Als den deutschen Chemikern Otto Hahn und Fritz Strassmann 1938 erstmals die Spaltung eines Urankerns durch Neutronenbestrahlung gelang, hatten sie es nicht eilig, die Öffentlichkeit über das Ausmaß ihrer Entdeckung zu informieren. Diese Experimente legten den Grundstein für die Nutzung der Atomenergie sowohl für friedliche als auch für militärische Zwecke.

Ein Nebenprodukt der Atombombe

Otto Hahn, der vor seinem Tod im Jahr 1938 mit der österreichischen Physikerin Lise Meitner zusammenarbeitete, war sich bewusst, dass die Spaltung des Urankerns – eine unaufhaltsame Kettenreaktion – eine Atombombe bedeutete. Die Vereinigten Staaten, die Deutschland bei der Entwicklung von Atomwaffen einen Schritt voraus sein wollten, starteten das Manhattan-Projekt, ein Unternehmen von beispiellosem Ausmaß. In der Wüste Nevadas sind drei Städte entstanden. 40.000 Menschen arbeiteten hier unter strenger Geheimhaltung unter der Führung von Robsrg Oppenheimer, dem „Vater“. Atombombe„In Rekordzeit entstanden rund 40 Forschungseinrichtungen, Labore und Fabriken. Zur Gewinnung von Plutonium wurde der erste Kernreaktor unter der Tribüne des Footballstadions der University of Chicago errichtet. Hier wurde 1942 unter der Führung von Enrico Fermi die erste kontrollierte, sich selbst erhaltende Kettenreaktion gestartet. Für die entstehende Wärme konnte bisher keine sinnvolle Nutzung gefunden werden.

Elektrische Energie aus einer Kernreaktion

1954 wurde in der UdSSR das erste Kernkraftwerk der Welt in Betrieb genommen. Es befand sich in Obninsk, etwa 100 km von Moskau entfernt, und hatte eine Leistung von 5 MW. 1956 nahm der erste große Kernreaktor in der englischen Stadt Calder Hall seinen Betrieb auf. Dieses Kernkraftwerk verfügte über eine Gaskühlung, die eine relative Betriebssicherheit gewährleistete. Aber auf dem Weltmarkt haben sich druckwassergekühlte wassergekühlte Kernreaktoren, die 1957 in den USA entwickelt wurden, weiter verbreitet. Solche Stationen können mit relativ geringen Kosten gebaut werden, ihre Zuverlässigkeit lässt jedoch zu wünschen übrig. Im ukrainischen Kernkraftwerk Tschernobyl kam es durch das Schmelzen des Reaktorkerns zu einer Explosion mit Freisetzung von radioaktive Substanzen V Umfeld. Die Katastrophe, die zum Tod und zur schweren Erkrankung Tausender Menschen führte, löste vor allem in Europa zahlreiche Proteste gegen die Nutzung der Atomenergie aus.

• 1896: Henri Bequerel entdeckt die radioaktiven Emissionen von Uran.
• 1919 löste Ernest Rutherford als Erster künstlich eine Kernreaktion aus, indem er Stickstoffatome mit Alphateilchen beschoss, die sich in Sauerstoff verwandelten.
• 1932: James Chadwick feuerte Alphateilchen auf Berylliumatome und entdeckte Neutronen.
• 19.38 Uhr: Otto Hahn gelingt erstmals im Labor eine Kettenreaktion, bei der er mit Neutronen einen Urankern spaltet.

Was ist ein Kernreaktor?

Kernreaktor, früher als „Atomkessel“ bekannt, ist ein Gerät zur Auslösung und Kontrolle einer anhaltenden nuklearen Kettenreaktion. Kernreaktoren werden in Kernkraftwerken zur Stromerzeugung und zum Schiffsantrieb eingesetzt. Die Wärme der Kernspaltung wird auf ein Arbeitsmedium (Wasser oder Gas) übertragen, das durch Dampfturbinen strömt. Wasser oder Gas setzen die Rotorblätter des Schiffes in Bewegung oder bringen elektrische Generatoren zum Drehen. Bei einer Kernreaktion entstehender Dampf kann grundsätzlich für die thermische Industrie oder für die Fernwärme genutzt werden. Einige Reaktoren werden zur Herstellung von Isotopen für medizinische und industrielle Zwecke oder zur Herstellung von waffenfähigem Plutonium verwendet. Einige davon dienen nur Forschungszwecken. Heute gibt es rund 450 Kernreaktoren zur Stromerzeugung in etwa 30 Ländern auf der ganzen Welt.

Funktionsprinzip eines Kernreaktors

So wie konventionelle Kraftwerke Strom erzeugen, indem sie die bei der Verbrennung fossiler Brennstoffe freigesetzte Wärmeenergie nutzen, wandeln Kernreaktoren die durch die kontrollierte Kernspaltung freigesetzte Energie in Wärmeenergie zur weiteren Umwandlung in mechanische oder elektrische Formen um.

Der Prozess der Kernspaltung

Wenn eine erhebliche Menge an Verfall vorliegt Atomkerne(wie Uran-235 oder Plutonium-239) ein Neutron absorbieren, kann es zum Kernzerfall kommen. Ein schwerer Kern zerfällt in zwei oder mehr leichte Kerne (Spaltprodukte) und setzt dabei kinetische Energie, Gammastrahlung und freie Neutronen frei. Einige dieser Neutronen können anschließend von anderen spaltbaren Atomen absorbiert werden und eine weitere Spaltung verursachen, wodurch noch mehr Neutronen freigesetzt werden, und so weiter. Dieser Vorgang wird als nukleare Kettenreaktion bezeichnet.

Um eine solche nukleare Kettenreaktion zu kontrollieren, können Neutronenabsorber und -moderatoren den Anteil der Neutronen verändern, die mehr Kerne spalten. Kernreaktoren werden manuell oder automatisch gesteuert, um die Zerfallsreaktion stoppen zu können, wenn gefährliche Situationen erkannt werden.

Häufig verwendete Neutronenflussregulatoren sind gewöhnliches („leichtes“) Wasser (74,8 % der Reaktoren weltweit), fester Graphit (20 % der Reaktoren) und „schweres“ Wasser (5 % der Reaktoren). In einigen experimentellen Reaktortypen wird vorgeschlagen, Beryllium und Kohlenwasserstoffe zu verwenden.

Wärmefreisetzung in einem Kernreaktor

Der Arbeitsbereich des Reaktors erzeugt auf verschiedene Weise Wärme:

• Die kinetische Energie der Spaltprodukte wird in thermische Energie umgewandelt, wenn die Kerne mit benachbarten Atomen kollidieren.
• Der Reaktor absorbiert einen Teil der bei der Spaltung entstehenden Gammastrahlung und wandelt deren Energie in Wärme um.
• Wärme entsteht durch den radioaktiven Zerfall von Spaltprodukten und den bei der Absorption von Neutronen freigelegten Materialien. Diese Wärmequelle bleibt auch nach der Abschaltung des Reaktors noch einige Zeit unverändert.

Bei Kernreaktionen setzt ein Kilogramm Uran-235 (U-235) etwa drei Millionen Mal mehr Energie frei als ein Kilogramm konventionell verbrannte Kohle (7,2 × 1013 Joule pro Kilogramm Uran-235 im Vergleich zu 2,4 × 107 Joule pro Kilogramm Kohle). ,

Kühlsystem für Kernreaktoren

Das Kühlmittel eines Kernreaktors – normalerweise Wasser, manchmal aber auch Gas, flüssiges Metall (z. B. flüssiges Natrium) oder geschmolzenes Salz – zirkuliert um den Reaktorkern, um die erzeugte Wärme zu absorbieren. Die Wärme wird dem Reaktor entzogen und anschließend zur Dampferzeugung genutzt. Die meisten Reaktoren verwenden ein Kühlsystem, das physisch vom Wasser isoliert ist, das siedet und den für Turbinen verwendeten Dampf erzeugt, wie ein Druckwasserreaktor. Allerdings kocht das Wasser für die Dampfturbinen in manchen Reaktoren direkt im Reaktorkern; zum Beispiel in einem Druckwasserreaktor.

Überwachung des Neutronenflusses im Reaktor

Die Leistungsabgabe des Reaktors wird durch die Steuerung der Anzahl der Neutronen reguliert, die mehr Spaltungen verursachen können.

Zur Absorption von Neutronen werden Steuerstäbe verwendet, die aus „Neutronengift“ bestehen. Je mehr Neutronen vom Steuerstab absorbiert werden, desto weniger Neutronen können eine weitere Spaltung verursachen. Wenn man also die Absorptionsstäbe tief in den Reaktor eintaucht, verringert sich dessen Ausgangsleistung, und umgekehrt erhöht sich die Ausgangsleistung durch Entfernen des Steuerstabs.

Auf der ersten Kontrollebene aller Kernreaktoren ist der Prozess der verzögerten Neutronenemission aus einer Reihe neutronenangereicherter Spaltisotope ein wichtiger physikalischer Prozess. Diese verzögerten Neutronen machen etwa 0,65 % der Gesamtzahl der durch die Spaltung erzeugten Neutronen aus, während der Rest („schnelle Neutronen“ genannt) unmittelbar während der Spaltung erzeugt wird. Die Spaltprodukte, die verzögerte Neutronen bilden, haben Halbwertszeiten im Bereich von Millisekunden bis zu mehreren Minuten. Daher dauert es sehr lange, genau zu bestimmen, wann der Reaktor den kritischen Punkt erreicht. Das Halten des Reaktors im Kettenreaktivitätsmodus, bei dem verzögerte Neutronen benötigt werden, um eine kritische Masse zu erreichen, wird mithilfe mechanischer Geräte oder menschlicher Steuerung erreicht, um die Kettenreaktion in „Echtzeit“ zu steuern. Andernfalls ist die Zeit zwischen dem Erreichen des kritischen Zustands und dem Schmelzen des Kernreaktors infolge des exponentiellen Spannungsanstiegs während einer normalen nuklearen Kettenreaktion zu kurz, um eingreifen zu können. Dieses letzte Stadium, in dem verzögerte Neutronen nicht mehr zur Aufrechterhaltung der Kritikalität erforderlich sind, wird als sofortige Neutronenkritikalität bezeichnet. Es gibt eine Skala zur Beschreibung der Kritikalität in numerischer Form, in der die anfängliche Kritikalität mit „null Dollar“, die schnelle Kritikalität mit „ein Dollar“ bezeichnet wird und weitere Punkte im Prozess in „Cent“ interpoliert werden.

In einigen Reaktoren fungiert das Kühlmittel auch als Neutronenmoderator. Der Moderator erhöht die Leistung des Reaktors, indem er bewirkt, dass die bei der Spaltung freigesetzten schnellen Neutronen Energie verlieren und zu thermischen Neutronen werden. Es ist wahrscheinlicher, dass thermische Neutronen eine Spaltung verursachen als schnelle Neutronen. Wenn das Kühlmittel auch ein Neutronenmoderator ist, können Temperaturänderungen die Dichte des Kühlmittels/Moderators und damit die Änderung der Reaktorleistung beeinflussen. Je höher die Temperatur des Kühlmittels ist, desto geringer ist seine Dichte und desto weniger wirksam ist der Retarder.

Bei anderen Reaktortypen wirkt das Kühlmittel als „Neutronengift“ und absorbiert Neutronen auf die gleiche Weise wie Steuerstäbe. Bei diesen Reaktoren kann die Leistungsabgabe dadurch gesteigert werden, dass das Kühlmittel erwärmt und dadurch weniger dicht wird. Kernreaktoren verfügen typischerweise über automatische und manuelle Systeme zum Abschalten des Reaktors im Notfall. Diese Systeme geben große Mengen „Neutronengift“ (häufig Bor in Form von Borsäure) in den Reaktor, um den Spaltungsprozess zu stoppen, wenn gefährliche Zustände festgestellt oder vermutet werden.

Die meisten Reaktortypen reagieren empfindlich auf einen Prozess, der als „Xenongrube“ oder „Jodgrube“ bekannt ist. Das weit verbreitete Zerfallsprodukt Xenon-135, das bei der Spaltungsreaktion entsteht, spielt die Rolle eines Neutronenabsorbers, der dazu neigt, den Reaktor abzuschalten. Die Anreicherung von Xenon-135 kann durch die Aufrechterhaltung einer ausreichend hohen Leistungsstufe kontrolliert werden, um es zu zerstören, indem Neutronen genauso schnell absorbiert werden, wie es erzeugt wird. Durch die Spaltung entsteht auch Jod-135, das wiederum (mit einer Halbwertszeit von 6,57 Stunden) zu Xenon-135 zerfällt. Wenn der Reaktor abgeschaltet wird, zerfällt Jod-135 weiter zu Xenon-135, was den Neustart des Reaktors innerhalb von ein oder zwei Tagen schwieriger macht, da Xenon-135 zu Cäsium-135 zerfällt, das kein Neutronenabsorber wie Xenon ist -135, 135, mit einer Halbwertszeit von 9,2 Stunden. Dieser vorübergehende Zustand ist ein „Jodloch“. Wenn der Reaktor über genügend zusätzliche Leistung verfügt, kann er erneut gestartet werden. Je mehr Xenon-135 in Xenon-136 umgewandelt wird, desto weniger Neutronenabsorber ist, und innerhalb weniger Stunden durchläuft der Reaktor eine sogenannte „Xenon-Abbrandphase“. Zusätzlich müssen Steuerstäbe in den Reaktor eingeführt werden, um die Absorption von Neutronen auszugleichen und das verlorene Xenon-135 zu ersetzen. Die Nichtbefolgung eines solchen Verfahrens war eine der Hauptursachen für den Unfall von Tschernobyl.

Reaktoren, die in Kernkraftwerken an Bord von Schiffen (insbesondere Atom-U-Booten) eingesetzt werden, können oft nicht wie landgestützte Leistungsreaktoren kontinuierlich zur Stromerzeugung betrieben werden. Darüber hinaus müssen solche Kraftwerke über eine lange Betriebsdauer ohne Brennstoffwechsel verfügen. Aus diesem Grund verwenden viele Konstruktionen hochangereichertes Uran, enthalten jedoch einen brennbaren Neutronenabsorber in den Brennstäben. Dadurch ist es möglich, einen Reaktor mit einem Überschuss an spaltbarem Material zu konstruieren, der zu Beginn des Abbrands des Reaktorbrennstoffkreislaufs aufgrund der Anwesenheit von neutronenabsorbierendem Material, das anschließend durch herkömmliches langlebiges Material ersetzt wird, relativ sicher ist Neutronenabsorber (haltbarer als Xenon-135), die sich im Laufe der Lebensdauer des Kraftstoffs allmählich ansammeln.

Wie wird Strom erzeugt?

Die bei der Spaltung erzeugte Energie erzeugt Wärme, die teilweise in nutzbare Energie umgewandelt werden kann. Eine übliche Methode zur Nutzung dieser Wärmeenergie besteht darin, damit Wasser zu kochen und unter Druck Dampf zu erzeugen, der wiederum eine Dampfturbine antreibt, die einen Generator antreibt und Strom erzeugt.

Die Geschichte der ersten Reaktoren

Neutronen wurden 1932 entdeckt. Das durch Kernreaktionen infolge der Einwirkung von Neutronen ausgelöste Kettenreaktionsschema wurde erstmals 1933 vom ungarischen Wissenschaftler Leo Sillard umgesetzt. Während seines nächsten Arbeitsjahres bei der Admiralität in London meldete er ein Patent für seine einfache Reaktoridee an. Szilards Idee beinhaltete jedoch nicht die Theorie der Kernspaltung als Neutronenquelle, da dieser Prozess noch nicht entdeckt worden war. Szilards Ideen für Kernreaktoren, die neutronenvermittelte Kernkettenreaktionen in leichten Elementen nutzen, erwiesen sich als undurchführbar.

Den Anstoß für die Entwicklung eines neuen Reaktortyps mit Uran gab die Entdeckung von Lise Meitner, Fritz Strassmann und Otto Hahn im Jahr 1938, die Uran mit Neutronen „beschossen“ (unter Verwendung der Alpha-Zerfallsreaktion von Beryllium, einer „Neutronenkanone“), um Uran zu produzieren Barium, von dem sie glaubten, dass es durch den Zerfall von Urankernen entstanden sei. Nachfolgende Forschungen Anfang 1939 (Szilard und Fermi) zeigten, dass einige Neutronen auch durch Atomspaltung erzeugt wurden, was die nukleare Kettenreaktion ermöglichte, die Szilard sechs Jahre zuvor vorgestellt hatte.

Am 2. August 1939 unterzeichnete Albert Einstein einen Brief von Szilard an Präsident Franklin D. Roosevelt, in dem er erklärte, dass die Entdeckung der Uranspaltung zur Entwicklung „extrem leistungsfähiger Bomben eines neuen Typs“ führen könnte. Dies gab der Erforschung von Reaktoren und dem radioaktiven Zerfall Impulse. Szilard und Einstein kannten sich gut und hatten viele Jahre zusammengearbeitet, aber Einstein hatte nie über diese Möglichkeit der Kernenergie nachgedacht, bis Szilard ihn zu Beginn seiner Suche darüber informierte, einen Brief an Einstein-Szilard zu schreiben, um die US-Regierung zu warnen.

Kurz darauf, im Jahr 1939, griff Hitler-Deutschland Polen an und löste damit den Zweiten Weltkrieg in Europa aus. Die USA befanden sich noch nicht offiziell im Krieg, aber im Oktober, als der Einstein-Szilard-Brief zugestellt wurde, bemerkte Roosevelt, dass der Zweck der Studie darin bestehe, sicherzustellen, dass „die Nazis uns nicht in die Luft sprengen“. Das US-Atomprojekt begann, wenn auch mit einiger Verzögerung, weil die Skepsis (insbesondere seitens Fermi) bestehen blieb und weil die Zahl der Regierungsbeamten, die das Projekt ursprünglich beaufsichtigten, gering war.

IN nächstes Jahr Aus Großbritannien erhielt die US-Regierung das Frisch-Peierls-Memorandum, in dem es heißt, dass die zur Durchführung einer Kettenreaktion erforderliche Uranmenge viel geringer sei als bisher angenommen. Das Memorandum wurde unter Beteiligung des Maud-Komitees erstellt, das am Atombombenprojekt in Großbritannien arbeitete, das später unter dem Codenamen „Tube Alloys“ bekannt wurde und später in das Manhattan-Projekt einbezogen wurde.

Schließlich wurde der erste künstliche Kernreaktor namens Chicago Woodpile 1 Ende 1942 an der Universität von Chicago von einem Team unter der Leitung von Enrico Fermi gebaut. Zu diesem Zeitpunkt war das US-Atomprogramm durch den Beitritt des Landes bereits beschleunigt worden in den Krieg. Der Chicago Woodpile erreichte seinen kritischen Punkt am 2. Dezember 1942 um 15:25 Uhr. Der Reaktorrahmen bestand aus Holz und hielt einen Stapel Graphitblöcke (daher der Name) mit ineinander geschachtelten „Briketts“ oder „Pseudokugeln“ aus natürlichem Uranoxid zusammen.

Ab 1943, kurz nach der Errichtung des Chicago Woodpile, entwickelte das US-Militär eine Reihe von Kernreaktoren für das Manhattan-Projekt. Der Hauptzweck der größten Reaktoren (befindet sich im Hanford-Komplex im US-Bundesstaat Washington) bestand in der Massenproduktion von Plutonium für Atomwaffen. Fermi und Szilard reichten am 19. Dezember 1944 einen Patentantrag für die Reaktoren ein. Die Erteilung verzögerte sich aufgrund der Geheimhaltung während des Krieges um zehn Jahre.

„World’s First“ lautet die Inschrift auf dem Gelände des EBR-I-Reaktors, der heute ein Museum in der Nähe von Arco, Idaho, ist. Ursprünglich hieß dieser Reaktor Chicago Woodpile 4 und wurde unter der Leitung von Walter Sinn für das Aregon National Laboratory gebaut. Dieser experimentelle schnelle Brutreaktor wurde von der US Atomic Energy Commission betrieben. Der Reaktor erzeugte bei Tests am 20. Dezember 1951 eine Leistung von 0,8 kW und am nächsten Tag eine Leistung von 100 kW (elektrisch) bei einer Auslegungskapazität von 200 kW (elektrische Leistung).

Neben der militärischen Nutzung von Kernreaktoren gab es auch politische Gründe, die Erforschung der Atomenergie zu friedlichen Zwecken fortzusetzen. US-Präsident Dwight Eisenhower hielt am 8. Dezember 1953 vor der UN-Generalversammlung seine berühmte Rede „Atome für den Frieden“. Dieser diplomatische Schritt führte zur Verbreitung der Reaktortechnologie sowohl in den USA als auch auf der ganzen Welt.

Das erste für zivile Zwecke gebaute Kernkraftwerk war das Kernkraftwerk AM-1 in Obninsk, das am 27. Juni 1954 in der Sowjetunion in Betrieb genommen wurde. Es erzeugte etwa 5 MW elektrische Energie.

Nach dem Zweiten Weltkrieg suchte das US-Militär nach anderen Anwendungen für die Kernreaktortechnologie. Untersuchungen des Heeres und der Luftwaffe wurden nicht durchgeführt; Der US-Marine gelang jedoch ein Erfolg, indem sie am 17. Januar 1955 das Atom-U-Boot USS Nautilus (SSN-571) vom Stapel ließ.

Das erste kommerzielle Kernkraftwerk (Calder Hall in Sellafield, England) wurde 1956 mit einer anfänglichen Leistung von 50 MW (später 200 MW) eröffnet.

Der erste tragbare Kernreaktor, der Alco PM-2A, wurde 1960 zur Stromerzeugung (2 MW) für den US-Militärstützpunkt Camp Century eingesetzt.

Hauptkomponenten eines Kernkraftwerks

Die Hauptkomponenten der meisten Arten von Kernkraftwerken sind:

Kernreaktorelemente

• Kernbrennstoff (Kernreaktorkern; Neutronenmoderator)
• Ursprüngliche Neutronenquelle
• Neutronenabsorber
• Neutronenkanone (stellt eine konstante Neutronenquelle bereit, um die Reaktion nach dem Abschalten wieder zu starten)
• Kühlsystem (oft sind Neutronenmoderator und Kühlmittel dasselbe, normalerweise gereinigtes Wasser)
• Kontrollstäbe
• Kernreaktorgefäß (NRP)

Kesselwasserversorgungspumpe

• Dampferzeuger (nicht in Siedewasser-Kernreaktoren)
• Dampfturbine
• Stromgenerator
• Kondensator
• Kühlturm (nicht immer erforderlich)
• System zur Behandlung radioaktiver Abfälle (Teil der Endlagerstation für radioaktive Abfälle)
• Umladestelle für Kernbrennstoffe
• Pool für abgebrannte Brennelemente

Strahlenschutzsystem

• Rektorschutzsystem (RPS)
• Notstrom-Dieselgeneratoren
• Notfall-Reaktorkernkühlsystem (ECCS)
• Notfall-Flüssigkeitskontrollsystem (Notinjektion von Bor, nur in Siedewasser-Kernreaktoren)
• System zur Versorgung verantwortungsbewusster Verbraucher mit Prozesswasser (SOTVOP)

Schutzhülle

• Schalttafel
• Notinstallation
• Nuklearer Trainingskomplex (in der Regel gibt es eine nachgeahmte Kontrolltafel)

Klassifizierungen von Kernreaktoren

Arten von Kernreaktoren

Kernreaktoren werden auf verschiedene Arten klassifiziert; Zusammenfassung Diese Klassifizierungsmethoden werden im Folgenden vorgestellt.

Klassifizierung von Kernreaktoren nach Moderatortyp

Eingesetzte thermische Reaktoren:

• Graphitreaktoren
  
• Druckwasserreaktoren
• Schwerwasserreaktoren(verwendet in Kanada, Indien, Argentinien, China, Pakistan, Rumänien und Südkorea).
• Leichtwasserreaktoren(LVR). Leichtwasserreaktoren (der häufigste Typ thermischer Reaktoren) verwenden normales Wasser zur Steuerung und Kühlung der Reaktoren. Wenn die Temperatur des Wassers steigt, nimmt seine Dichte ab, wodurch der Neutronenfluss so stark verlangsamt wird, dass weitere Kettenreaktionen ausgelöst werden. Diese negative Rückkopplung stabilisiert die Geschwindigkeit der Kernreaktion. Graphit- und Schwerwasserreaktoren erhitzen sich tendenziell stärker als Leichtwasserreaktoren. Aufgrund der zusätzlichen Erwärmung können solche Reaktoren natürliches Uran/unangereicherten Brennstoff verwenden.
• Reaktoren basierend auf Lichtelementmoderatoren.
• Reaktoren mit geschmolzenem Salz(MSR) werden durch das Vorhandensein leichter Elemente wie Lithium oder Beryllium verursacht, die in den Salzen der Kühlmittel-/Brennstoffmatrix LiF und BEF2 vorkommen.
• Reaktoren mit Flüssigmetallkühlern, bei denen das Kühlmittel eine Mischung aus Blei und Wismut ist, kann BeO-Oxid als Neutronenabsorber verwenden.
• Reaktoren auf Basis organischer Moderatoren(OMR) nutzen Biphenyl und Terphenyl als Moderator- und Kühlkomponenten.

Klassifizierung von Kernreaktoren nach Art des Kühlmittels

• Wassergekühlter Reaktor. In den Vereinigten Staaten sind 104 Reaktoren in Betrieb. Davon sind 69 Druckwasserreaktoren (DWR) und 35 Siedewasserreaktoren (SWR). Kerndruckwasserreaktoren (PWRs) machen die überwiegende Mehrheit aller westlichen Kernkraftwerke aus. Das Hauptmerkmal des RVD-Typs ist das Vorhandensein eines Kompressors, eines speziellen Hochdruckbehälters. Die meisten kommerziellen RVD-Reaktoren und Schiffsreaktoranlagen verwenden Kompressoren. Im Normalbetrieb ist das Gebläse teilweise mit Wasser gefüllt und darüber wird eine Dampfblase aufrechterhalten, die durch Erhitzen von Wasser mit Tauchsiedern entsteht. Im Normalbetrieb ist der Kompressor mit dem Hochdruckreaktorbehälter (HRVV) verbunden und der Druckausgleicher sorgt für das Vorhandensein eines Hohlraums bei einer Änderung des Wasservolumens im Reaktor. Dieses Schema ermöglicht auch die Steuerung des Drucks im Reaktor durch Erhöhen oder Verringern des Dampfdrucks im Kompensator mithilfe von Heizgeräten.

• Hochdruck-Schwerwasserreaktoren gehören zu einer Art Druckwasserreaktor (PWR), der die Prinzipien der Drucknutzung und eines isolierten Wärmekreislaufs kombiniert und die Verwendung von schwerem Wasser als Kühlmittel und Moderator voraussetzt, was wirtschaftlich vorteilhaft ist.
• Siedewasserreaktor(SWR). Siedewasserreaktormodelle zeichnen sich durch das Vorhandensein von siedendem Wasser um die Brennstäbe am Boden des Hauptreaktorbehälters aus. Der Siedewasserreaktor nutzt angereichertes 235U in Form von Urandioxid als Brennstoff. Der Brennstoff wird zu Stäben zusammengesetzt, die in einem Stahlgefäß platziert werden, das wiederum in Wasser getaucht wird. Der Prozess der Kernspaltung führt dazu, dass Wasser kocht und Dampf entsteht. Dieser Dampf strömt durch Rohrleitungen in Turbinen. Die Turbinen werden mit Dampf angetrieben und erzeugen dabei Strom. Im Normalbetrieb wird der Druck durch die Wasserdampfmenge gesteuert, die vom Reaktordruckbehälter in die Turbine strömt.
• Poolreaktor
• Flüssigmetallgekühlter Reaktor. Da Wasser ein Neutronenmoderator ist, kann es nicht als Kühlmittel in einem Reaktor für schnelle Neutronen verwendet werden. Zu den flüssigen Metallkühlmitteln gehören Natrium, NaK, Blei, Blei-Wismut-Eutektikum und bei Reaktoren früherer Generationen Quecksilber.
• Natriumgekühlter Reaktor für schnelle Neutronen.
• Schneller Neutronenreaktor mit Bleikühlmittel.
• Gasgekühlte Reaktoren gekühlt durch zirkulierendes Inertgas, konzipiert durch Helium in Hochtemperaturstrukturen. Dabei, Kohlendioxid wurde zuvor in britischen und französischen Kernkraftwerken eingesetzt. Stickstoff wurde ebenfalls verwendet. Die Wärmenutzung hängt vom Reaktortyp ab. Manche Reaktoren sind so heiß, dass das Gas direkt eine Gasturbine antreiben kann. Bei älteren Reaktorkonstruktionen wurde typischerweise Gas durch einen Wärmetauscher geleitet, um Dampf für eine Dampfturbine zu erzeugen.
• Salzschmelze-Reaktoren(MSRs) werden durch zirkulierende Salzschmelze (normalerweise eutektische Mischungen von Fluoridsalzen wie FLiBe) gekühlt. In einer typischen MSR wird das Kühlmittel auch als Matrix verwendet, in der das spaltbare Material gelöst wird.

Generationen von Kernreaktoren

• Reaktor der ersten Generation(frühe Prototypen, Forschungsreaktoren, nichtkommerzielle Leistungsreaktoren)
• Reaktor der zweiten Generation(größte moderne Kernkraftwerke 1965-1996)
• Reaktor der dritten Generation(evolutionäre Verbesserungen bestehender Designs 1996–heute)
• Reaktor der vierten Generation(Technologien noch in der Entwicklung, unbekanntes Startdatum, möglicherweise 2030)

Im Jahr 2003 hat der französische Kommissar für Kernenergie(CEA) führte während der Nucleonics Week erstmals die Bezeichnung „Gen II“ ein.

Die erste Erwähnung von „Gen III“ erfolgte im Jahr 2000 im Zusammenhang mit der Gründung des Generation IV International Forum (GIF).

„Gen IV“ wurde im Jahr 2000 vom US-Energieministerium (DOE) für die Entwicklung neuer Kraftwerkstypen erwähnt.

Klassifizierung von Kernreaktoren nach Brennstoffart

• Feststoffreaktor
• Flüssigbrennstoffreaktor
• Homogener wassergekühlter Reaktor
• Reaktor für geschmolzenes Salz
• Gasbetriebene Reaktoren (theoretisch)

Klassifizierung von Kernreaktoren nach Zweck

• Stromerzeugung
• Kernkraftwerke, einschließlich kleiner Clusterreaktoren
• Selbstfahrende Geräte (siehe Kernkraftwerke)
• Nukleare Offshore-Anlagen
• Es werden verschiedene Arten von Raketenmotoren angeboten
• Andere Formen der Wärmenutzung
• Entsalzung
• Wärmeerzeugung für die häusliche und industrielle Beheizung
• Wasserstoffproduktion zur Verwendung in der Wasserstoffenergie
• Produktionsreaktoren zur Elementumwandlung
• Brutreaktoren, die in der Lage sind, mehr spaltbares Material zu produzieren, als sie während einer Kettenreaktion verbrauchen (durch Umwandlung der Ausgangsisotope U-238 in Pu-239 oder Th-232 in U-233). Somit kann der Uranbrüterreaktor nach Abschluss eines Zyklus wieder mit natürlichem oder sogar abgereichertem Uran befüllt werden. Der Thorium-Brüterreaktor wiederum kann mit Thorium nachgefüllt werden. Allerdings ist eine Erstversorgung mit spaltbarem Material erforderlich.
• Entstehung verschiedener radioaktiver Isotope, wie Americium zur Verwendung in Rauchmeldern sowie Kobalt-60, Molybdän-99 und andere, die als Indikatoren und zur Behandlung eingesetzt werden.
• Herstellung von Materialien für Atomwaffen, beispielsweise waffenfähigem Plutonium
• Schaffung einer Quelle für Neutronenstrahlung (zum Beispiel der Pulsreaktor Lady Godiva) und Positronenstrahlung (zum Beispiel Neutronenaktivierungsanalyse und Kalium-Argon-Datierung)
• Forschungsreaktor: Reaktoren werden typischerweise für wissenschaftliche Forschung und Lehre, zum Testen von Materialien oder zur Herstellung von Radioisotopen für Medizin und Industrie verwendet. Sie sind viel kleiner als Leistungsreaktoren oder Schiffsreaktoren. Viele dieser Reaktoren stehen auf Universitätsgeländen. In 56 Ländern sind etwa 280 solcher Reaktoren in Betrieb. Einige arbeiten mit hochangereichertem Uranbrennstoff. Es gibt internationale Bemühungen, gering angereicherte Kraftstoffe zu ersetzen.

Moderne Kernreaktoren

Diese Reaktoren verwenden einen Hochdruckbehälter zur Aufnahme von Kernbrennstoff, Steuerstäben, Moderator und Kühlmittel. Die Kühlung von Reaktoren und die Moderation von Neutronen erfolgt mit flüssigem Wasser unter hohem Druck. Das aus dem Hochdruckbehälter austretende heiße radioaktive Wasser durchläuft einen Kreislauf Dampfgenerator, was wiederum den sekundären (nicht radioaktiven) Kreislauf erwärmt. Diese Reaktoren machen den Großteil der modernen Reaktoren aus. Hierbei handelt es sich um ein Heizstrukturgerät für Neutronenreaktoren. Die neuesten Geräte sind der WWER-1200, der Advanced Pressurized Water Reactor und der European Pressurized Water Reactor. Reaktoren der US-Marine gehören zu diesem Typ.

Siedewasserreaktoren ähneln Druckwasserreaktoren ohne Dampferzeuger. Siedewasserreaktoren verwenden wie Druckwasserreaktoren auch Wasser als Kühlmittel und Neutronenmoderator, jedoch bei einem niedrigeren Druck, wodurch das Wasser in einem Kessel siedet und Dampf erzeugt, der Turbinen antreibt. Im Gegensatz zu einem Druckwasserreaktor gibt es keinen Primär- oder Sekundärkreislauf. Die Heizleistung dieser Reaktoren kann höher sein, sie können einfacher aufgebaut und noch stabiler und sicherer sein. Hierbei handelt es sich um ein thermisches Neutronenreaktorgerät, die neuesten davon sind der Advanced Boiling Water Reactor und der Economical Simplified Boiling Water Nuclear Reactor.

Bei dieser kanadischen Bauart (bekannt als CANDU) handelt es sich um mit schwerem Wasser moderierte, unter Druck stehende Kühlmittelreaktoren. Anstatt wie bei Druckwasserreaktoren einen einzigen Druckbehälter zu verwenden, ist der Brennstoff in Hunderten von Hochdruckkanälen enthalten. Diese Reaktoren werden mit natürlichem Uran betrieben und sind thermische Neutronenreaktoren. Schwerwasserreaktoren können bei voller Leistung betankt werden, wodurch sie Uran sehr effizient nutzen (dadurch lässt sich die Strömung im Kern präzise steuern). Schwerwasser-CANDU-Reaktoren wurden in Kanada, Argentinien, China, Indien, Pakistan, Rumänien und Südkorea gebaut. Indien betreibt auch eine Reihe von Schwerwasserreaktoren, die oft als „CANDU-Derivate“ bezeichnet werden und gebaut wurden, nachdem die kanadische Regierung ihre nuklearen Beziehungen zu Indien nach dem Atomwaffentest „Smiling Buddha“ im Jahr 1974 beendet hatte.

Eine sowjetische Entwicklung, die sowohl Plutonium als auch Elektrizität produzieren sollte. RBMKs verwenden Wasser als Kühlmittel und Graphit als Neutronenmoderator. RBMKs ähneln CANDUs in mancher Hinsicht, da sie während des Betriebs wieder aufgeladen werden können und Druckrohre anstelle eines Hochdruckbehälters (wie in Druckwasserreaktoren) verwenden. Allerdings sind sie im Gegensatz zu CANDUs sehr instabil und sperrig, was die Reaktorhaube teuer macht. In den RBMK-Entwürfen wurden auch eine Reihe kritischer Sicherheitsmängel festgestellt, obwohl einige dieser Mängel nach der Katastrophe von Tschernobyl behoben wurden. Ihr Hauptmerkmal ist die Verwendung von leichtem Wasser und nicht angereichertem Uran. Im Jahr 2010 waren noch 11 Reaktoren in Betrieb, was größtenteils auf verbesserte Sicherheitsniveaus und die Unterstützung internationaler Sicherheitsorganisationen wie des US-Energieministeriums zurückzuführen ist. Trotz dieser Verbesserungen gelten RBMK-Reaktoren immer noch als eine der gefährlichsten Reaktorkonstruktionen überhaupt. RBMK-Reaktoren wurden nur in der ehemaligen Sowjetunion eingesetzt.

Sie verwenden typischerweise einen Graphit-Neutronenmoderator und CO2-Kühlmittel. Aufgrund ihrer hohen Betriebstemperaturen können sie Wärme effizienter erzeugen als Druckwasserreaktoren. Verfügbar ganze Zeile Betrieb von Reaktoren dieser Bauart, hauptsächlich im Vereinigten Königreich, wo das Konzept entwickelt wurde. Die älteren Siedlungen (z. B. Magnox Station) sind entweder geschlossen oder werden in naher Zukunft geschlossen. Verbesserte gasgekühlte Reaktoren haben jedoch eine erwartete Betriebsdauer von weiteren 10 bis 20 Jahren. Reaktoren dieser Art sind thermische Neutronenreaktoren. Die monetären Kosten für die Stilllegung solcher Reaktoren können aufgrund des großen Kernvolumens hoch sein.

Dieser Reaktor ist für die Kühlung durch flüssiges Metall ohne Moderator konzipiert und produziert mehr Brennstoff als er verbraucht. Sie gelten als „Brennstoffbrüter“, da sie durch Neutroneneinfang spaltbaren Brennstoff erzeugen. Solche Reaktoren können vom Wirkungsgrad her wie Druckwasserreaktoren arbeiten, sie bedürfen einer Kompensation Bluthochdruck, da flüssiges Metall verwendet wird, das auch bei sehr hohen Temperaturen keinen Überdruck erzeugt. BN-350 und BN-600 in der UdSSR und Superphoenix in Frankreich waren Reaktoren dieses Typs, ebenso wie Fermi-I in den Vereinigten Staaten. Der Monju-Reaktor in Japan, der 1995 durch ein Natriumleck beschädigt wurde, nahm im Mai 2010 den Betrieb wieder auf. Alle diese Reaktoren verwenden/haben flüssiges Natrium verwendet. Diese Reaktoren sind schnelle Neutronenreaktoren und gehören nicht zu den thermischen Neutronenreaktoren. Es gibt zwei Arten von Reaktoren:

Die Verwendung von Blei als flüssiges Metall bietet einen hervorragenden Schutz vor radioaktiver Strahlung und ermöglicht den Betrieb bei sehr hohen Temperaturen. Darüber hinaus ist Blei (größtenteils) transparent für Neutronen, sodass weniger Neutronen an das Kühlmittel verloren gehen und das Kühlmittel nicht radioaktiv wird. Im Gegensatz zu Natrium ist Blei im Allgemeinen inert, so dass die Gefahr einer Explosion oder eines Unfalls geringer ist. Derart große Mengen an Blei können jedoch hinsichtlich der Toxizität und der Abfallentsorgung Probleme verursachen. In diesem Reaktortyp können häufig eutektische Blei-Wismut-Mischungen verwendet werden. In diesem Fall stört Wismut die Strahlung kaum, da es für Neutronen nicht vollständig transparent ist und leichter in ein anderes Isotop mutieren kann als Blei. Das russische U-Boot der Alpha-Klasse nutzt einen mit Blei-Wismut gekühlten Schnellreaktor als Hauptstromerzeugungssystem.

Die meisten Flüssigmetall-Brutreaktoren (LMFBRs) sind von diesem Typ. Natrium ist relativ leicht zu beschaffen und leicht zu verarbeiten und trägt dazu bei, die Korrosion verschiedener darin eingetauchter Teile des Reaktors zu verhindern. Allerdings reagiert Natrium bei Kontakt mit Wasser heftig, daher ist Vorsicht geboten, obwohl solche Explosionen nicht viel heftiger sein werden als beispielsweise Lecks überhitzter Flüssigkeit aus einem SCWR- oder RWD-Reaktor. EBR-I ist der erste Reaktor seiner Art, dessen Kern aus einer Schmelze besteht.

Sie verwenden in Keramikkugeln gepressten Brennstoff, in dem Gas durch die Kugeln zirkuliert. Das Ergebnis sind effiziente, unprätentiöse und sehr sichere Reaktoren mit kostengünstigem, standardisiertem Brennstoff. Der Prototyp war der AVR-Reaktor.

Dabei wird Kraftstoff in Fluoridsalzen gelöst oder Fluoride als Kühlmittel eingesetzt. Ihre verschiedenen Sicherheitssysteme, hohe Effizienz und hoher Energiedichte eignen sich für Fahrzeug. Insbesondere verfügen sie über keine Hochdruckteile oder brennbaren Komponenten im Kern. Der Prototyp war der MSRE-Reaktor, der ebenfalls einen Thorium-Brennstoffkreislauf nutzte. Als Brutreaktor bereitet er abgebrannte Brennelemente wieder auf und extrahiert dabei sowohl Uran als auch transurane Elemente, so dass im Vergleich zu derzeit in Betrieb befindlichen konventionellen Uran-Leichtwasserreaktoren mit Durchlaufdurchgang nur 0,1 % des Transuranabfalls zurückbleiben. Ein weiteres Thema sind radioaktive Spaltprodukte, die nicht wiederaufbereitet werden und in konventionellen Reaktoren entsorgt werden müssen.

Diese Reaktoren verwenden Brennstoff in Form löslicher Salze, die in Wasser gelöst und mit einem Kühlmittel und einem Neutronenmoderator vermischt werden.

Innovative nukleare Systeme und Projekte

Fortgeschrittene Reaktoren

Mehr als ein Dutzend fortgeschrittene Reaktorprojekte befinden sich in unterschiedlichen Entwicklungsstadien. Einige haben sich aus RWD-, SWR- und PHWR-Reaktorkonstruktionen entwickelt, andere unterscheiden sich deutlicher. Zu ersteren gehören der Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) (von denen zwei derzeit in Betrieb sind und weitere im Bau sind) sowie der geplante Economy Simplified Boiling Water Reactor (ESBWR) und AP1000-Anlagen (siehe Nuclear Energy Program 2010).

Integrierter Kernreaktor für schnelle Neutronen(IFR) wurde in den 1980er Jahren gebaut, getestet und getestet und dann aufgrund der Politik der nuklearen Nichtverbreitung in den Ruhestand versetzt, nachdem die Clinton-Regierung in den 1990er Jahren ihr Amt niedergelegt hatte. Die Wiederaufbereitung abgebrannter Kernbrennstoffe ist in das Design integriert und erzeugt daher nur einen Bruchteil des Abfalls aus in Betrieb befindlichen Reaktoren.

Modularer gasgekühlter Hochtemperaturreaktor Der Reaktor (HTGCR) ist so konzipiert, dass hohe Temperaturen die Leistungsabgabe aufgrund einer Doppler-Verbreiterung des Querschnitts des Neutronenstrahls verringern. Der Reaktor verwendet einen keramischen Brennstoff, sodass seine sicheren Betriebstemperaturen über dem Temperaturbereich der Leistungsreduzierung liegen. Die meisten Strukturen werden mit inertem Helium gekühlt. Helium kann aufgrund der Dampfausdehnung keine Explosion verursachen, ist kein Neutronenabsorber, der Radioaktivität verursachen würde, und löst keine Schadstoffe auf, die radioaktiv sein könnten. Typische Designs bestehen aus mehreren Schichten passiver Schutz(bis zu 7) als in Leichtwasserreaktoren (normalerweise 3). Einzigartiges Merkmal Was die Sicherheit gewährleisten kann, ist, dass die Brennstoffkugeln tatsächlich den Kern bilden und im Laufe der Zeit eine nach der anderen ausgetauscht werden. Die Konstruktionsmerkmale von Brennstoffzellen machen deren Recycling teuer.

Klein, geschlossen, mobil, Autonomer Reaktor (SSTAR) wurde ursprünglich in den USA getestet und entwickelt. Der Reaktor wurde als schneller Neutronenreaktor konzipiert und verfügt über ein passives Schutzsystem, das bei Verdacht auf Probleme aus der Ferne abgeschaltet werden kann.

Sauber und umweltfreundlich fortgeschrittener Reaktor (CAESAR) ist ein Konzept für einen Kernreaktor, der Dampf als Neutronenmoderator nutzt – ein Design, das sich noch in der Entwicklung befindet.

Der verkleinerte wassermoderierte Reaktor basiert auf dem verbesserten Siedewasserreaktor (ABWR), der derzeit in Betrieb ist. Es handelt sich nicht um einen vollständigen Reaktor für schnelle Neutronen, sondern er nutzt hauptsächlich epithermale Neutronen, deren Geschwindigkeiten zwischen thermisch und schnell liegen.

Selbstregulierendes Kernkraftmodul mit Wasserstoff-Neutronenmoderator (HPM) ist ein vom Los Alamos National Laboratory hergestellter Reaktortyp, der Uranhydrid als Brennstoff verwendet.

Unterkritische Kernreaktoren sollen sicherer und stabiler sein, sind jedoch technisch und wirtschaftlich aufwändig. Ein Beispiel ist der Energy Booster.

Reaktoren auf Thoriumbasis. In speziell dafür konzipierten Reaktoren ist es möglich, Thorium-232 in U-233 umzuwandeln. Auf diese Weise kann Thorium, das viermal häufiger vorkommt als Uran, zur Herstellung von Kernbrennstoff auf U-233-Basis verwendet werden. Es wird angenommen, dass U-233 im Vergleich zu konventionell verwendetem U-235 günstigere nukleare Eigenschaften aufweist, insbesondere eine bessere Neutroneneffizienz und eine Verringerung der Menge an produziertem langlebigem Transuranabfall.

Verbesserter Schwerwasserreaktor (AHWR)- ein geplanter Schwerwasserreaktor, der die Entwicklung des PHWR-Typs der nächsten Generation darstellen wird. In Entwicklung am Bhabha Nuclear Research Center (BARC), Indien.

KAMINI- ein einzigartiger Reaktor, der das Isotop Uran-233 als Brennstoff verwendet. Gebaut in Indien im BARC Research Center und im Indira Gandhi Center for Nuclear Research (IGCAR).

Indien plant außerdem den Bau schneller Reaktoren mit dem Thorium-Uran-233-Brennstoffkreislauf. FBTR (Fast Breeder Reactor) (Kalpakkam, Indien) nutzt im Betrieb Plutonium als Brennstoff und flüssiges Natrium als Kühlmittel.

Was sind Reaktoren der vierten Generation?

Die vierte Generation von Reaktoren ist eine Sammlung verschiedener theoretischer Entwürfe, die derzeit in Betracht gezogen werden. Es ist unwahrscheinlich, dass diese Projekte bis 2030 abgeschlossen sein werden. Derzeit in Betrieb befindliche Reaktoren gelten im Allgemeinen als Systeme der zweiten oder dritten Generation. Systeme der ersten Generation wurden seit einiger Zeit nicht mehr verwendet. Die Entwicklung dieser vierten Generation von Reaktoren wurde auf der Grundlage von acht Technologiezielen offiziell auf dem Generation IV International Forum (GIF) gestartet. Die Hauptziele waren die Verbesserung der nuklearen Sicherheit, die Erhöhung der Proliferationssicherheit sowie die Minimierung von Abfall und Nutzung natürliche Ressourcen sowie die Kosten für den Bau und die Inbetriebnahme solcher Stationen zu senken.

• Gasgekühlter Reaktor für schnelle Neutronen
• Schneller Reaktor mit Bleikühler
• Flüssigsalzreaktor
• Natriumgekühlter schneller Reaktor
• Überkritischer wassergekühlter Kernreaktor
• Ultrahochtemperatur-Kernreaktor

Was sind Reaktoren der fünften Generation?

Bei der fünften Generation von Reaktoren handelt es sich um Projekte, deren Umsetzung theoretisch möglich ist, die jedoch derzeit nicht Gegenstand aktiver Überlegungen und Forschungen sind. Obwohl solche Reaktoren kurzfristig oder kurzfristig gebaut werden können, stoßen sie aus Gründen der Wirtschaftlichkeit, Praktikabilität oder Sicherheit auf wenig Interesse.

• Flüssigphasenreaktor. Ein geschlossener Kreislauf mit Flüssigkeit im Kern eines Kernreaktors, in dem das spaltbare Material in Form von geschmolzenem Uran oder einer Uranlösung vorliegt, die durch ein Arbeitsgas gekühlt wird, das durch Löcher im Boden des Vorratsbehälters injiziert wird.
• Gasphasenreaktor im Kern. Eine Option mit geschlossenem Kreislauf für eine nuklearbetriebene Rakete, bei der das spaltbare Material Uranhexafluoridgas ist, das sich in einem Quarzbehälter befindet. Das Arbeitsgas (z. B. Wasserstoff) wird dieses Gefäß umströmen und absorbieren UV-Strahlung resultierend aus einer Kernreaktion. Dieses Design könnte als verwendet werden Raketenantrieb, wie in Harry Harrisons Science-Fiction-Roman „Skyfall“ von 1976 erwähnt. Theoretisch würde die Verwendung von Uranhexafluorid als Kernbrennstoff (und nicht wie derzeit als Zwischenprodukt) zu geringeren Energieerzeugungskosten führen und auch die Größe der Reaktoren erheblich verringern. In der Praxis wird ein Reaktor, der damit arbeitet hohe Dichten Energie würde einen unkontrollierten Neutronenfluss erzeugen und die Festigkeitseigenschaften der meisten Reaktormaterialien schwächen. Somit würde die Strömung der Strömung von Partikeln ähneln, die in thermonuklearen Anlagen freigesetzt werden. Dies wiederum würde den Einsatz von Materialien erfordern, die den Materialien ähneln, die im Rahmen des Internationalen Projekts zur Umsetzung einer Anlage zur Bestrahlung von Materialien unter thermonuklearen Reaktionsbedingungen verwendet werden.
• Elektromagnetischer Gasphasenreaktor. Wie ein Gasphasenreaktor, jedoch mit Photovoltaikzellen, die ultraviolettes Licht direkt in Elektrizität umwandeln.
• Fragmentierungsreaktor
• Hybride Kernfusion. Dabei werden die bei der Fusion und dem Zerfall des Ausgangsstoffes oder „Stoffes in der Brutzone“ emittierten Neutronen genutzt. Zum Beispiel die Umwandlung von U-238, Th-232 oder abgebrannten Brennelementen/radioaktiven Abfällen aus einem anderen Reaktor in relativ harmlose Isotope.

Reaktor mit einer Gasphase im Kern. Eine Option mit geschlossenem Kreislauf für eine nuklearbetriebene Rakete, bei der das spaltbare Material Uranhexafluoridgas ist, das sich in einem Quarzbehälter befindet. Das Arbeitsgas (z. B. Wasserstoff) umströmt dieses Gefäß und absorbiert die bei der Kernreaktion entstehende ultraviolette Strahlung. Ein solches Design könnte als Raketentriebwerk verwendet werden, wie in Harry Harrisons Science-Fiction-Roman „Skyfall“ von 1976 erwähnt. Theoretisch würde die Verwendung von Uranhexafluorid als Kernbrennstoff (und nicht wie derzeit als Zwischenprodukt) zu geringeren Energieerzeugungskosten führen und auch die Größe der Reaktoren erheblich verringern. In der Praxis würde ein Reaktor, der mit solch hohen Leistungsdichten betrieben wird, einen unkontrollierten Neutronenfluss erzeugen, der die Festigkeitseigenschaften vieler Reaktormaterialien schwächt. Somit würde die Strömung der Strömung von Partikeln ähneln, die in thermonuklearen Anlagen freigesetzt werden. Dies wiederum würde den Einsatz von Materialien erfordern, die den Materialien ähneln, die im Rahmen des Internationalen Projekts zur Umsetzung einer Anlage zur Bestrahlung von Materialien unter thermonuklearen Reaktionsbedingungen verwendet werden.

Elektromagnetischer Gasphasenreaktor. Wie ein Gasphasenreaktor, jedoch mit Photovoltaikzellen, die ultraviolettes Licht direkt in Elektrizität umwandeln.

Fragmentierungsreaktor

Hybride Kernfusion. Dabei werden die bei der Fusion und dem Zerfall des Ausgangsstoffes oder „Stoffes in der Brutzone“ emittierten Neutronen genutzt. Zum Beispiel die Umwandlung von U-238, Th-232 oder abgebrannten Brennelementen/radioaktiven Abfällen aus einem anderen Reaktor in relativ harmlose Isotope.

Fusionsreaktoren

Die kontrollierte Kernfusion kann in Fusionskraftwerken zur Stromerzeugung eingesetzt werden, ohne dass die mit der Arbeit mit Aktiniden verbundenen Komplikationen auftreten. Es bestehen jedoch weiterhin erhebliche wissenschaftliche und technologische Hindernisse. Es wurden mehrere Fusionsreaktoren gebaut, doch erst seit Kurzem gelingt es den Reaktoren, mehr Energie freizusetzen, als sie verbrauchen. Obwohl die Forschung bereits in den 1950er Jahren begann, wird erwartet, dass ein kommerzieller Fusionsreaktor erst im Jahr 2050 in Betrieb gehen wird. Derzeit werden im Rahmen des ITER-Projekts Anstrengungen zur Nutzung der Fusionsenergie unternommen.

Kernbrennstoffkreislauf

Bei thermischen Reaktoren kommt es im Allgemeinen auf den Grad der Uranreinigung und -anreicherung an. Einige Kernreaktoren können mit einer Mischung aus Plutonium und Uran betrieben werden (siehe MOX-Brennstoff). Der Prozess, durch den Uranerz abgebaut, verarbeitet, angereichert, verwendet, möglicherweise recycelt und entsorgt wird, wird als Kernbrennstoffkreislauf bezeichnet.

Bis zu 1 % des Urans in der Natur ist das leicht spaltbare Isotop U-235. Daher beinhaltet die Konstruktion der meisten Reaktoren die Verwendung von angereichertem Brennstoff. Die Anreicherung erfolgt durch Erhöhung des U-235-Anteils und erfolgt üblicherweise durch Gasdiffusion oder in einer Gaszentrifuge. Das angereicherte Produkt wird weiter in Urandioxidpulver umgewandelt, das gepresst und zu Granulat gebrannt wird. Dieses Granulat wird in Röhrchen gegeben, die dann verschlossen werden. Diese Rohre werden Brennstäbe genannt. Jeder Kernreaktor verwendet viele dieser Brennstäbe.

Die meisten kommerziellen SWR- und PWR-Reaktoren verwenden Uran, das auf etwa 4 % U-235 angereichert ist. Darüber hinaus benötigen einige Industriereaktoren mit hoher Neutroneneinsparung überhaupt keinen angereicherten Brennstoff (das heißt, sie können natürliches Uran verwenden). Nach Angaben der Internationalen Atomenergiebehörde gibt es weltweit mindestens 100 Forschungsreaktoren, die hochangereicherten Brennstoff (Waffenqualität/90 % Urananreicherung) verwenden. Das Risiko des Diebstahls dieser Art von Brennstoff (der für die Herstellung von Atomwaffen verwendet werden könnte) hat zu einer Kampagne geführt, die einen Wechsel zu Reaktoren mit schwach angereichertem Uran (das eine geringere Gefahr für die Verbreitung darstellt) fordert.

Im Kernumwandlungsprozess werden spaltbares U-235 und nicht spaltbares U-238 verwendet. U-235 wird durch thermische (d. h. sich langsam bewegende) Neutronen gespalten. Ein thermisches Neutron bewegt sich ungefähr mit der gleichen Geschwindigkeit wie die Atome um es herum. Da die Schwingungsfrequenz von Atomen proportional zu ihrer absoluten Temperatur ist, hat ein thermisches Neutron eine größere Fähigkeit, U-235 zu spalten, wenn es sich mit der gleichen Schwingungsgeschwindigkeit bewegt. Andererseits ist es wahrscheinlicher, dass U-238 ein Neutron einfängt, wenn sich das Neutron sehr schnell bewegt. Das U-239-Atom zerfällt so schnell wie möglich zu Plutonium-239, das selbst ein Brennstoff ist. Pu-239 ist ein wertvoller Brennstoff und muss auch bei der Verwendung von hochangereichertem Uranbrennstoff berücksichtigt werden. In einigen Reaktoren werden Plutonium-Zerfallsprozesse die U-235-Spaltung dominieren. Besonders nachdem das ursprünglich geladene U-235 aufgebraucht ist. Spaltt Plutonium sowohl in schnellen als auch in thermischen Reaktoren und ist daher ideal für Kernreaktoren und Atombomben.

Bei den meisten existierenden Reaktoren handelt es sich um thermische Reaktoren, die typischerweise Wasser als Neutronenmoderator (Moderator bedeutet, dass es ein Neutron auf thermische Geschwindigkeit verlangsamt) und auch als Kühlmittel verwenden. Ein Reaktor für schnelle Neutronen verwendet jedoch eine etwas andere Art von Kühlmittel, das den Neutronenfluss nicht zu sehr verlangsamt. Dadurch überwiegen schnelle Neutronen, die effektiv genutzt werden können, um den Brennstoffvorrat ständig aufzufüllen. Durch einfaches Einbringen von billigem, nicht angereichertem Uran in den Kern verwandelt sich das spontan nicht spaltbare U-238 in Pu-239, wodurch der Brennstoff „gezüchtet“ wird.

Im Thorium-basierten Brennstoffkreislauf absorbiert Thorium-232 ein Neutron sowohl in einem schnellen Reaktor als auch in einem thermischen Reaktor. Beim Betazerfall von Thorium entsteht Protactinium-233 und anschließend Uran-233, das wiederum als Brennstoff verwendet wird. Daher ist Thorium-232 wie Uran-238 ein fruchtbares Material.

Wartung von Kernreaktoren

Die Energiemenge in einem Kernbrennstoffreservoir wird häufig in „Vollleistungstagen“ ausgedrückt. Dabei handelt es sich um die Anzahl der 24-Stunden-Zeiträume (Tage), in denen der Reaktor mit voller Leistung arbeitet, um Wärmeenergie zu erzeugen. Die Tage des Vollleistungsbetriebs in einem Reaktorbetriebszyklus (zwischen den für die Betankung erforderlichen Intervallen) hängen von der Menge an zerfallendem Uran-235 (U-235) ab, die zu Beginn des Zyklus in den Brennelementen enthalten war. Je höher der Anteil an U-235 im Kern zu Beginn des Zyklus ist, desto mehr Betriebstage bei voller Leistung ermöglichen den Betrieb des Reaktors.

Am Ende des Betriebszyklus wird der Brennstoff in einigen Brennelementen „ausgearbeitet“, entladen und durch neue (frische) Brennelemente ersetzt. Diese Reaktion der Anreicherung von Zerfallsprodukten im Kernbrennstoff bestimmt auch die Lebensdauer des Kernbrennstoffs im Reaktor. Schon lange bevor der endgültige Prozess der Brennstoffspaltung stattfindet, haben sich im Reaktor langlebige neutronenabsorbierende Zerfallsnebenprodukte angesammelt, die das Auftreten der Kettenreaktion verhindern. Der Anteil des Reaktorkerns, der während der Reaktorbetankung ausgetauscht wird, beträgt typischerweise ein Viertel bei einem Siedewasserreaktor und ein Drittel bei einem Druckwasserreaktor. Die Entsorgung und Lagerung dieser abgebrannten Brennelemente ist eine der schwierigsten Aufgaben bei der Organisation des Betriebs eines industriellen Kernkraftwerks. Solcher Atommüll ist extrem radioaktiv und stellt aufgrund seiner Toxizität eine Gefahr für Jahrtausende dar.

Nicht alle Reaktoren müssen zur Betankung außer Betrieb genommen werden; Beispielsweise ermöglichen Kernreaktoren mit Kugelbrennstoffkernen, RBMK-Reaktoren, Salzschmelze-Reaktoren, Magnox-, AGR- und CANDU-Reaktoren die Bewegung von Brennelementen während des Anlagenbetriebs. Bei einem CANDU-Reaktor besteht die Möglichkeit, einzelne Brennelemente so im Kern zu platzieren, dass der U-235-Gehalt des Brennelements angepasst wird.

Die einem Kernbrennstoff entzogene Energiemenge wird als Abbrand bezeichnet und als Wärmeenergie ausgedrückt, die durch die ursprüngliche Gewichtseinheit des Brennstoffs erzeugt wird. Der Abbrand wird üblicherweise in thermischen Megawatttagen pro Tonne Ausgangsschwermetall ausgedrückt.

Sicherheit der Kernenergie

Unter nuklearer Sicherheit versteht man Maßnahmen, die darauf abzielen, Nuklear- und Strahlenunfälle zu verhindern oder deren Folgen zu lokalisieren. Die Kernenergie hat die Sicherheit und Leistung der Reaktoren verbessert und auch neue, sicherere Reaktordesigns eingeführt (die im Allgemeinen nicht getestet wurden). Es gibt jedoch keine Garantie dafür, dass solche Reaktoren konstruiert und gebaut werden und zuverlässig funktionieren. Es kam zu Fehlern, als die Reaktorkonstrukteure im Kernkraftwerk Fukushima in Japan trotz zahlreicher Warnungen von NRG (dem nationalen Forschungsinstitut) nicht damit gerechnet hatten, dass ein durch ein Erdbeben verursachter Tsunami das Backup-System abschalten würde, das den Reaktor nach dem Erdbeben stabilisieren sollte Gruppe) und der japanischen Regierung zur nuklearen Sicherheit. Laut UBS AG wirft der Atomunfall von Fukushima I die Frage auf, ob selbst fortgeschrittene Volkswirtschaften wie Japan die nukleare Sicherheit gewährleisten können. Auch Katastrophenszenarien sind möglich, u.a Terrorakt. Ein interdisziplinäres Team des MIT (Massachusetts Institute of Technology) schätzt, dass angesichts des erwarteten Wachstums der Kernenergie zwischen 2005 und 2055 mit mindestens vier schweren Atomunfällen zu rechnen ist.

Atom- und Strahlenunfälle

Es kam zu einigen schweren Nuklear- und Strahlenunfällen. Zu den Unfällen in Kernkraftwerken zählen der SL-1-Unfall (1961), der Three Mile Island-Unfall (1979), Tschernobyl Katastrophe(1986) sowie die Atomkatastrophe von Fukushima Daiichi (2011). Zu den Unfällen auf Schiffen mit Atomantrieb zählen Reaktorunfälle auf der K-19 (1961), der K-27 (1968) und der K-431 (1985).

Kernreaktoranlagen wurden mindestens 34 Mal in die Erdumlaufbahn gebracht. Eine Reihe von Vorfällen mit dem sowjetischen unbemannten Satelliten RORSAT powered by nukleare Anlage führte zum Eindringen abgebrannter Kernbrennstoffe aus der Umlaufbahn in die Erdatmosphäre.

Natürliche Kernreaktoren

Obwohl Spaltreaktoren oft als ein Produkt moderner Technologie angesehen werden, gibt es die ersten Kernreaktoren in natürliche Bedingungen. Ein natürlicher Kernreaktor kann unter bestimmten Bedingungen entstehen, die denen eines konstruierten Reaktors ähneln. Bisher wurden bis zu fünfzehn natürliche Kernreaktoren in drei separaten Erzlagerstätten der Uranmine Oklo in Gabun entdeckt ( Westafrika). Die bekannten „toten“ Okllo-Reaktoren wurden erstmals 1972 vom französischen Physiker Francis Perrin entdeckt. In diesen Reaktoren kam es vor etwa 1,5 Milliarden Jahren zu einer selbsterhaltenden Kernspaltungsreaktion, die mehrere Hunderttausend Jahre lang aufrechterhalten wurde und in diesem Zeitraum eine durchschnittliche Leistung von 100 kW erzeugte. Das Konzept eines natürlichen Kernreaktors wurde bereits 1956 von Paul Kuroda an der University of Arkansas theoretisch erklärt.

Solche Reaktoren können auf der Erde nicht mehr entstehen: Der radioaktive Zerfall hat in diesem riesigen Zeitraum den Anteil von U-235 im natürlichen Uran unter das für die Aufrechterhaltung der Kettenreaktion erforderliche Niveau gesenkt.

Natürliche Kernreaktoren entstanden, als sich reichhaltige Uranmineralvorkommen mit Grundwasser zu füllen begannen, das als Neutronenmoderator fungierte und eine bedeutende Kettenreaktion auslöste. Der Neutronenmoderator in Form von Wasser verdampfte, wodurch die Reaktion beschleunigt wurde, und kondensierte dann wieder, wodurch die Kernreaktion verlangsamt und eine Kernschmelze verhindert wurde. Die Spaltungsreaktion hielt Hunderttausende von Jahren an.

Solch natürliche Reaktoren wurden von Wissenschaftlern, die sich für die Entsorgung radioaktiver Abfälle in geologischen Umgebungen interessieren, eingehend untersucht. Sie schlagen eine Fallstudie darüber vor, wie radioaktive Isotope durch eine Schicht der Erdkruste wandern würden. Dies ist ein zentraler Punkt für Kritiker der geologischen Abfallentsorgung, die befürchten, dass im Abfall enthaltene Isotope in Gewässer gelangen oder in die Umwelt gelangen könnten.

Umweltprobleme der Kernenergie

Ein Kernreaktor setzt kleine Mengen Tritium, Sr-90, in die Luft und das Grundwasser frei. Mit Tritium verunreinigtes Wasser ist farb- und geruchlos. Große Dosen von Sr-90 erhöhen das Risiko für Knochenkrebs und Leukämie bei Tieren und vermutlich auch beim Menschen.

Aufbau und Funktionsprinzip

Energiefreisetzungsmechanismus

Die Umwandlung eines Stoffes geht nur dann mit der Freisetzung freier Energie einher, wenn der Stoff über eine Energiereserve verfügt. Letzteres bedeutet, dass sich Mikropartikel eines Stoffes in einem Zustand befinden, dessen Ruheenergie größer ist als in einem anderen möglichen Zustand, in den ein Übergang besteht. Ein spontaner Übergang wird immer durch eine Energiebarriere verhindert, zu deren Überwindung das Mikropartikel eine bestimmte Energiemenge von außen erhalten muss – Anregungsenergie. Die exoenergetische Reaktion besteht darin, dass bei der der Anregung folgenden Umwandlung mehr Energie freigesetzt wird, als zur Anregung des Prozesses erforderlich ist. Es gibt zwei Möglichkeiten, die Energiebarriere zu überwinden: entweder durch die kinetische Energie kollidierender Teilchen oder durch die Bindungsenergie des sich verbindenden Teilchens.

Wenn wir das makroskopische Ausmaß der Energiefreisetzung berücksichtigen, müssen alle oder zunächst zumindest ein Teil der Partikel der Substanz über die kinetische Energie verfügen, die zur Anregung von Reaktionen erforderlich ist. Dies ist nur erreichbar, indem die Temperatur des Mediums auf einen Wert erhöht wird, bei dem sich die Energie der thermischen Bewegung der Energieschwelle nähert, die den Prozessablauf begrenzt. Bei molekularen Umwandlungen, also chemischen Reaktionen, beträgt ein solcher Anstieg meist Hunderte von Kelvin, bei Kernreaktionen jedoch mindestens 10 7 aufgrund der sehr hohen Höhe der Coulomb-Barrieren kollidierender Kerne. Die thermische Anregung von Kernreaktionen wird in der Praxis nur bei der Synthese der leichtesten Kerne durchgeführt, bei denen die Coulomb-Barrieren minimal sind (thermonukleare Fusion).

Die Anregung durch die Verbindung von Partikeln erfordert keine große kinetische Energie und hängt daher nicht von der Temperatur des Mediums ab, da sie aufgrund ungenutzter Bindungen erfolgt, die den Anziehungskräften der Partikel innewohnen. Aber um Reaktionen anzuregen, sind die Teilchen selbst notwendig. Und wenn wir wieder nicht einen separaten Reaktionsakt meinen, sondern die Energieerzeugung im makroskopischen Maßstab, dann ist dies nur möglich, wenn eine Kettenreaktion stattfindet. Letzteres tritt auf, wenn die Teilchen, die die Reaktion anregen, als Produkte einer exoenergetischen Reaktion wieder auftauchen.

Design

Jeder Kernreaktor besteht aus folgenden Teilen:

• Kern mit Kernbrennstoff und Moderator;
• Neutronenreflektor umgibt den Kern;
• Kettenreaktionskontrollsystem, einschließlich Notfallschutz;
• Schutz vor Radioaktivität;
• Fernbedienungssystem.

Physikalische Funktionsprinzipien

Siehe auch die Hauptartikel:

Der aktuelle Zustand eines Kernreaktors kann durch den effektiven Neutronenvervielfachungsfaktor charakterisiert werden k oder Reaktivität ρ , die durch die folgende Beziehung verbunden sind:

Typisch für diese Größen sind folgende Werte:

• k> 1 – die Kettenreaktion nimmt mit der Zeit zu, in der sich der Reaktor befindet überkritisch Zustand, seine Reaktivität ρ > 0;
• k < 1 - реакция затухает, реактор - unterkritisch, ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - die Anzahl der Kernspaltungen ist konstant, der Reaktor befindet sich in einem stabilen Zustand kritisch Zustand.

Kritikalitätsbedingung für einen Kernreaktor:

Die Umkehrung des Multiplikationsfaktors auf Eins wird erreicht, indem die Multiplikation der Neutronen mit ihren Verlusten ausgeglichen wird. Tatsächlich gibt es zwei Gründe für die Verluste: Einfangen ohne Spaltung und Austreten von Neutronen aus dem Brutmedium.

Es ist offensichtlich, dass k< k 0 , поскольку в конечном объёме вследствие утечки потери нейтронов обязательно больше, чем в бесконечном. Поэтому, если в веществе данного состава k 0 < 1, то цепная самоподдерживающаяся реакция невозможна как в бесконечном, так и в любом конечном объёме. Таким образом, k 0 определяет принципиальную способность среды размножать нейтроны.

k 0 für thermische Reaktoren kann durch die sogenannte „Formel der 4 Faktoren“ bestimmt werden:

• η ist die Neutronenausbeute für zwei Absorptionen.

Das Volumen moderner Leistungsreaktoren kann Hunderte von m³ erreichen und wird hauptsächlich nicht durch Kritikalitätsbedingungen, sondern durch die Fähigkeit zur Wärmeabfuhr bestimmt.

Kritisches Volumen Kernreaktor – das Volumen des Reaktorkerns in einem kritischen Zustand. Kritische Masse- die Masse des spaltbaren Materials des Reaktors, das sich in einem kritischen Zustand befindet.

Reaktoren, in denen der Brennstoff wässrige Lösungen von Salzen reiner spaltbarer Isotope mit einem Wasser-Neutronenreflektor sind, haben die niedrigste kritische Masse. Für 235 U beträgt diese Masse 0,8 kg, für 239 Pu - 0,5 kg. Es ist jedoch allgemein bekannt, dass die kritische Masse für den LOPO-Reaktor (der weltweit erste Reaktor für angereichertes Uran), der über einen Berylliumoxid-Reflektor verfügte, 0,565 kg betrug, obwohl der Anreicherungsgrad für das Isotop 235 nur geringfügig darüber lag als 14 %. Theoretisch hat es die kleinste kritische Masse, für die dieser Wert nur 10 g beträgt.

Um den Neutronenaustritt zu reduzieren, erhält der Kern eine kugelförmige oder nahezu kugelförmige Form, beispielsweise einen kurzen Zylinder oder Würfel, da diese Figuren das kleinste Verhältnis von Oberfläche zu Volumen aufweisen.

Trotz der Tatsache, dass der Wert (e – 1) normalerweise klein ist, ist die Rolle der schnellen Neutronenzüchtung ziemlich groß, da für große Kernreaktoren (K ∞ – 1)<< 1. Без этого процесса было бы невозможным создание первых графитовых реакторов на естественном уране.

Um eine Kettenreaktion auszulösen, reichen in der Regel Neutronen aus, die bei der spontanen Spaltung von Urankernen entstehen. Es ist auch möglich, eine externe Neutronenquelle zum Starten des Reaktors zu verwenden, beispielsweise eine Mischung aus und oder anderen Stoffen.

Jodgrube

Jodgrube – ein Zustand eines Kernreaktors nach dessen Abschaltung, der durch die Ansammlung des kurzlebigen Isotops Xenon gekennzeichnet ist. Dieser Prozess führt zum vorübergehenden Auftreten einer erheblichen negativen Reaktivität, die es wiederum unmöglich macht, den Reaktor innerhalb eines bestimmten Zeitraums (ca. 1–2 Tage) auf seine Auslegungskapazität zu bringen.

Einstufung

Nach Verwendungszweck

Je nach Art ihrer Verwendung werden Kernreaktoren unterteilt in:

• Leistungsreaktoren Entwickelt für die Erzeugung elektrischer und thermischer Energie für den Energiesektor sowie für die Entsalzung von Meerwasser (Entsalzungsreaktoren werden auch als Industriereaktoren eingestuft). Solche Reaktoren werden hauptsächlich in Kernkraftwerken eingesetzt. Die thermische Leistung moderner Leistungsreaktoren erreicht 5 GW. Eine separate Gruppe umfasst:
  • Transportreaktoren, entworfen, um Fahrzeugmotoren mit Energie zu versorgen. Die breitesten Anwendungsgruppen sind Seetransportreaktoren, die auf U-Booten und verschiedenen Überwasserschiffen eingesetzt werden, sowie Reaktoren, die in der Raumfahrttechnik eingesetzt werden.
• Experimentelle Reaktoren, bestimmt für die Untersuchung verschiedener physikalischer Größen, deren Wert für die Konstruktion und den Betrieb von Kernreaktoren erforderlich ist; Die Leistung solcher Reaktoren überschreitet mehrere kW nicht.
• Forschungsreaktoren, bei dem im Kern erzeugte Neutronen- und Gammaquantenflüsse für Forschungen auf dem Gebiet der Kernphysik, Festkörperphysik, Strahlungschemie und Biologie sowie zum Testen von Materialien verwendet werden, die für den Betrieb in intensiven Neutronenflüssen (einschließlich Teilen von Kernreaktoren) vorgesehen sind die Produktion von Isotopen. Die Leistung von Forschungsreaktoren überschreitet 100 MW nicht. Die freigesetzte Energie wird in der Regel nicht genutzt.
• Industrielle (Waffen-, Isotopen-)Reaktoren, wird zur Herstellung von Isotopen verwendet, die in verschiedenen Bereichen verwendet werden. Wird am häufigsten zur Herstellung von Kernwaffenmaterialien verwendet, beispielsweise 239 Pu. Als Industriereaktoren gelten auch Reaktoren, die zur Entsalzung von Meerwasser dienen.

Reaktoren werden häufig zur Lösung zweier oder mehrerer unterschiedlicher Probleme eingesetzt, in diesem Fall werden sie auch als Reaktoren bezeichnet Mehrzweck. Beispielsweise waren einige Leistungsreaktoren, insbesondere in den Anfängen der Kernenergie, hauptsächlich für Experimente konzipiert. Schnelle Neutronenreaktoren können gleichzeitig Energie erzeugen und Isotope produzieren. Industriereaktoren erzeugen neben ihrer Hauptaufgabe häufig elektrische und thermische Energie.

Laut Neutronenspektrum

• Thermischer (langsamer) Neutronenreaktor („thermischer Reaktor“)
• Schneller Neutronenreaktor („schneller Reaktor“)

Durch Kraftstoffplatzierung

• Heterogene Reaktoren, bei denen der Brennstoff diskret in Form von Blöcken im Kern untergebracht ist, zwischen denen sich ein Moderator befindet;
• Homogene Reaktoren, bei denen Brennstoff und Moderator eine homogene Mischung darstellen (homogenes System).

In einem heterogenen Reaktor können Brennstoff und Moderator räumlich getrennt sein, insbesondere in einem Hohlraumreaktor umgibt der Moderator-Reflektor einen Hohlraum mit Brennstoff, der keinen Moderator enthält. Aus kernphysikalischer Sicht ist das Kriterium für Homogenität/Heterogenität nicht das Design, sondern die Platzierung der Brennstoffblöcke in einem Abstand, der die Neutronenmoderationslänge in einem bestimmten Moderator überschreitet. So sind Reaktoren mit dem sogenannten „geschlossenen Gitter“ homogen ausgelegt, obwohl bei ihnen der Brennstoff meist vom Moderator getrennt ist.

Kernbrennstoffblöcke in einem heterogenen Reaktor werden als Brennelemente (FA) bezeichnet, die sich im Kern an den Knotenpunkten eines regelmäßigen Gitters befinden und sich bilden Zellen.

Nach Kraftstofftyp

• Uranisotope 235, 238, 233 (235 U, 238 U, 233 U)
• Plutoniumisotop 239 (239 Pu), auch Isotope 239-242 Pu in Form einer Mischung mit 238 U (MOX-Brennstoff)
• Thoriumisotop 232 (232 Th) (durch Umwandlung in 233 U)

Nach Anreicherungsgrad:

• natürliches Uran
• schwach angereichertes Uran
• hochangereichertes Uran

Nach chemischer Zusammensetzung:

• Metall U
• UC (Urancarbid) usw.

Nach Art des Kühlmittels

• Gas, (siehe Graphit-Gas-Reaktor)
• D 2 O (schweres Wasser, siehe Schwerwasserkernreaktor, CANDU)

Nach Art des Moderators

• C (Graphit, siehe Graphit-Gas-Reaktor, Graphit-Wasser-Reaktor)
• H2O (Wasser, siehe Leichtwasserreaktor, wassergekühlter Reaktor, WWER)
• D 2 O (schweres Wasser, siehe Schwerwasserkernreaktor, CANDU)
• Metallhydride
• Ohne Moderator (siehe Schnellreaktor)

Von Entwurf

Durch Dampferzeugungsmethode

• Reaktor mit externem Dampferzeuger (siehe Wasser-Wasser-Reaktor, WWER)

IAEA-Klassifizierung

• PWR (Druckwasserreaktoren) – Wasser-Wasser-Reaktor (Druckwasserreaktor);
• SWR (Siedewasserreaktor) – Siedewasserreaktor;
• FBR (Fast Breer Reactor) – schneller Brutreaktor;
• GCR (gasgekühlter Reaktor) – gasgekühlter Reaktor;
• LWGR (Light Water Graphite Reactor) – Graphit-Wasser-Reaktor
• PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) – Schwerwasserreaktor

Am häufigsten auf der Welt sind Druckwasserreaktoren (ca. 62 %) und Siedewasserreaktoren (20 %).

Reaktormaterialien

Die Materialien, aus denen Reaktoren gebaut werden, arbeiten bei hohen Temperaturen in einem Feld aus Neutronen, γ-Quanten und Spaltfragmenten. Daher sind nicht alle in anderen Technikzweigen verwendeten Materialien für den Reaktorbau geeignet. Bei der Auswahl der Reaktormaterialien werden deren Strahlungsbeständigkeit, chemische Inertheit, Absorptionsquerschnitt und andere Eigenschaften berücksichtigt.

Die Strahlungsinstabilität von Materialien wirkt sich bei hohen Temperaturen weniger aus. Die Beweglichkeit der Atome wird so groß, dass die Wahrscheinlichkeit der Rückkehr aus dem Kristallgitter ausgeschlagener Atome an ihren Platz oder der Rekombination von Wasserstoff und Sauerstoff zu einem Wassermolekül deutlich zunimmt. Daher ist die Radiolyse von Wasser in nicht siedenden Energiereaktoren (z. B. WWER) unbedeutend, während in leistungsstarken Forschungsreaktoren eine erhebliche Menge an explosivem Gemisch freigesetzt wird. Reaktoren verfügen über spezielle Systeme zur Verbrennung.

Reaktormaterialien stehen miteinander in Kontakt (Brennstoffhülle mit Kühlmittel und Kernbrennstoff, Brennstoffkassetten mit Kühlmittel und Moderator usw.). Selbstverständlich müssen die Kontaktmaterialien chemisch inert (kompatibel) sein. Ein Beispiel für Unverträglichkeit ist die chemische Reaktion zwischen Uran und heißem Wasser.

Bei den meisten Materialien verschlechtern sich die Festigkeitseigenschaften mit zunehmender Temperatur stark. In Leistungsreaktoren arbeiten Strukturmaterialien bei hohen Temperaturen. Dies schränkt die Auswahl an Baumaterialien ein, insbesondere für die Teile des Leistungsreaktors, die einem hohen Druck standhalten müssen.

Ausbrennen und Reproduktion von Kernbrennstoff

Während des Betriebs eines Kernreaktors ändern sich aufgrund der Ansammlung von Spaltfragmenten im Brennstoff dessen Isotope und chemische Zusammensetzung und es entstehen transuranische Elemente, hauptsächlich Isotope. Man nennt die Wirkung von Spaltfragmenten auf die Reaktivität eines Kernreaktors Vergiftung(für radioaktive Fragmente) und Verschlackung(für stabile Isotope).

Der Hauptgrund für die Reaktorvergiftung ist , der den größten Neutronenabsorptionsquerschnitt hat (2,6·10 6 Scheune). Halbwertszeit von 135 Xe T 1/2 = 9,2 Stunden; Die Ausbeute bei der Teilung beträgt 6-7 %. Der Großteil von 135 Xe entsteht durch den Zerfall ( T 1/2 = 6,8 Stunden). Bei einer Vergiftung verändert sich Keff um 1-3 %. Der große Absorptionsquerschnitt von 135 Xe und das Vorhandensein des Zwischenisotops 135 I führen zu zwei wichtigen Phänomenen:

1. Zu einem Anstieg der Konzentration von 135 . Dieser Effekt wird durch die Einführung einer Reaktivitätsreserve in den Regulierungsbehörden überwunden. Die Tiefe und Dauer der Jodquelle hängt vom Neutronenfluss Ф ab: Bei Ф = 5·10 18 Neutronen/(cm²·s) beträgt die Dauer der Jodquelle ~ 30 Stunden und die Tiefe ist 2-mal größer als die stationäre Veränderung des Keff durch 135 Xe-Vergiftung.
2. Durch Vergiftungen kann es zu räumlich-zeitlichen Schwankungen des Neutronenflusses F und damit der Reaktorleistung kommen. Diese Schwingungen treten bei Ф > 10 18 Neutronen/(cm²·s) und großen Reaktorgrößen auf. Schwingungsperioden ˜ 10 Stunden.

Bei der Kernspaltung entsteht eine große Anzahl stabiler Fragmente, deren Absorptionsquerschnitte sich vom Absorptionsquerschnitt des spaltbaren Isotops unterscheiden. Konzentration von Fragmenten mit großer Wert Der Absorptionsquerschnitt erreicht innerhalb der ersten Tage des Reaktorbetriebs die Sättigung. Dabei handelt es sich hauptsächlich um Brennstäbe unterschiedlichen „Alters“.

Im Falle eines vollständigen Brennstoffwechsels weist der Reaktor eine überschüssige Reaktivität auf, die ausgeglichen werden muss, während im zweiten Fall ein Ausgleich nur beim ersten Start des Reaktors erforderlich ist. Durch kontinuierliche Überladung ist es möglich, die Abbrandtiefe zu erhöhen, da die Reaktivität des Reaktors durch die durchschnittlichen Konzentrationen spaltbarer Isotope bestimmt wird.

Die Masse des geladenen Kraftstoffs übersteigt aufgrund des „Gewichts“ der freigesetzten Energie die Masse des entladenen Kraftstoffs. Nach dem Abschalten des Reaktors, zunächst hauptsächlich aufgrund der Spaltung durch verzögerte Neutronen und dann, nach 1–2 Minuten, aufgrund der β- und γ-Strahlung von Spaltfragmenten und Transuranelementen, setzt sich die Energiefreisetzung im Brennstoff fort. Wenn der Reaktor vor dem Stoppen lange genug gearbeitet hat, beträgt die Energiefreisetzung 2 Minuten nach dem Stoppen etwa 3 %, nach 1 Stunde - 1 %, nach einem Tag - 0,4 %, nach einem Jahr - 0,05 % der ursprünglichen Leistung.

Man nennt das Verhältnis der Zahl der in einem Kernreaktor gebildeten spaltbaren Pu-Isotope zur Menge des verbrannten 235 U Wechselkurs K K . Der Wert von K K steigt mit abnehmender Anreicherung und Abbrand. Für einen Schwerwasserreaktor, der natürliches Uran verwendet, mit einem Abbrand von 10 GW Tag/t K K = 0,55 und bei kleinen Abbränden (in diesem Fall K K). anfänglicher Plutoniumkoeffizient) K K = 0,8. Wenn ein Kernreaktor brennt und die gleichen Isotope produziert (Brüterreaktor), dann nennt man das Verhältnis der Reproduktionsrate zur Abbrandrate Reproduktionsrate K V. In Kernreaktoren mit thermischen Neutronen K V< 1, а для реакторов на быстрых нейтронах К В может достигать 1,4-1,5. Рост К В для реакторов на быстрых нейтронах объясняется главным образом тем, что, особенно в случае 239 Pu, для быстрых нейтронов G wächst und A Stürze.

Steuerung von Kernreaktoren

Die Steuerung eines Kernreaktors ist nur dadurch möglich, dass bei der Spaltung ein Teil der Neutronen mit einer Verzögerung, die zwischen mehreren Millisekunden und mehreren Minuten liegen kann, aus den Bruchstücken herausfliegt.

Zur Steuerung des Reaktors werden Absorberstäbe verwendet, die in den Kern eingeführt werden und aus Materialien bestehen, die Neutronen (hauptsächlich und einige andere) stark absorbieren, und/oder eine Borsäurelösung, die dem Kühlmittel in einer bestimmten Konzentration zugesetzt wird (Borkontrolle). . Die Bewegung der Stäbe wird durch spezielle Mechanismen, Antriebe, gesteuert, die nach Signalen des Bedieners oder durch Geräte zur automatischen Steuerung des Neutronenflusses arbeiten.

Für den Fall verschiedener Notfallsituationen ist jeder Reaktor mit einer Notabschaltung der Kettenreaktion ausgestattet, die durch das Einwerfen aller absorbierenden Stäbe in den Kern erfolgt – ein Notfallschutzsystem.

Restwärme

Ein wichtiges Thema, das direkt mit der nuklearen Sicherheit zusammenhängt, ist die Zerfallswärme. Dies ist eine Besonderheit des Kernbrennstoffs, die darin besteht, dass nach Beendigung der Spaltkettenreaktion und der für jede Energiequelle üblichen thermischen Trägheit die Wärmeabgabe im Reaktor noch lange anhält, wodurch ein Anzahl technisch komplexer Probleme.

Restwärme ist eine Folge des β- und γ-Zerfalls von Spaltprodukten, die sich während des Reaktorbetriebs im Brennstoff angesammelt haben. Spaltproduktkerne wandeln sich aufgrund des Zerfalls unter Freisetzung erheblicher Energie in einen stabileren oder völlig stabilen Zustand um.

Obwohl die Zerfallswärmefreisetzungsrate im Vergleich zu stationären Werten schnell auf Werte abnimmt, ist sie in leistungsstarken Leistungsreaktoren von Bedeutung absolute Werte. Aus diesem Grund erfordert die Restwärmeerzeugung einen langen Zeitraum, um die Wärmeabfuhr aus dem Reaktorkern nach dessen Abschaltung sicherzustellen. Diese Aufgabe erfordert die Gestaltung der Reaktoranlage mit Kühlsystemen mit zuverlässiger Stromversorgung und erfordert außerdem eine langfristige (3-4 Jahre) Lagerung abgebrannter Kernbrennstoffe in Lagereinrichtungen mit speziellen Lagereinrichtungen Temperaturbedingungen- Kühlbecken, die sich meist in unmittelbarer Nähe des Reaktors befinden.

siehe auch

• Liste der in der Sowjetunion entworfenen und gebauten Kernreaktoren

Literatur

• Levin V. E. Kernphysik und Kernreaktoren. 4. Aufl. - M.: Atomizdat, 1979.
• Shukolyukov A. Yu. „Uran. Natürlicher Kernreaktor. „Chemie und Leben“ Nr. 6, 1980, S. 20-24

Anmerkungen

1. „ZEEP – Kanadas erster Kernreaktor“, Canada Science and Technology Museum.
2. Greshilov A. A., Egupov N. D., Matushchenko A. M. Nuklearer Schutzschild. - M.: Logos, 2008. - 438 S. -

Der erste Kernreaktor wurde im Dezember 1942 in den USA unter der Leitung von E. gebaut. Fermi . In Europa wurde der erste Kernreaktor im Dezember 1946 in Moskau unter der Leitung von I.V. in Betrieb genommen. Kurchatova . Bis 1978 waren weltweit bereits etwa tausend Kernreaktoren verschiedener Typen in Betrieb. Komponenten Jeder Kernreaktor ist: Kern Mit Kernbrennstoff, normalerweise umgeben von einem Neutronenreflektor, Kühlmittel, Kettenreaktionskontrollsystem, Strahlenschutz, Fernsteuerungssystem ( Reis. 1). Das Hauptmerkmal eines Kernreaktors ist seine Leistung. Leistung bei 1 Mv entspricht einer Kettenreaktion, bei der 3 · 10 16 Spaltungsvorgänge in 1 stattfinden Sek.
Entwurf von Leistungskernreaktoren.

Ein Kernreaktor ist eine Vorrichtung, in der eine kontrollierte Kettenreaktion der Kernspaltung schwerer Elemente durchgeführt wird und die dabei freigesetzte Wärmeenergie durch ein Kühlmittel abgeführt wird. Das Hauptelement eines Kernreaktors ist der Kern. Es beherbergt Kernbrennstoff und führt eine Spaltungskettenreaktion durch. Der Kern ist eine Ansammlung von Brennelementen, die Kernbrennstoff enthalten und auf eine bestimmte Weise angeordnet sind. Thermische Neutronenreaktoren verwenden einen Moderator. Zur Kühlung der Brennelemente wird Kühlmittel durch den Kern gepumpt. Bei einigen Reaktortypen übernimmt ein und derselbe Stoff die Rolle von Moderator und Kühlmittel, beispielsweise gewöhnliches oder schweres Wasser.

Homogenes Reaktordiagramm: 1-Reaktorkörper, 2-Kern, 3-Volumen-Kompensator, 4-Wärmetauscher, 5-Dampfauslass, 6-Speisewassereinlass, 7-Umwälzpumpe

Um den Betrieb des Reaktors zu steuern, werden Steuerstäbe aus Materialien mit großem Neutronenabsorptionsquerschnitt in den Kern eingeführt. Der Kern von Leistungsreaktoren ist von einem Neutronenreflektor umgeben – einer Schicht aus Moderatormaterial, um den Austritt von Neutronen aus dem Kern zu reduzieren. Darüber hinaus werden dank des Reflektors die Neutronendichte und die Energiefreisetzung im gesamten Kernvolumen ausgeglichen, was es ermöglicht, bei gegebener Zonengröße eine höhere Leistung zu erzielen, einen gleichmäßigeren Brennstoffausbrand zu erreichen und die Betriebszeit des Reaktors zu verlängern ohne den Brennstoff zu überlasten und das Wärmeabfuhrsystem zu vereinfachen. Der Reflektor wird durch die Energie der verlangsamten und absorbierten Neutronen und Gammaquanten erhitzt und sorgt so für seine Kühlung. Der Kern, der Reflektor und andere Elemente sind in einem versiegelten Gehäuse oder Gehäuse untergebracht, das normalerweise von einer biologischen Abschirmung umgeben ist.

Im Kern eines Kernreaktors befindet sich Kernbrennstoff, es kommt zu einer Kettenreaktion der Kernspaltung und es wird Energie freigesetzt. Der staatliche Kernreaktor zeichnet sich durch einen effektiven Koeffizienten aus Kef Neutronenvervielfachung oder Reaktivität r:

R = (K ¥ - 1)/K eff. (1)

Wenn K ef > 1, dann nimmt die Kettenreaktion mit der Zeit zu, der Kernreaktor befindet sich in einem überkritischen Zustand und seine Reaktivität r > 0; Wenn K eff< 1 , dann erlischt die Reaktion, der Reaktor ist unterkritisch, r< 0; при ZU ¥ = 1, r = 0, der Reaktor befindet sich in einem kritischen Zustand, es läuft ein stationärer Prozess ab und die Anzahl der Spaltungen ist über die Zeit konstant. Um beim Starten eines Kernreaktors eine Kettenreaktion auszulösen, wird üblicherweise eine Neutronenquelle (eine Mischung aus Ra und Be, 252 Cf usw.) in den Kern eingeführt, obwohl dies nicht notwendig ist, da die spontane Spaltung von Urankernen und kosmische Strahlung stellen eine ausreichende Anzahl an Anfangsneutronen für die Entwicklung einer Kettenreaktion bereit K ef > 1.

235 U wird in den meisten Kernreaktoren als spaltbarer Stoff verwendet. Enthält der Kern neben Kernbrennstoff (natürliches oder angereichertes Uran) einen Neutronenmoderator (Graphit, Wasser und andere Stoffe, die leichte Kerne enthalten, vgl Neutronenmoderation), dann erfolgt der Großteil der Spaltungen unter Einfluss thermische Neutronen (thermischer Reaktor). Ein Kernreaktor mit thermischen Neutronen kann natürliches Uran verwenden, das nicht mit 235 U angereichert ist (dies war der erste Kernreaktor). Wenn im Kern kein Moderator vorhanden ist, wird der Großteil der Spaltungen durch schnelle Neutronen mit einer Energie x n > 10 verursacht kev (schneller Reaktor). Auch mittlere Neutronenreaktoren mit Energien von 1-1000 sind möglich ev.

Die Kritikalitätsbedingung für einen Kernreaktor hat die Form:

Keff = K ¥ × P = 1 , (1)

Dabei ist 1 - P die Wahrscheinlichkeit, dass Neutronen aus dem Kern des Kernreaktors austreten (Leckage), ZU ¥ - der Neutronenvervielfachungsfaktor in einem unendlich großen Kern, bestimmt für einen thermischen Kernreaktor durch die sogenannte „Vier-Faktoren-Formel“:

ZU¥ = neju. (2)

Hier ist n die durchschnittliche Anzahl sekundärer (schneller) Neutronen, die aus der Spaltung eines 235 U-Kerns durch thermische Neutronen resultieren, e ist der Multiplikationsfaktor mit schnellen Neutronen (eine Zunahme der Neutronenzahl aufgrund der Kernspaltung, hauptsächlich 238). U-Kerne, durch schnelle Neutronen); j ist die Wahrscheinlichkeit, dass ein Neutron während des Verlangsamungsprozesses nicht vom 238 U-Kern eingefangen wird, u ist die Wahrscheinlichkeit, dass ein thermisches Neutron eine Spaltung verursacht. Häufig wird der Wert h = n/(l + a) verwendet, wobei a das Verhältnis des Strahlungseinfangquerschnitts sp zum Spaltquerschnitt s d ist.

Bedingung (1) bestimmt die Abmessungen des Kernreaktors. Beispielsweise für einen Kernreaktor aus natürlichem Uran und Graphit n = 2.4. e » 1,03, eju » 0,44, von wo ZU¥ =1,08. Das bedeutet, dass für ZU ¥ > 1 notwendiges P<0,93, что соответствует (как показывает теория Ядерный реактор) размерам активной зоны Ядерный реактор ~ 5-10 M. Das Volumen eines modernen Kernreaktors erreicht Hunderte m 3 und wird hauptsächlich durch die Wärmeableitungsfähigkeiten und nicht durch Kritikalitätsbedingungen bestimmt. Das Volumen der aktiven Zone eines Kernreaktors in einem kritischen Zustand wird als kritisches Volumen des Kernreaktors bezeichnet, und die Masse des spaltbaren Materials wird als kritische Masse bezeichnet. Ein Kernreaktor mit Brennstoff in Form von Lösungen von Salzen reiner spaltbarer Isotope in Wasser und mit einem Wasser-Neutronenreflektor hat die niedrigste kritische Masse. Für 235 U beträgt diese Masse 0,8 kg, Für 239 Pu - 0,5 kg . 251 Cf hat die kleinste kritische Masse (theoretisch 10 g). Kritische Parameter des Graphit-Kernreaktors mit natürlichem Uran: Uranmasse 45 T, Graphitvolumen 450 m 3 . Um den Neutronenaustritt zu reduzieren, erhält der Kern eine kugelförmige oder nahezu kugelförmige Form, beispielsweise einen Zylinder mit einer Höhe in der Größenordnung des Durchmessers oder einen Würfel (das kleinste Verhältnis von Oberfläche zu Volumen).

Der Wert von n ist für thermische Neutronen mit einer Genauigkeit von 0,3 % bekannt (Tabelle 1). Wenn die Energie x n des Neutrons, das die Spaltung verursacht hat, zunimmt, nimmt n gemäß dem Gesetz zu: n = n t + 0,15x n (x n in Mev), wobei n t der Spaltung durch thermische Neutronen entspricht.

Tisch 1. - Werte n und h) für thermische Neutronen (nach Angaben von 1977)

Der Wert (e-1) beträgt normalerweise nur wenige %; dennoch ist die Rolle der schnellen Neutronenvervielfachung von Bedeutung, da für große Kernreaktoren ( ZU ¥ - 1) << 1 (графитовые Ядерный реактор с естественным ураном, в которых впервые была осуществлена цепная реакция, невозможно было бы создать, если бы не существовало деления на быстрых нейтронах).

Der maximal mögliche Wert von J wird in einem Kernreaktor erreicht, der nur spaltbare Kerne enthält. Energiekernreaktoren verwenden schwach angereichertes Uran (Konzentration 235 U ~ 3-5 %), und 238 U-Kerne absorbieren einen erheblichen Teil der Neutronen. Somit beträgt für eine natürliche Mischung von Uranisotopen der Maximalwert von nJ = 1,32. Die Absorption von Neutronen in Moderator- und Strukturmaterialien beträgt normalerweise nicht mehr als 5–20 % der Absorption aller Isotope von Kernbrennstoffen. Von den Moderatoren hat schweres Wasser die geringste Absorption von Neutronen und von Strukturmaterialien – Al und Zr.

Die Wahrscheinlichkeit des resonanten Einfangens von Neutronen durch 238 U-Kerne während des Moderationsprozesses (1-j) ist in einem heterogenen Kernreaktor deutlich verringert. Die Abnahme (1 - j) ist auf die Tatsache zurückzuführen, dass die Anzahl der Neutronen mit einer Energie nahe bei liegt Die Resonanz nimmt innerhalb des Brennstoffblocks und bei der Resonanzabsorption stark ab. Nur die äußere Schicht des Blocks ist betroffen. Der heterogene Aufbau des Kernreaktors ermöglicht die Durchführung eines Kettenprozesses mit Natururan. Es verringert den Wert von O, aber dieser Verlust an Reaktivität ist deutlich geringer als der Gewinn aufgrund einer Abnahme der Resonanzabsorption.

Um die thermischen Eigenschaften eines Kernreaktors zu berechnen, ist es notwendig, das Spektrum thermischer Neutronen zu bestimmen. Wenn die Absorption von Neutronen sehr schwach ist und es dem Neutron gelingt, vor der Absorption viele Male mit den Moderatorkernen zu kollidieren, stellt sich ein thermodynamisches Gleichgewicht (Neutronenthermalisierung) zwischen dem Moderatormedium und dem Neutronengas ein und das Spektrum der thermischen Neutronen wird beschrieben Maxwell-Verteilung . Tatsächlich ist die Absorption von Neutronen im Kern eines Kernreaktors recht hoch. Dies führt zu einer Abweichung von der Maxwell-Verteilung – die durchschnittliche Energie der Neutronen ist größer als die durchschnittliche Energie der Moleküle des Mediums. Der Thermalisierungsprozess wird durch die Bewegungen von Kernen, chemische Bindungen von Atomen usw. beeinflusst.

Ausbrennen und Reproduktion von Kernbrennstoff. Während des Betriebs eines Kernreaktors kommt es aufgrund der Ansammlung von Spaltfragmenten darin zu einer Änderung der Zusammensetzung des Brennstoffs (vgl. Kernspaltung) und mit Bildung transuranische Elemente, hauptsächlich Pu-Isotope. Der Einfluss von Spaltfragmenten auf die Reaktivität eines Kernreaktors wird als Vergiftung (für radioaktive Fragmente) und Verschlackung (für stabile) bezeichnet. Vergiftungen werden hauptsächlich durch 135 Xe verursacht, das den größten Neutronenabsorptionsquerschnitt hat (2,6 · 10 6). Scheune). Seine Halbwertszeit T 1/2 = 9,2 Stunden, die Spaltungsausbeute beträgt 6-7 %. Der Hauptteil von 135 Xe entsteht durch den Zerfall von 135 ]( Einkaufszentrum = 6,8 H). Bei einer Vergiftung verändert sich Cef um 1–3 %. Der große Absorptionsquerschnitt von 135 Xe und das Vorhandensein des Zwischenisotops 135 I führen zu zwei wichtigen Phänomenen: 1) zu einem Anstieg der Konzentration von 135 gestoppt oder die Leistung reduziert („Jodgrube“). Dies erzwingt eine zusätzliche Reaktionsreserve der Regulierungsbehörden oder macht kurzfristige Stopps und Leistungsschwankungen unmöglich. Die Tiefe und Dauer der Jodquelle hängt vom Neutronenfluss Ф ab: bei Ф = 5·10 13 Neutronen/cm 2 × Sek Dauer der Jodquelle ~ 30 H und die Tiefe ist 2-mal größer als die stationäre Änderung K eff, verursacht durch 135 Xe-Vergiftung. 2) Aufgrund von Vergiftungen können raumzeitliche Schwankungen des Neutronenflusses F und damit der Leistung auftreten. Kernreaktor Diese Schwankungen treten bei F> 10 13 Neutronen/cm 2 × Sek. und großen Größen auf. Kernreaktor Schwingungsperioden ~ 10 H.

Die Zahl der verschiedenen stabilen Fragmente, die bei der Kernspaltung entstehen, ist groß. Es gibt Fragmente mit großem und kleinem Absorptionsquerschnitt im Vergleich zum Absorptionsquerschnitt des spaltbaren Isotops. Die Konzentration des ersteren erreicht in den ersten Betriebstagen des Kernreaktors die Sättigung (hauptsächlich 149 Sm, wodurch sich Keff um 1 % ändert). Die Konzentration der Letzteren und die dadurch verursachte negative Reaktivität nehmen linear mit der Zeit zu.

Die Bildung von Transuranelementen in einem Kernreaktor erfolgt nach folgenden Schemata:

Hier bedeutet 3 Neutroneneinfang, die Zahl unter dem Pfeil ist die Halbwertszeit.

Die Anreicherung von 239 Pu (Kernbrennstoff) zu Beginn des Betriebs eines Kernreaktors erfolgt zeitlich linear, und je schneller (bei einem festen Abbrand von 235 U) desto geringer ist die Urananreicherung. Dann tendiert die Konzentration von 239 Pu zu einem konstanten Wert, der nicht vom Grad der Anreicherung abhängt, sondern durch das Verhältnis der Neutroneneinfangquerschnitte von 238 U und 239 Pu bestimmt wird . Charakteristische Zeit zur Herstellung einer Gleichgewichtskonzentration 239 Pu ~ 3/ F Jahre (F in Einheiten 10 13 Neutronen/ cm 2×Sek.). Die Isotope 240 Pu und 241 Pu erreichen Gleichgewichtskonzentrationen nur, wenn der Brennstoff nach der Regeneration des Kernbrennstoffs in einem Kernreaktor erneut verbrannt wird.

Der Kernbrennstoffausbrand wird durch die Gesamtenergie charakterisiert, die pro Jahr in den Kernreaktor freigesetzt wird T Kraftstoff. Bei einem Kernreaktor, der mit natürlichem Uran betrieben wird, beträgt der maximale Abbrand ~10 GW × Tag/t(Schwerwasser-Kernreaktor). B Kernreaktor mit schwach angereichertem Uran (2-3 % 235 U) Burnout ~ 20-30 wird erreicht GW-Tag/t. Im Kernreaktor mit schnellen Neutronen - bis zu 100 GW-Tag/t. Burnout 1 GW-Tag/t entspricht der Verbrennung von 0,1 % Kernbrennstoff.

Wenn Kernbrennstoff ausbrennt, nimmt die Reaktivität eines Kernreaktors ab (in einem Kernreaktor, der natürliches Uran verwendet, kommt es bei kleinen Abbränden zu einem leichten Anstieg der Reaktivität). Der Austausch des verbrannten Brennstoffs kann sofort aus dem gesamten Kern oder schrittweise entlang der Brennstäbe erfolgen, sodass der Kern Brennstäbe jeden Alters enthält – ein kontinuierlicher Überlastmodus (Zwischenoptionen sind möglich). Im ersten Fall weist ein Kernreaktor mit frischem Brennstoff eine überschüssige Reaktivität auf, die ausgeglichen werden muss. Im zweiten Fall ist eine solche Kompensation nur während der Erstinbetriebnahme erforderlich, bevor in den kontinuierlichen Überlastmodus übergegangen wird. Durch kontinuierliches Nachladen ist es möglich, die Abbrandtiefe zu erhöhen, da die Reaktivität eines Kernreaktors durch die durchschnittlichen Konzentrationen spaltbarer Nuklide bestimmt wird (Brennelemente mit einer Mindestkonzentration an spaltbaren Nukliden werden entladen). Tabelle 2 zeigt die Zusammensetzung des geborgenen Kerns Kraftstoff (in kg) V Druckwasserreaktor Leistung 3 Gvt. Der gesamte Kern wird nach 3-minütigem Betrieb des Kernreaktors gleichzeitig entladen Jahre und „Auszüge“ 3 Jahre(Ф = 3×10 13 Neutronen/cm 2 ×s). Ursprüngliche Zusammensetzung: 238 U – 77350, 235 U – 2630, 234 U – 20.

Tisch 2. - Zusammensetzung des entladenen Kraftstoffs, kg

Für einen gewöhnlichen Menschen sind moderne High-Tech-Geräte so mysteriös und rätselhaft, dass es an der Zeit ist, sie zu verehren, so wie die Alten den Blitz verehrten. Der Schulphysikunterricht voller mathematischer Berechnungen löst das Problem nicht. Aber man kann sogar eine interessante Geschichte über einen Kernreaktor erzählen, dessen Funktionsprinzip selbst einem Teenager klar ist.

Wie funktioniert ein Kernreaktor?

Das Funktionsprinzip dieses Hightech-Geräts ist wie folgt:

1. Wenn ein Neutron absorbiert wird, entsteht Kernbrennstoff (meistens dieser). Uran-235 oder Plutonium-239) es kommt zur Spaltung des Atomkerns;
2. Es werden kinetische Energie, Gammastrahlung und freie Neutronen freigesetzt;
3. Kinetische Energie wird in thermische Energie umgewandelt (wenn Kerne mit umgebenden Atomen kollidieren), Gammastrahlung wird vom Reaktor selbst absorbiert und ebenfalls in Wärme umgewandelt;
4. Ein Teil der erzeugten Neutronen wird von Brennstoffatomen absorbiert, was eine Kettenreaktion auslöst. Zu seiner Kontrolle werden Neutronenabsorber und -moderatoren eingesetzt;
5. Mit Hilfe eines Kühlmittels (Wasser, Gas oder flüssiges Natrium) wird dem Reaktionsort Wärme entzogen;
6. Unter Druck stehender Dampf aus erhitztem Wasser wird zum Antrieb von Dampfturbinen verwendet.
7. Mit Hilfe eines Generators wird die mechanische Energie der Turbinenrotation in elektrischen Wechselstrom umgewandelt.

Ansätze zur Klassifizierung

Für die Typologie von Reaktoren kann es viele Gründe geben:

• Nach Art der Kernreaktion. Spaltung (alle kommerziellen Anlagen) oder Fusion (thermonukleare Energie, nur in einigen Forschungsinstituten verbreitet);
• Durch Kühlmittel. In den allermeisten Fällen wird hierfür Wasser (kochend oder schwer) verwendet. Manchmal werden alternative Lösungen verwendet: flüssiges Metall (Natrium, Blei-Wismut, Quecksilber), Gas (Helium, Kohlendioxid oder Stickstoff), geschmolzenes Salz (Fluoridsalze);
• Nach Generation. Das erste waren frühe Prototypen, die keinen kommerziellen Sinn ergaben. Zweitens wurden die meisten der derzeit genutzten Kernkraftwerke vor 1996 gebaut. Die dritte Generation unterscheidet sich von der Vorgängergeneration nur durch geringfügige Verbesserungen. Die Arbeiten an der vierten Generation sind noch im Gange;
• Nach Aggregatzustand Kraftstoff (Gaskraftstoff gibt es derzeit nur auf dem Papier);
• Nach Verwendungszweck(zur Stromerzeugung, Motorstart, Wasserstoffproduktion, Entsalzung, Elementartransmutation, Gewinnung neuronaler Strahlung, theoretische und forschungsbezogene Zwecke).

Entwurf eines Kernreaktors

Die Hauptkomponenten der Reaktoren in den meisten Kraftwerken sind:

1. Kernbrennstoff ist ein Stoff, der zur Wärmeerzeugung für Kraftwerksturbinen benötigt wird (normalerweise schwach angereichertes Uran);
2. Im Kern des Kernreaktors findet die Kernreaktion statt;
3. Neutronenmoderator – reduziert die Geschwindigkeit schneller Neutronen und wandelt sie in thermische Neutronen um;
4. Startneutronenquelle – wird für den zuverlässigen und stabilen Start einer Kernreaktion verwendet;
5. Neutronenabsorber – in einigen Kraftwerken verfügbar, um die hohe Reaktivität von frischem Brennstoff zu reduzieren;
6. Neutronenhaubitze – wird verwendet, um eine Reaktion nach dem Abschalten wieder einzuleiten;
7. Kühlmittel (gereinigtes Wasser);
8. Steuerstäbe – zur Regulierung der Spaltungsrate von Uran- oder Plutoniumkernen;
9. Wasserpumpe – pumpt Wasser in den Dampfkessel;
10. Dampfturbine – wandelt die Wärmeenergie des Dampfes in mechanische Rotationsenergie um;
11. Kühlturm – ein Gerät zur Ableitung überschüssiger Wärme in die Atmosphäre;
12. System zur Annahme und Lagerung radioaktiver Abfälle;
13. Sicherheitssysteme (Notstrom-Dieselgeneratoren, Geräte zur Notkühlung des Kerns).

So funktionieren die neuesten Modelle

Für den kommerziellen Betrieb stehen die neuesten Reaktoren der 4. Generation zur Verfügung frühestens 2030. Derzeit befinden sich das Prinzip und die Struktur ihrer Funktionsweise in der Entwicklungsphase. Nach modernen Daten werden sich diese Modifikationen darin von bestehenden Modellen unterscheiden Vorteile:

• Schnelles Gaskühlsystem. Es wird davon ausgegangen, dass Helium als Kühlmittel verwendet wird. Laut Konstruktionsunterlagen können auf diese Weise Reaktoren mit einer Temperatur von 850 °C gekühlt werden. Für den Betrieb bei solch hohen Temperaturen sind spezielle Rohstoffe erforderlich: Verbundkeramikmaterialien und Aktinidverbindungen;
• Als Primärkühlmittel kann Blei oder eine Blei-Wismut-Legierung verwendet werden. Diese Materialien haben eine geringe Neutronenabsorptionsrate und einen relativ niedrigen Schmelzpunkt;
• Als Hauptkühlmittel kann auch eine Mischung geschmolzener Salze verwendet werden. Dies ermöglicht den Betrieb bei höheren Temperaturen als bei modernen wassergekühlten Pendants.

Natürliche Analoga in der Natur

Ein Kernreaktor wird im öffentlichen Bewusstsein ausschließlich als Produkt der Hochtechnologie wahrgenommen. Tatsächlich ist es jedoch das erste Das Gerät ist natürlichen Ursprungs. Es wurde in der Region Oklo im zentralafrikanischen Staat Gabun entdeckt:

• Der Reaktor entstand durch die Überschwemmung von Urangestein durch Grundwasser. Sie fungierten als Neutronenmoderatoren;
• Die beim Zerfall von Uran freigesetzte Wärmeenergie verwandelt Wasser in Dampf und die Kettenreaktion kommt zum Stillstand;
• Nachdem die Kühlmitteltemperatur gesunken ist, wiederholt sich alles erneut;
• Wenn die Flüssigkeit nicht verkocht wäre und die Reaktion gestoppt hätte, wäre die Menschheit mit einer neuen Naturkatastrophe konfrontiert gewesen;
• In diesem Reaktor begann vor etwa eineinhalb Milliarden Jahren die autarke Kernspaltung. In dieser Zeit wurden ca. 0,1 Millionen Watt Leistung bereitgestellt;
• Ein solches Weltwunder auf der Erde ist das einzige bekannte. Die Entstehung neuer Stoffe ist unmöglich: Der Anteil von Uran-235 in natürlichen Rohstoffen ist viel geringer als das für die Aufrechterhaltung einer Kettenreaktion erforderliche Maß.

Wie viele Atomreaktoren gibt es in Südkorea?

Da die Republik Korea arm an natürlichen Ressourcen ist, aber industrialisiert und überbevölkert ist, besteht ein außerordentlicher Bedarf an Energie. Vor dem Hintergrund der Weigerung Deutschlands, die friedliche Atomnutzung zu nutzen, setzt dieses Land große Hoffnungen auf eine Eindämmung der Atomtechnologie:

• Bis 2035 soll der Anteil der Kernkraftwerke an der Stromerzeugung 60 % erreichen und die Gesamtproduktion mehr als 40 Gigawatt betragen;
• Das Land verfügt über keine Atomwaffen, aber die Forschung zur Kernphysik ist im Gange. Koreanische Wissenschaftler haben Entwürfe für moderne Reaktoren entwickelt: modular, Wasserstoff, mit flüssigem Metall usw.;
• Die Erfolge lokaler Forscher ermöglichen den Verkauf von Technologien im Ausland. Es wird erwartet, dass das Land in den nächsten 15 bis 20 Jahren 80 solcher Einheiten exportiert.
• Doch bis heute wurden die meisten Kernkraftwerke mit Hilfe amerikanischer oder französischer Wissenschaftler gebaut;
• Die Anzahl der Betriebsstationen ist relativ gering (nur vier), aber jede von ihnen verfügt über eine beträchtliche Anzahl von Reaktoren – insgesamt 40, und diese Zahl wird steigen.

Beim Beschuss mit Neutronen kommt es zu einer Kettenreaktion, bei der Kernbrennstoffe große Mengen Wärme erzeugen. Das Wasser im System nimmt diese Wärme auf und verwandelt sich in Dampf, der Turbinen antreibt, die Strom erzeugen. Hier ist ein einfaches Diagramm des Betriebs eines Kernreaktors, der stärksten Energiequelle der Erde.

Video: Wie Kernreaktoren funktionieren

In diesem Video erklärt Ihnen der Kernphysiker Vladimir Chaikin, wie Strom in Kernreaktoren erzeugt wird und wie sie im Detail aufgebaut sind: