的安全性，尤其是 RBMK 型反应堆。 VVER 型在这方面更加繁荣：1979 年在美国三哩岛站发生的事故，反应堆堆芯部分熔化，放射性没有超出容器。日本核电站的长期无故障运行对 VVER 有利。

然而，还有一个方向，据科学家称，它能够为下一个千年为人类提供温暖和光明。这是指快中子反应堆或增殖反应堆。他们使用铀 238，但不是用作能源，而是用作燃料。这种同位素能很好地吸收快中子并转化为另一种元素——钚 239。快中子反应堆非常紧凑：它们不需要任何慢化剂或吸收剂——它们的作用由铀 238 发挥。它们被称为增殖反应器或增殖器（来自英文单词“breed”-multiply）。核燃料的再生产使得铀的充分利用成为可能，因此快中子反应堆被认为是核能的有前途的领域之一。

在这种类型的反应堆中，除了热量之外，还生产二次核燃料，可以在未来使用。在这里，第一回路和第二回路都没有高压。冷却剂是液态钠。它在主回路中循环，加热自身并将热量传递给第二回路中的钠，而钠又将蒸汽-水回路中的水加热，将其转化为蒸汽。热交换器与反应器隔离。

其中一个很有前途的车站 - 它被命名为文殊 - 建在日本海沿岸的白木地区，位于首都以西四百公里的度假区。

“对日本来说，”关西核工业部部长 K. Takenouchi 说，“使用增殖反应堆意味着能够通过重复使用钚来减少对进口天然铀的依赖。因此，我们希望开发和改进“快堆”，达到一个技术水平是可以理解的，在效率和安全方面能够与现代核电站竞争。

增殖反应堆的发展应该是近期的主要发电项目。”

文殊反应堆的建设已经是日本发展快中子反应堆的第二阶段。首先是 50-100 MW 的 Joyo（日语为“永恒之光”）实验反应堆的设计和建造，该反应堆于 1978 年开始运行。它研究了燃料、新结构材料、组件的行为。

文殊项目始于 1968 年。 1985年2月，他们开始建站——挖一个基坑。在场地开发过程中，向海中倾倒了300万714万立方米的岩石。反应堆的热功率为 19 兆瓦。燃料是钚和铀氧化物的混合物。活动区有 198 根控制棒，169 个燃料块，每个燃料块有 6,5 根直径为 172 毫米的燃料棒（燃料元件 - TVEL）。它们被径向燃料生产单元（316 个单元）和中子屏蔽单元（XNUMX 个单元）包围。

整个反应堆像套娃一样组装起来，只是再也无法拆卸了。巨大的反应堆容器由不锈钢制成（直径 - 7,1 米，高度 - 17,8 米），放置在保护外壳中，以防发生事故时钠泄漏。

“反应堆室的钢结构，”A. Lagovsky 在《科学与生活》杂志上报道，“外壳和墙块填充有混凝土作为保护。主要的钠冷却系统和反应堆容器都被一个带加强筋的应急外壳 - 其内径为 49,5，高 79,4 米，高 13,5 米。该散装体的椭圆形底部位于 1 米高的实心混凝土垫上。外壳被一米半的环形间隙包围，并且然后是一层厚厚的钢筋混凝土（1,8-0,5米）。外壳的圆顶也由一层XNUMX米厚的钢筋混凝土保护。

在抗震外壳之后，又布置了一座100×115米的辅助防护楼，满足抗震施工的要求。为什么不是石棺？

二级钠冷却系统、蒸汽-水系统、燃料装卸装置和乏燃料储存罐位于辅助反应堆容器中。在不同的房间里有涡轮发电机和备用柴油发电机。

应急外壳的强度设计用于 0,5 个大气压的超压和 0,05 个大气压的真空。如果液态钠溢出，当氧气在环形间隙中燃烧殆尽时，就会形成真空。所有可能与钠泄漏物接触的混凝土表面都完全衬有钢板，其厚度足以承受热应力。这就是他们在根本不会发生的情况下保护自己的方式，因为应该为管道和核装置的所有其他部分提供保证。

作者：Musskiy S.A.

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