Ядерный реактор
Огромная энергия, выделяющаяся при делении ядер урана натолкнула на идею использовать эту энергию. Самые первые опыты использования такой энергии были связаны с военными целями - создавались ядерные бомбы, обладающие мощными поражающими факторами.
Практически параллельно велись разработки ядерных энергетических установок - ядерных ректоров. Конструкции реакторов могут быть разнообразными в зависимости от назначения реактора и используемого в них топлива. Для использования урана-235 в качестве топлива используются реакторы на медленных нейтронах. Название возникло потому, что именно замедленные нейтроны наиболее эффективны при использовании этого изотопа урана. Для использования в таких реактор, природный уран (содержащий очень малое количество 235U) обогащают с помощью специальных центрифуг, увеличивая процентное содержание топлива до 5%. Обогащенный уран формируется в виде таблеток, масса которых меньше критической массы для обеспечения безопасности. При загрузке в реактор они собираются в так называемы ТВЭЛ - тепловыделяющие элементы в виде стержней, оболочка которых выполняется из материалов, отражающих нейтроны.
В результате деления урана-235 образуются быстрые нейтроны и их необходимо замедлить. Для этого используются замедлители - тяжелая воду, графит и некоторые другие материалы.
Все процессы происходящие внутри реактора смертельно опасны для всего живого. Малейший выброс содержимого активной зоны может иметь губительные последствия. По этому корпус реактора изготовляют из особо прочных материалов, способных противостоять высокой радиоактивности, температуре и давлению. Сам же реактор помещают в прочно-плотный бокс, назначение которого - исключить любой контакт реактора с окружающим пространством даже при его частичном разрушении.
Источником энергии внутри реактора являются топливные стержни, содержащие обогащенный уран. Управление реактором осуществляется при помощи регулирующих стержней, содержащих кадмий поглощающий нейтроны. Если мощность реактора увеличивается - регулирующие стержни вводят в активную зону реактора и количество нейтронов уменьшается, если же нужно повысить мощность реактора - стержни выводятся из активной зоны. Количество нейтронов влияет на скорость распада и выделение энергии.
Для вывода тепла из реактора используется теплоноситель, в большинстве случаев это легкая или тяжелая вода, прокачиваемая через реактор с помощью мощных насосов. Вода, прошедшая через активную зону реактора становится радиоактивной и не может использоваться за пределами здания реактора. По этому она подается в парогенератор, где передает тепло воде второго контура. Такое становится возможным благодаря тому, что давление воды в первом контуре поддерживается на уровне около 160 атм, а ее температура - около 180-1900С (при повышении давления температура кипения воды так же повышается).
Образовавшийся в парогенераторе пар, подается в паровые турбины для вырабатывания электроэнергии. Отработанный пар подается в конденсатор, где охлаждается и вновь подается в парогенератор.
| 
