Un equipo liderado por Enrico Fermi, un famoso físico italiano con nacionalidad estadounidense, se estableció en la Universidad de Chicago, la principal universidad del mundo, en febrero de 1942 y 65438 (durante el Proyecto Manhattan).
Un reactor nuclear, también conocido como reactor o reactor atómico, es un dispositivo que puede mantener una reacción de fisión nuclear en cadena autosostenida y controlable para realizar el aprovechamiento de la energía nuclear. Mediante la disposición racional del combustible nuclear, puede ocurrir un proceso de fisión nuclear en cadena autosostenida en un reactor nuclear sin agregar una fuente de neutrones. Estrictamente hablando, el término reactor debería abarcar los reactores de fisión, los reactores de fusión y los reactores híbridos de fisión-fusión, pero generalmente se refiere sólo a los reactores de fisión. El primer reactor nuclear fue construido en junio de 2012 (durante el Proyecto Manhattan) en Chicago Pile-1 [1], la principal universidad del mundo, por un equipo dirigido por el famoso físico italoamericano Enrico Fermi. El reactor utilizó la reacción en cadena de fisión de uranio, lo que marcó el comienzo de la era de la energía atómica humana, y la Universidad de Chicago se convirtió en el lugar de nacimiento de la energía atómica humana.
Reactor Nuclear
El reactor nuclear es el corazón de la central nuclear. Su principio de funcionamiento es el siguiente:
Los átomos están compuestos por núcleos y electrones en el exterior. el núcleo. El núcleo está compuesto por protones y neutrones. Cuando el núcleo de uranio-235 es bombardeado por un neutrón externo, un núcleo absorberá un neutrón, se dividirá en dos núcleos de menor masa y liberará de 2 a 3 neutrones al mismo tiempo. Los neutrones producidos por esta fisión bombardean otro núcleo de uranio-235, provocando una nueva fisión. Esta continuación es la reacción en cadena de la fisión. Las reacciones en cadena producen grandes cantidades de energía térmica. Sólo utilizando agua en circulación (u otras sustancias) para eliminar el calor se puede evitar que el reactor se queme debido al sobrecalentamiento. El calor obtenido puede convertir el agua en vapor, que impulsa una turbina de vapor para generar electricidad. Por tanto, el componente más básico de un reactor nuclear es un portador de calor nuclear de fisión. Pero estos dos por sí solos no funcionarán. Debido a que los neutrones de alta velocidad se dispersan en grandes cantidades, es necesario reducir la velocidad de los neutrones para aumentar las posibilidades de colisión con los núcleos atómicos; el estado de funcionamiento del reactor nuclear debe determinarse de acuerdo con los deseos humanos, lo que requiere instalaciones de control; El uranio y los productos de fisión son altamente radiactivos y causarán daño a las personas. Cuando ocurre un accidente en un reactor nuclear, es necesario tomar medidas de protección confiables y es necesario evitar fugas de radiación en diversas condiciones de accidente, por lo que el reactor también requiere varios sistemas de seguridad. . En resumen, la estructura razonable de un reactor nuclear debería ser: combustible nuclear, moderador, portador de calor, instalaciones de control, dispositivos de protección e instalaciones de seguridad.
Cabe señalar también que el mineral de uranio no puede utilizarse directamente como combustible nuclear. El mineral de uranio debe seleccionarse, triturarse, lixiviarse con ácido y enriquecerse para convertirse en barras de uranio o combustible esférico con un determinado contenido de uranio y una determinada geometría antes de que pueda participar en el trabajo del reactor.
Tipos
Reactores Nucleares
Reactores Nucleares
Según sus usos, los reactores nucleares se pueden dividir en los siguientes tipos.
① Los haces de neutrones se utilizan para experimentos o reacciones nucleares que utilizan haces de neutrones, incluidos reactores de investigación y experimentos con materiales.
(2) Reactores nucleares que producen isótopos radiactivos.
(3) Los reactores nucleares que producen materiales fisibles se denominan reactores de producción.
(4) Reactores nucleares que proporcionan calor para calefacción, desalinización e industrias químicas, como los reactores polivalentes.
⑤La reacción nuclear térmica utilizada para generar electricidad se denomina reactor de generación de energía.
6. Reactores nucleares utilizados para propulsar barcos, aviones, cohetes, etc. Conocido como reactor de potencia.
Además, los reactores nucleares se dividen en reactores de uranio natural, reactores de uranio enriquecido y reactores de torio según el tipo de combustible; en reactores de neutrones rápidos y reactores de neutrones térmicos según la energía de los neutrones; Los materiales se pueden dividir en reactores enfriados por agua, reactores enfriados por gas, reactores enfriados por líquidos orgánicos y reactores enfriados por metales líquidos. Según el moderador, se puede dividir en reactor de grafito, reactor refrigerado por agua, reactor orgánico, reactor de sales fundidas y reactor refrigerado por sodio. Según el flujo de neutrones, se puede dividir en reactor de alto flujo y reactor de energía general. Según el estado térmico, se puede dividir en reactor en ebullición, reactor sin ebullición y reactor de agua a presión. Según el modo de operación, se divide en reactor de pulso y reactor de estado estacionario. Hay más de 900 diseños de reactores nucleares conceptualmente disponibles, pero en la práctica son muy limitados.
Clasificados por año histórico
La antigua Unión Soviética construyó la primera central atómica del mundo en 1954, abriendo la puerta a que la humanidad desarrollara una relación con la
nuclear. reactores
Reactor Nuclear
Un nuevo capítulo en la utilización de la energía atómica. El Reino Unido y los Estados Unidos construyeron centrales nucleares en 1956 y 1959 respectivamente. Al 28 de septiembre de 2004, había 439 reactores nucleares para generación de energía en 31 países y regiones del mundo, con una capacidad total de 364,6 millones de kilovatios, lo que representa el 16% de la capacidad total de generación de energía del mundo. Entre ellos, Francia ha construido 59 reactores nucleares para la generación de energía, y la generación de energía nuclear representa el 78% de su generación total de energía; Japón ha construido 54 y la generación de energía atómica representa el 25% de su generación total de energía; construyó 104, y la generación de energía atómica representa el 25% de su capacidad total de generación de energía. Rusia ha construido 29 edificios, y la generación de energía atómica representa el 15% de su capacidad total de generación de energía. La primera central nuclear de China se construyó en 1991, incluida ésta. Actualmente hay 9 reactores nucleares en funcionamiento con una capacidad total de 6,6 millones de kilovatios. China está construyendo dos reactores más. China también construyó una central nuclear para Pakistán.
La central nuclear de primera generación (GEN-I) es un prototipo de central nuclear temprana, concretamente una central nuclear con reactor de agua ligera (LWR) desarrollada entre 1950 y 1960, como la central de agua presurizada del puerto de envío. Reactor en Estados Unidos. PWR), el reactor de agua en ebullición de Dresde (BWR) y el reactor británico Magnox de grafito refrigerado por gas.
La central nuclear de segunda generación (GEN-II) es una central nuclear comercial a gran escala desarrollada y construida sobre la base de la central nuclear de primera generación desde finales de los años 1960 hasta principios de los 1990. , como LWR (PWR, BWR), CANDU de Canadá y VVER/RBMK de la Unión Soviética, etc. Hasta 1998, la mayoría de las centrales nucleares del mundo eran de segunda generación.
La tercera generación (GEN-III) se refiere a centrales nucleares avanzadas que cumplen con indicadores de seguridad más altos, y se requiere que los indicadores de seguridad cumplan con los requisitos de URD. Las centrales nucleares de tercera generación utilizan diseños estandarizados y optimizados y sistemas de seguridad pasiva de mayor seguridad, como los reactores avanzados de agua en ebullición (ABWR), el sistema 80, AP600 y los reactores presurizados europeos (EPR).
La cuarta generación (GEN-IV) es una central nuclear más segura que se desarrollará, con el objetivo de alcanzar su viabilidad en 2030. Sus principales características son su alta economía (equivalente a las centrales eléctricas alimentadas con gas natural), buena seguridad, baja generación de residuos y prevención de la proliferación nuclear.
En la reunión del GIF (Generation 4 International Forum) celebrada en Tokio del 19 al 20 de septiembre de 2002, los 10 países participantes acordaron por unanimidad construir una central nuclear basada en 94 reactores conceptuales de cuarta generación. La central nuclear desarrolla los siguientes seis conceptos de sistemas de reactores.
Clasificados por modo de refrigeración
Reactor rápido refrigerado por gas
El sistema de reactor rápido refrigerado por gas (GFR) es un reactor de espectro de neutrones rápidos refrigerado por helio que Utiliza un ciclo de combustible de tipo cerrado, el combustible puede elegir combustible cerámico compuesto. Utiliza una turbina de helio de ciclo directo para generar electricidad o su calor de proceso para producir hidrógeno termoquímicamente. Mediante la utilización integral del espectro de neutrones rápidos y la recuperación completa de actínidos, la GFR puede minimizar la generación de desechos radiactivos de larga duración. Además, su espectro de neutrones rápidos puede aprovechar materiales fisibles y fértiles existentes (incluido el uranio empobrecido). El reactor de referencia es un sistema refrigerado por helio de 288 MW con una temperatura de salida de 850°C.
Reactor rápido refrigerado por metal líquido
El sistema de reactor rápido refrigerado por plomo (LFR) es un reactor refrigerado por metal líquido de espectro de neutrones rápidos (plomo/bismuto eutéctico), que se implementa utilizando un Ciclo cerrado del combustible Conversión eficiente y control de actínidos mediante uranio convertible. Los combustibles son metales o nitruros que contienen uranio convertible y elementos transuránicos.
Los sistemas LFR cuentan con la capacidad de elegir entre una variedad de clasificaciones de potencia de planta. Por ejemplo, el sistema LFR puede ser una gran central eléctrica integrada de 1.200 MW, o una combinación de sistema modular con una potencia nominal de 300-400 MW y un largo intervalo de reabastecimiento de combustible (15-20 años) de 50-100 MW. LFR es una central eléctrica llave en mano fabricada por una pequeña fábrica para satisfacer la demanda del mercado de generación de energía de redes pequeñas.
El sistema de reactor rápido refrigerado por sodio líquido (SFR) es un reactor refrigerado por sodio de espectro de neutrones rápidos que utiliza un ciclo de combustible cerrado y puede controlar eficazmente la conversión de actínidos y uranio convertible. Los sistemas SFR se utilizan principalmente para gestionar desechos radiactivos de alto nivel, especialmente plutonio y otros actínidos. Existen dos opciones principales para este sistema: centrales nucleares de tamaño mediano, con una potencia de 150 a 500 MW, que utilizan como combustible una aleación de uranio-plutonio-actínido-circonio; 500 a 1.500 MW, utilizando combustible de óxido de uranio-plutonio.
El sistema tiene las características de un largo tiempo de respuesta térmica, un gran margen de ebullición del refrigerante, el sistema de circuito primario opera a una presión cercana a la atmosférica y existe un sistema de sodio intermedio entre el sodio radiactivo en el circuito y el agua y vapor en la central eléctrica, por lo que el rendimiento de seguridad es bueno.
Sistema de reactor de sales fundidas
El sistema de reactor de sales fundidas (MSR) MSR es un reactor de espectro de neutrones sobrecalentado cuyo combustible es una mezcla líquida circulante de fluoruro de sodio, circonio y uranio. El combustible de sales fundidas fluye a través de canales de grafito en el núcleo, produciendo un espectro de neutrones sobrecalentado. El combustible líquido del sistema MSR no requiere la fabricación de elementos combustibles y permite la adición de elementos actínidos como el plutonio. Los actínidos y la mayoría de los productos de fisión forman fluoruros en el refrigerante. El fluoruro fundido tiene buenas propiedades de transferencia de calor y puede reducir la presión en recipientes y tuberías a presión. El nivel de potencia de la central eléctrica de referencia es de 1000 MW, la temperatura de salida del refrigerante es de 700 ~ 800 °C y la eficiencia térmica es alta.
Sistema de reactor en frío
El sistema de reactor de muy alta temperatura (VHTR) es un reactor refrigerado por helio moderado por grafito con un ciclo de combustible de uranio de corriente continua. El núcleo del reactor puede ser un núcleo de bloque prismático (como el HTTR de Japón) o un núcleo de lecho de guijarros (como el HTR-10 de China).
El sistema VHTR proporciona calor, con una temperatura de salida central de 1.000 °C, y puede producir hidrógeno o calor de proceso para industrias petroquímicas u otras. También se pueden agregar equipos de generación al sistema para satisfacer las necesidades de cogeneración. Además, el sistema utiliza de manera flexible un ciclo de combustible de uranio/plutonio para minimizar la cantidad de desechos. El reactor de referencia utiliza un núcleo de 600 MW.
Reactor supercrítico refrigerado por agua
El sistema de reactor supercrítico refrigerado por agua (SCWR) es un reactor refrigerado por agua de alta temperatura y alta presión que opera por encima del punto crítico termodinámico de agua (374°C, 22,1 MPa). El refrigerante de agua supercrítica puede aumentar la eficiencia térmica a aproximadamente 65438 ± 0,3 veces la de los reactores de agua ligera. La característica de este sistema es que el refrigerante no cambia de estado en el reactor y está directamente conectado al equipo de conversión de energía, por lo que puede simplificar enormemente el equipo de soporte de la central eléctrica. El combustible es óxido de uranio. Hay dos opciones para el diseño del núcleo del reactor, a saber, el espectro de neutrones térmicos y el espectro de neutrones rápidos. La potencia del sistema de referencia es de 1 700 MW, la presión de funcionamiento es de 25 MPa y la temperatura de salida del reactor es de 510 ~ 550 °C.
Estructura
Existen muchos tipos de reactores, pero se componen principalmente de área activa, capa reflectante, carcasa de presión exterior y capa protectora. La zona activa consta de combustible nuclear, moderador, refrigerante y barras de control. Entre los reactores que se utilizan actualmente en las centrales nucleares, los reactores de agua a presión son los más competitivos (unos 61), los reactores de agua en ebullición representan una cierta proporción (unos 24) y los reactores de agua pesada se utilizan con menos frecuencia (unos 5). Las principales características del reactor de agua a presión son:
1) Utilizar agua corriente de bajo precio y ampliamente disponible como moderador y refrigerante.
2) Para mantener el agua de refrigeración a mayor temperatura en el reactor en estado líquido, el reactor opera a alta presión (la presión del agua es de aproximadamente 15,5 MPa), por lo que se llama reactor de agua a presión.
3 ) Dado que el agua dentro del reactor está en estado líquido, el vapor para impulsar el generador de turbina debe generarse fuera del reactor; El agua de refrigeración del reactor, es decir, agua primaria, fluye hacia un lado del tubo de transferencia de calor del generador de vapor, transfiere calor al agua secundaria en el otro lado del tubo de transferencia de calor y se convierte en vapor (secundario). presión de vapor 6-7 MPa, promedio La temperatura del vapor es 310 ℃, tomando como ejemplo la planta de energía nuclear de Daya Bay).
4) Debido al uso de agua corriente como moderador y refrigerante, la sección transversal de absorción de neutrones térmicos es grande y el uranio natural no se puede utilizar como combustible nuclear. 235) debe utilizarse como combustible nuclear. Tanto los reactores de agua en ebullición como los reactores de agua a presión son reactores de agua ligera. Al igual que un reactor de agua a presión, también utiliza agua corriente como moderador y refrigerante.
La diferencia es que el vapor (la presión es de aproximadamente 7 MPa) se genera en el reactor de agua en ebullición y ingresa directamente a la turbina de gas para generar electricidad. No se requiere ningún generador de vapor y no hay diferencia entre los circuitos primario y secundario. El sistema es particularmente sencillo y funciona a una presión más baja que un reactor de agua a presión. Sin embargo, el vapor del reactor de agua en ebullición es radiactivo y se deben tomar medidas de protección para evitar fugas radiactivas. Los reactores de agua pesada utilizan agua pesada como moderador y refrigerante. Dado que su sección transversal de absorción de neutrones térmicos es mucho menor que la del agua ordinaria, el uranio natural puede utilizarse como combustible nuclear en los reactores de agua pesada. Los llamados neutrones térmicos se refieren a neutrones cuya velocidad se reduce a 2200 m/s y cuya energía es de aproximadamente 1/40 eV cuando se produce la fisión de los neutrones rápidos emitidos por los átomos de uranio-235. Los neutrones térmicos tienen 190 veces más probabilidades de provocar la fisión nuclear de uranio-235 que de ser capturados por un núcleo de uranio-238. De esta manera, la reacción en cadena de la fisión nuclear puede continuar en un reactor de agua pesada alimentado con uranio natural. Dado que el agua pesada modera los neutrones de manera menos eficiente que el agua ordinaria, el núcleo de un reactor de agua pesada es mucho más grande que el de un reactor de agua ligera, lo que dificulta la fabricación de recipientes a presión. Los reactores de agua pesada todavía necesitan estar equipados con generadores de vapor. El agua pesada del circuito primario lleva calor al generador de vapor, que se transfiere al agua ordinaria del circuito secundario para generar vapor. La mayor ventaja de los reactores de agua pesada es que utilizan uranio natural en lugar de uranio enriquecido como combustible nuclear. Sin embargo, una razón importante que obstaculiza su desarrollo es que es difícil obtener agua pesada porque sólo representa 1/6500 del agua natural.