Создан «миниатюрный» ядерный реактор. он в 100 раз меньше существующих

Шаг 6: Установка детектора нейтронов

Нейтронное излучение является побочным продуктом реакции синтеза. Его можно фиксировать тремя различными приборами.

Пузырчатый дозиметр небольшое устройство с гелем, в котором формируются пузыри, во время ионизации нейтронным излучением. Недостатком является то, что это интегративный детектор, который сообщает общее количество выбросов нейтронов за время, что он использовался (невозможно получить данные о мгновенной скорости нейтронов). Кроме того, такие детекторы довольно трудно купить.

Активное серебро замедлителем , расположенное вблизи реактора становится радиоактивным, испуская приличные потоки нейтронов. Процесс имеет короткий период полураспада (только несколько минут), но если вы поставите счетчик Гейгера рядом с серебром, то результат можно документально зафиксировать. Недостатком этого метода является то, что серебро требует достаточно большого потока нейтронов. Кроме того, систему довольно трудно откалибровать.

GammaMETER. Трубы могут быть заполнены гелий-3. Они похожие на счетчик Гейгера. При прохождении нейтроны через трубку происходит регистрация электрических импульсов. Трубка окружена 5 см «замедляющего материала». Это наиболее точное и полезное устройство регистрации нейтронов, однако, стоимость новой трубки, запредельна для большинства людей, и они чрезвычайно редки на рынке.

Общая информация

Новости

20 Сентября 2021На строительную площадку Курской АЭС-2 доставлен корпус реактора ВВЭР-ТОИ для первого энергоблока
В Курчатов на строительную площадку Курской АЭС-2, преодолев 1800 километров, прибыло «атомное сердце» – корпус реактора ВВЭР-ТОИ.

17 Сентября 2021Курская АЭС: почти тонну вторсырья собрали курчатовцы в ходе экологической акции
Курская АЭС провела экологическую акцию по сбору вторсырья «Экотакси». Атомщики организовали работу экомобиля, разработали маршрут передвижения по городу, точки сбора вторсырья, куда горожане принесли макулатуру и пластик.

Новости

1 — 2 из 659

Начало | Пред. |

1

|

След. |
Конец

КУРСКАЯ АЭС

Место расположения: вблизи г. Курчатов (Курская обл.)      

Тип реактора: РБМК-1000      

Количество энергоблоков: 4

Курская АЭС входит в первую четверку равных по мощности атомных станций страны и является важнейшим узлом Единой энергетической системы России. Основной потребитель – энергосистема «Центр», которая охватывает 19 областей Центрального федерального округа России.

Доля Курской АЭС в установленной мощности всех электростанций Черноземья составляет более 50%. Она обеспечивает электроэнергией большинство промышленных предприятий Курской области.

На атомной станции используются канальные реакторы кипящего типа с графитовым замедлителем и водяным теплоносителем. Такой реактор предназначен для выработки насыщенного пара под давлением 7,0 МПа.

Курская АЭС – станция одноконтурного типа: пар, подаваемый на турбины, образуется непосредственно в реакторе при кипении проходящего через него теплоносителя. В качестве теплоносителя используется обычная очищенная вода, циркулирующая по замкнутому контуру. Для охлаждения отработавшего пара в конденсаторах турбин используется вода пруда-охладителя. Площадь зеркала водоема – 21,5 км2.

Станция сооружена в две очереди: первая – энергоблоки № 1 и № 2, вторая – №3 и №4. Энергоблок №5 третьей очереди находится в стадии консервации.

Для сохранения и развития производства электрической и тепловой энергии, в соответствии с утвержденным в ноябре 2013 года Правительством РФ документом «Схема территориального планирования РФ в области энергетики» начато сооружение станции замещения – Курской АЭС-2 с новыми реакторами ВВЭР-ТОИ (водо-водяной энергетический реактор – типовой оптимизированный информатизированный поколения III+). Проект Курская АЭС-2 отвечает как требованиям РФ, так и всем современным международным требованиям в области безопасности ядерной энергетики.

29 апреля 2018 года с выполнения ключевого события «Начало бетонирования фундаментной плиты энергоблока №1» начат основной этап строительства Курской АЭС-2. Суммарная установленная мощность двух строящихся блоков АЭС ~ 2510 МВт. После окончания строительства и ввода в эксплуатацию каждый энергоблок Курской АЭС-2 будет работать в режиме нормальной эксплуатации с ежегодной выработкой электроэнергии и отпуском тепла потребителям в течение 60 лет.

В 2010–2011 гг. система экологического менеджмента Курской АЭС признана независимым аудитом соответствующей требованиям национального стандарта России и нормативному документу системы обязательной сертификации по экологическим требованиям. В 2020 году по итогам отраслевого ежегодного конкурса Курская АЭС наряду с Балаковской АЭС названа лучшей в области развития культуры безопасности.

Расстояние до города-спутника (г. Курчатов) – 4 км; до областного центра (г. Курск) – 40 км.

НОМЕР ЭНЕРГОБЛОКА	ТИП РЕАКТОРА	УСТАНОВЛЕННАЯ МОЩНОСТЬ, М ВТ	ДАТА ПУСКА
1	РБМК-1000	1000	19.12.1976
2	РБМК-1000	1000	28.01.1979
3	РБМК-1000	1000	17.10.1983
4	РБМК-1000	1000	02.12.1985
Суммарная установленная мощность 4000 МВТ

Зачем NASA ядерный реактор?

Зачем это нужно? Например, возьмем путешествие на Марс. Нельзя просто отправить туда людей для заселения на космическом корабле, а следом за ними направить еще один корабль с топливом, чтобы они отправились домой. Это крайне глупая идея, поскольку каждый такой полет будет стоит миллиарды долларов. Тем более для этого потребуется построить специальный космический «танкер», заполненный топливом и БЕЗОПАСНО отправить его в космос. Учитывая, что немало ракет взрываются вскоре после взлета, представляете, какой фейерверк устроит ракета, которая вся заполнена топливом?

Поэтому космическим человеческим колониям требуется источник энергии, с помощью которой они смогут производить и кислород, и топливо для своих космических аппаратов. В роли такого источника как раз должен выступить ядерный реактор Kilopower.

Почему нельзя отправить туда ядерный реактор побольше? Из-за полного отсутствия воздуха на Луне, Марсе или других планетах существенно усложнится задача по охлаждению ядерного реактора. В Kilopower ядерное топливо охлаждается водой, а паровой двигатель преобразует энергию тепла и давления в движение и электричество.

И нет, это не тот самый ядерный реактор «Железного человека». В том случае в основе лежит совсем другая технология — термоядерный синтез. Более легкие атомы сталкиваются вместе и превращаются в более тяжелые, выделяя огромное количество энергии по пути. Пока что создание такого реактора — только утопия, хотя Китай и Великобритания давно грезят подобными технологиями.

Общая информация

Новости

26 Августа 2021Генеральный директор Росэнергоатома Андрей Петров посетил Билибино
Генеральный директор АО «Концерн Росэнергоатом» Андрей Петров посетил город Билибино с рабочим визитом, в ходе которого провел рабочие совещания на Билибинской АЭС, в администрации Билибинского района, встретился с персоналом атомной станции и ответил на вопросы работников, а также посетил объекты городской инфраструктуры.

4 Августа 2021Билибинская АЭС в июле выработала 6,4 тыс. кВтч электроэнергии
Билибинская АЭС работает в замкнутом Чаун-Билибинском энергоузле

Новости

1 — 2 из 178

Начало | Пред. |

1

|

След. |
Конец

БИЛИБИНСКАЯ АЭС

Место расположения: вблизи г. Билибино (Чукотский АО)    

Тип реактора: ЭГП-6    

Количество энергоблоков: 4

Билибинская АЭС — это уникальное сооружение в центре Чукотки, обеспечивающее жизнедеятельность горнорудных и золотодобывающих предприятий Чукотки. Работает в изолированной энергосистеме в режиме регулирования нагрузки.

Проектом Билибинской АЭС предусмотрена генерация четырьмя энергоблоками электрической мощности 48 МВт (4×12 МВт) с суммарным тепловым отбором 66 Гкал/ч (4×16,5 Гкал/ч), при этом максимально возможный отпуск тепла в зимние месяцы может составлять 100 Гкал/ч при ограничении электрической мощности.

Билибинская АЭС производит 80% электроэнергии, вырабатываемой в изолированной Чаун-Билибинской энергосистеме, являясь безальтернативным источником теплоснабжения г. Билибино.

Условия сооружения, работы и обслуживания, а также специфика района размещения Билибинской АЭС предопределили следующие требования к реакторной установке и ее оборудованию:

• повышенная надежность в работе в сочетании с максимальной простотой обслуживания и управления;
• повышенная защищенность реакторной установки от повреждений в аварийных ситуациях;
• систематическая работа реакторной установки в режиме переменных нагрузок;
• блочность с обеспечением оптимальных весогабаритных характеристик поставляемого оборудования, обеспечивающая сведение доделочных и монтажных работ на объекте до минимума.

Тепловая мощность реакторной установки была выбрана с учетом условия, что электрическая мощность одного энергоблока в связи с малой общей мощностью ЧБЭУ не должна превышать 12 МВт. Внезапное отключение такого блока не вызывает «развала» энергосистемы. С учетом теплофикационных отборов пара необходимая паропроизводительность реакторной установки была определена в 95,5 т/ч при температуре питательной воды 107°С, что соответствует тепловой мощности реакторной установки 62 МВт.

В результате анализа особенностей конструкции, технико-экономических показателей и опыта эксплуатации было принято решение о применении на Билибинской АЭС в составе реакторных установок канальных водографитовых реакторов с трубчатыми твэлами на основе совершенствования конструкций и режимов теплосъема прототипов – реакторов первой АЭС (в г. Обнинск) и первой очереди Белоярской АЭС. Условное наименование реактора – ЭГП-6 (Энергетический Гетерогенный Петлевой реактор с 6-ю петлями циркуляции теплоносителя).

Установленная электрическая мощность Билибинской АЭС – 48 МВт при одновременном отпуске тепла потребителям до 67 Гкал/ч. При снижении температуры воздуха до –50°С АЭС работает в теплофикационном режиме и развивает теплофикационную мощность 100 Гкал/ч при снижении генерируемой электрической мощности до 38 МВт.

Расстояние до города-спутника (Билибино) — 4,5 км; до административного центра округа (г. Анадырь) — 610 км.

НОМЕР ЭНЕРГОБЛОКА	ТИП РЕАКТОРА	УСТАНОВЛЕННАЯ МОЩНОСТЬ, М ВТ	ДАТА ПУСКА
2	ЭГП-6	12	30.10.1974
3	ЭГП-6	12	22.12.1975
4	ЭГП-6	12	27.12.1976
Суммарная установленная мощность 36 МВТ

Принцип работы АЭС

Принцип работы атомной электростанции основан на действии ядерного (иногда называемого атомным) реактора – специальной объёмной конструкции, в которой происходит реакция расщепления атомов с выделением энергии.

Существуют различные виды ядерных реакторов:

1. PHWR (также имеет название «pressurised heavy water reactor» – «тяжеловодный ядерный реактор»), используемый преимущественно на территории Канады и в городах Индии. В его основе используется вода, формула которой – D2O. Она выполняет функцию как теплоносителя, так и замедлителя нейтронов. Коэффициент полезного действия близится к 29%;
2. ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор). В настоящее время ВВЭР эксплуатируют только в СНГ, в частности, модель ВВЭР-100. Реактор имеет КПД равный 33%;
3. GCR, AGR (графитоводный). Жидкость, содержащаяся в таком реакторе, выступает в роли теплоносителя. В данной конструкции замедлитель нейтронов – графит, отсюда и название. КПД составляет около 40%.

По принципу устройства реакторы также делят на:

• PWR (pressurised water reactor) – устроен так, что вода, находящаяся под определенным давлением, замедляет реакции и подает тепло;
• BWR (сконструирован таким образом, что пар и вода находятся в главной части устройства, не имея водяного контура);
• РБМК (канальный реактор, имеющий особенно большую мощность);
• БН (система работает за счет быстрого обмена нейтронами).

Устройство и структура атомной электростанции. Как работает АЭС?

Устройство АЭС

Типичная атомная электростанция состоит из блоков, внутри каждого из которых размещены различные технические приспособления. Самый значимый из таких блоков – комплекс с реакторным залом, обеспечивающий работоспособность всей АЭС. Он состоит из следующих устройств:

• реактора;
• бассейна (именно в нем хранят ядерное топливо);
• машины, перегружающие топливо;
• БЩУ (щит управления в блоках, с помощью него за процессом деления ядра могут наблюдать операторы).

Помимо прочего, имеется блок с бассейнами для отработанного топлива и специальные блоки, предназначенные для охлаждения (они называются градирнями). Кроме того, для охлаждения применяются распылительные бассейны и природные водоемы.

Принцип работы АЭС

На всех без исключения АЭС существует 3 этапа преобразования электрической энергии:

• ядерная с переходом в тепловую;
• тепловая, переходящая в механическую;
• механическая, преобразовывающаяся в электрическую.

Уран отдает нейтроны, вследствие чего происходит выделение тепла в огромных количествах. Горячая вода из реактора прокачивается насосами через парогенератор, где отдает часть тепла, и снова возвращается в реактор. Поскольку эта вода находится под большим давлением, она остается в жидком состоянии(в современных реакторах типа ВВЭР около 160 атмосфер при температуре ~330 °C). В парогенераторе это тепло передается воде второго контура, которая находится под гораздо меньшим давлением (половина давления первого контура и менее), поэтому закипает. Образовавшийся пар поступает на паровую турбину, вращающую электрогенератор, а затем в конденсатор, где пар охлаждают, он конденсируется и снова поступает в парогенератор. Конденсатор охлаждают водой из внешнего открытого источника воды (например, пруда-охладителя).

И первый и второй контур замкнуты, что снижает вероятность утечки радиации. Размеры конструкций первого контура минимизированы, что также снижает радиационные риски. Паровая турбина и конденсатор не взаимодействуют с водой первого контура, что облегчает ремонт и уменьшает количество радиоактивных отходов при демонтаже станции.

Реактор ВВЭР-1200

Флагманский продукт энергетического решения в составе интегрированного предложения Росатома – эволюционный реакторный дизайн ВВЭР-1200. Он был разработан на основе вариантов реактора ВВЭР-1000, которые строились для зарубежных заказчиков в 1990-е и 2000-е годы: АЭС «Бушер» (Иран), АЭС «Кунданкулам» (Индия), АЭС «Тяньвань» (Китай). Каждый параметр реактора постарались улучшить, а так же внедрить ряд дополнительных систем безопасности, позволяющих снизить вероятность выхода радиации при любых авариях и их сочетаниях за пределы герметичного реакторного отделения – контейнмента. 

В итоге ВВЭР-1200 отличается повышенной на 20% мощностью при сопоставимых с ВВЭР-1000 размерах оборудования, сроком службы в 60 лет, возможностью маневра мощностью в интересах энергосистемы, высоким КИУМ (90%), возможностью работать 18 месяцев без перегрузки топлива и другими улучшенными удельными показателями.

Научный руководитель проекта – РНЦ «Курчатовский институт» (г. Москва); разработчик — ОКБ «Гидропресс» (г. Подольск), основной изготовитель – «Атоммаш» (г. Волгодонск). 

Проект предусматривает выгорание топлива до 70 МВт•сут/кгU. Сейсмика (SL-2) —  ≤ 0,3 g. В качестве опций возможно использование тихоходной турбины и маневренного блока (диапазон 100-50-100). 

Довольно много переделок коснулось внутренних элементов реактора (шахты, выгородки, блока защитных труб, датчиков и т.д.), как в целях  предотвращения различных аварий, так и для обеспечения 60-летнего срока службы. В перспективе возможно использование МОКС-топлива.

В технологии ВВЭР используется двухконтурная ядерная паропроизводящая корпусная установка с реактором на тепловых нейтронах, в котором теплоносителем и замедлителем является обычная вода под давлением. Конструкция включает в себя четыре петли охлаждения с парогенератором, главным циркуляционным насосом (ГЦН), компенсатор давления, сбросная и аварийная арматура на паропроводах, емкости системы аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) реактора. Таким образом, ВВЭР-1200 сочетает в себе надежность давно проверенных инженерных решений с комплексом активных и пассивных систем безопасности, доработанных с учетом «постфукусимских» требований.

Технические решения, используемые в ВВЭР-1200 – такие как бассейн выдержки отработанного топлива внутри контайнмента, фильтры на выходе из межоболочного вентилируемого пространства, уникальная «ловушка расплава» с жертвенным материалом, не имеющая аналогов пассивная система отвода тепла, – позволяют называть его реакторной установкой поколения III+. 

Интересны проектные решения системы САОЗ. Это емкости с холодной борной кислотой под давлением. В случае разрыва корпуса или трубопроводов они обеспечивают ввод борной кислоты в реактор, глуша его и обеспечивая охлаждение. Применение этой, а также других систем в комплексе гарантирует высокий уровень внутренней безопасности реакторной установки.

Первый энергоблок с реактором ВВЭР-1200 – энергоблок №6 Нововоронежской АЭС-2 – был включен в энергосистему России в августе 2016 года. Энергоблоки поколения III+ в настоящее время сооружаются в США, Франции и других странах, однако именно шестой энергоблок Нововоронежской АЭС стал первым в мире блоком последнего поколения, который вышел на этап физического пуска и опытно-промышленную эксплуатацию. Там же строится ещё один аналогичный блок. 

ВВЭР-1200 также используется на площадке Ленинградской АЭС-2 (энергоблок №5 ЛАЭС уже построен) и на Белорусской АЭС (близ г. Островец Гродненской области). Генеральным подрядчиком сооружения всех этих новых энергоблоков является Группа компаний ASE.

Справочно:

В свое время идея реактора ВВЭР была предложена в Курчатовском институте С.М. Фейнбергом. Работы над проектом начались в 1954 году, в 1955 году ОКБ «Гидропресс» приступило к его разработке. Научное руководство осуществляли И.В. Курчатов и А.П. Александров. Общее название реакторов этого типа в других странах –  PWR, они являются основой мировой мирной ядерной энергетики. Первая станция с таким реактором была запущена в США в 1957 году (АЭС «Шиппингпорт»). Первый советский ВВЭР (модификации ВВЭР-210) был введен в эксплуатацию в 1964 году на энергоблоке №1 Нововоронежской АЭС. Первой зарубежной станцией с реактором ВВЭР стала введённая в работу в 1966 году АЭС «Райнсберг» (ГДР, позже – Федеративная республика Германия).

Проблема: возобновляемая энергетика не такая экологичная, как кажется

Электричество из возобновляемых источников позволит замедлить глобальное потепление. Но добыча полезных ископаемых, необходимых для производства солнечных панелей, ветрогенераторов и другого оборудования, может свести на нет выгоды «зеленой» энергии.

По прогнозу Всемирного Банка, к 2050 году человечеству потребуется на 500% больше лития, графита, никеля, кобальта, меди и титана. Согласно расчетам австралийских ученых, добывать полезные ископаемые можно на 37% земной поверхности, при этом часть потенциальных месторождений находятся на территории заповедников. Например, большие запасы лития есть в регионе Пилбара на западе Австралии. Здесь живут многие виды сумчатых животных, которые не встречаются больше нигде в мире. Чтобы развивать возобновляемую энергетику и не вредить природе, нужны планирование, программы по защите окружающей среды и законодательство, которое будет охранять заповедники от вредного воздействия горнорудных компаний.

Самый маленький ядерный реактор

У Лос-Аламосской национальной лаборатории в США, которая работает в тесном сотрудничестве с NASA, есть один такой источник энергии, который может использоваться для внеземных колоний. Это небольшой ядерный реактор под названием Kilopower. Он имеет всего несколько двигающихся частей и в своей основе использует технологию теплопровода, которая была придумана в Лос-Аламосе еще в 1963 году и использовалась в одной из разновидностей двигателя Стирлинга.

Двигателю Стирлинга нужен постоянный источник тепла

Компактный ядерный реактор NASA работает несколько иначе, но в его основе тоже лежат тепло и жидкость. Инженеры модифицировали установку так, чтобы она не только вырабатывала ток, но и управляла процессом распада урана-235 для выделения дополнительной энергии и тепла. Жидкость движется внутри замкнутого теплопровода вокруг реактора. Под воздействием тепла ядерного реактора жидкость превращается в пар, на основе которого и работает двигатель Стирлинга. От пара начинает двигаться поршень. Поршень подсоединен к генератору, который производит электричество. В NASA считают, что несколько подобных устройств, работающих в тандеме, могут представлять собой весьма надежный источник электричества, которое можно использовать для самых различных целей в рамках различных космических миссий и задач, включая покорение планетарных тел вроде спутников Юпитера и Сатурна.

Так выглядит самый компактный ядерный реактор

Для эффективной работы колоний на Марсе и создания топлива потребуется примерно 40 кВт⋅ч. Вполне вероятно, что NASA отправит на планету сразу несколько (4-5) подобных реакторов.

Ученые разрабатывают Kilopower на протяжении 8 лет, и пока у них есть рабочий прототип, к релизу он будет готов только к 2022 году. Они хотят, чтобы этот ядерный реактор в буквальном смысле можно было носить с собой, доставить на другую планету с помощью уже существующих ракет-носителей, а также с помощью новой сверхтяжелой платформы SLS.

Шаг 2: Подготовка насоса высокого вакуума

Установим диффузионный насос. Заполним его качественным маслом до положенного уровня (уровень масла указан в документации), закрепим выпускной клапан, который затем соединим с камерой (см схему). Прикрепим форвакуумный насос. Насосы высокого вакуума не способны работать с атмосферы.

Подключим воду, для охлаждения масла в рабочей камере диффузионного насоса.

Как только всё будет собрано, включим форвакуумный насос и подождём, пока объём не будет откачан на предварительный вакуум. Далее готовим к запуску насос высокого вакуума путём включения «котла». После того, как он прогреется (может занять некоторое время), вакуум станет быстро падать.

Калининская АЭС. Серийные ВВЭР-1000

Калининская АЭС

Переходим к трем АЭС с серийными гигаваттными блоками ВВЭР. Первая из них – Калининская АЭС с четырьмя блоками ВВЭР-1000. Расположена в Тверской области, возле города Удомля. Это самая близкая к Москве действующая АЭС – 350 км по прямой. Ее первые блоки заработали в 1984 и 1986 году, правда они не самой популярной серии ВВЭР-1000 – модификации В-338. Вторая очередь станции, с серийными ВВЭР-1000 наиболее популярной модификации В-320, были построены уже в 21-м веке – в 2004 и в 2011.

Калининская АЭС и вид на г. Удомля. Блоки 3 и 4 ближе к нам. Дальше — блоки 1 и 2.

Именно за их строительством я следил, когда учился на физтехе на физика-ядерщика. Тогда Россия строила не так много новых энергоблоков. Кстати, на Калининской АЭС мне довелось побывать в 2017 году. И поскольку это была первая крупная АЭС с четырьмя гигаваттными блоками на которой я был, то меня поразил именно масштаб самой станции, начиная с проходной – все же на ней работает более 3000 человек. Это реально огромное предприятие, которое производит около 3% всей электроэнергии страны. Близкая мне Белоярская АЭС куда компактнее, камернее и я бы даже сказал уютнее.

Новая спринтерская гонка

В США сегодня насчитывается в общей сложности 99 АЭС (по их числу американцы намного опережают все прочие страны мира) и на долю атомной энергетики приходится 20% от совокупной выработки электроэнергии в стране. Однако за последние несколько десятилетий в стране фактически не было возведено ни одной новой АЭС (основной причиной этой долгой строительной паузы была серьезная авария на станции Три-Майл-Айленд в 1979 г.). Лишь в 2016 г. наконец была запущена в эксплуатацию АЭС Watts Bar в штате Теннесси мощностью 1150 МВт (при этом общая стоимость ее строительства была весьма скромной по мировым меркам – порядка 4,7 млрд долл.). Еще один американский атомный долгострой – АЭС Vogtle в штате Джорджия, сроки сдачи в эксплуатацию которой многократно корректировались, а издержки выросли более чем вдвое по сравнению с первоначальой сметой и уже оцениваются в астрономические 28 млрд. долл. И еще более печальной оказалась судьба другой АЭС V.C. Summer в штате Южная Каролина, поглотившей в общей сложности 21 млрд. долл. налогоплательщиков и окончательно замороженной в 2017 г. после подачи заявления о банкротстве генеральным подрядчиком строительства Westinghouse.

Разрабатываемые специалистами NuScale, а также и многих других конкурирующих компаний как в США, так и за их пределами, в т.ч. и мировыми лидерами в области технологий атомной энергетики, –  Россией и Китаем, малые модульные реакторы (SMR) являются следующим эволюционным этапом в развитии ядерной энергетики, и на них в отрасли в настоящее время возлагаются очень большие надежды.

«Академик Ломоносов» — российская плавучая атомная теплоэлектростанция проекта 20870, находящаяся в порту города Певек, самая северная АЭС в мире

Wikipedia

Rev-9, «Терминатор: Тёмные судьбы», 2019

Главный злой в последней части Терминатора, способный разделяться на две самостоятельные формы — в виде экзоскелета и жидкого металла, управляемые единым интеллектом.

(Legion — компьютерная сеть из альтернативного хода событий)

Киборга создал новый искусственный интеллект под названием «Легион».

(Сцена с Rev-9. Автор изображения: Rendol112211)

Rev-9 предназначения для проникновения в общество людей: отлично мимикрирует, изображает эмоции, умеет шутить, мыслит нестандартно.

Характеристики:

• Эндоскелет: сверхпрочный, с добавлением углеродного волокна;
• Вооружение: видоизмененные конечности;
• Сверхспособности: разделение полисплавной части с каркасом.

Роль киборга-убийцы 9 модели сыграл актер Габриель Луна в фильме «Терминатор: Темные судьбы».

Что из этого следует

Феномен Окло опроверг мнение Энрико Ферми и Петра Капицы о том, что естественным образом ядерный реактор возникнуть не может. Более того, анализ изотопного состава пород Окло дает немало информации для размышления – по поводу того, как образуются ядерные отходы, и как их можно хранить.

По расчетам, сделанным группой Алекса Мешика в 2004 году, реактор в Окло работал около 150 тысяч лет и успел выработать 5×1017 Дж энергии, что сопоставимо с результатом работы 40-ГВт атомной электростанции за четыре года. Вероятно, реактор включался примерно на полчаса, выделял тепло, вода расширялась – и кучность молекул в ней уменьшалась, в результате чего реактор выключался не менее чем на два с половиной часа, пока вода не остынет. Попутно Окло щедро облучал окружающие породы.

При этом Окло не только вырабатывал энергию, но и обогащал уран-238, порождая ту ветку изотопов, которая показана в нижней левой части рисунка 2: уран-238 → уран-239 → нептуний-239 → плутоний 239. Возможно, Окло успел выработать более 2 тонн плутония-239, но этого изотопа давно нет, поскольку период его полураспада составляет 24 000 лет.   

Одним из наиболее интересных побочных продуктов его работы оказался ксенон. Концентрация изотопов ксенона в породах Окло оказалась выше, чем где бы то ни было в живой природе; кроме того, там были найдены экзотические изотопы 129Xe и 136Xe. 129Xe накапливается в результате распада радиоактивного иода 129I, а 136Xe относится к ряду распада плутония-244.

Иллюстрация из Соросовского образовательного журнала, 1997

Период полураспада плутония-244 составляет около 122 миллионов лет, поэтому в настоящее время на Земле его уже не осталось, а вот период полураспада ксенона-136 — 2,165×1021 лет, что значительно превышает возраст Вселенной. Кроме того, поскольку ксенон является благородным газом, он не вступает в химические реакции и остается там, где образовался. В настоящее время некоторое количество тяжелых изотопов ксенона попало в атмосферу в результате работы человеческой атомной энергетики, но атмосферная концентрация ксенона-136, а также более радиоактивных ксенона-135 и криптона-85 все равно выше, чем можно было бы объяснить антропогенными факторами. Это позволяет предположить, что Окло был не единственным реактором в своем роде. Возможно, реликты таких реакторов еще предстоит открыть в Южной Америке (в тех ее районах, которые примыкали к современному Габону до раскола африканской и южноамериканской тектонических плит), а также в зоне восточноафриканского рифта.  

В случае, если кроме Окло на нашей планете существовали иные подобные реакторы, это могло бы означать, что в некоторых регионах Земли естественный радиационный фон был сильно повышен именно на этапе зарождения жизни и запуска эволюции, сохранялся таким достаточно долго, чтобы повлиять на эволюцию. То, что осталось на месте Окло, позволяет заново взглянуть на подходы к захоронению ядерных отходов. Так, радиоактивный ксенон в Окло (образовавшийся как из урана, так и из радиоактивного йода) заперт в осадочных слоях, насыщенных алюминием, а радиоактивный цезий-137 был заперт атомами рутения и до сих пор практически не распространяется в окружающую среду.

Белоярская АЭС. Дважды первопроходец

Итак, теперь давайте перейдем к действующим АЭС. Первая из них – это Белоярская АЭС, в 20 км от которой я живу. Это моя любимая АЭС, на которой я бывал уже много раз. После Обнинской, это была первая крупная гражданская АЭС, т.е. не двойного назначения и не на территории ядерного комбината. Она построена именно для выработки электроэнергии и тепла и не применялась для наработки плутония. Ее топливо даже не перерабатывали, о чем у меня, как ни странно, тоже есть отдельная статья.

Реакторы первой очереди выработали свой ресурс и были остановлены к 1989 году. Сейчас на АЭС работают два новых реактора с совершенно иной конструкцией – это реакторы на быстрых нейтронах.

Энергоблоки Белоярской АЭС. Инфографика автора

С 1980 года на Белоярской АЭС работает реактор БН-600, а с 2015 года – БН-800. 600 и 800 – это проектная электрическая мощность этих реакторов, хотя по факту она увеличена почти на 10%. Это единственные в мире на текущий момент энергетические реакторы АЭС на быстрых нейтронах. Благодаря им, хотя были и другие меньшей мощности, у нашей страны накоплен самый большой опыт эксплуатации быстрых реакторов, которые могут составить основу или существенную долю атомной энергетики в будущем. Им, конечно, надо посвятить отдельные статьи и видео.

Скажу лишь о главной особенности. Это реакторы, в которых основное деление тяжелых ядер идет быстрыми нейтронами, частично о том что это такое я рассказывал в прошлой статье про реакторы со спектральным регулированием. Быстрые реакторы позволяют вовлекать в топливный цикл не только уран-235, которого в природном уране всего 0,7%, но и основной изотоп уран-238, которого там более 99%. Они же позволяют замыкать топливный цикл, используя в качестве топлива то, что выгружается из других реакторов. БН-800 уже переводится на полную загрузку МОКС-топливом, не требующем добычи природного урана. Оно изготавливается из плутония, выделенного из отработавшего топлива других реакторов, и из запасов отвального обедненного урана.

Про обедненный отвальный уран и МОКС-топливо у меня тоже есть отдельная статья, и даже целый цикл статей, если говорить в целом о проблеме обедненного гексафторида урана, который к нам периодически завозят из-за границы под шум антиядерных экологических активистов.

Реактор БН-800

Белоярская АЭС долгое время была единственной станцией в нашей стране, на которой работали реакторы разных типов – канальные уран-графитовые АМБ и быстрые натриевые БН. Сейчас к такой станции можно отнести Ленинградскую АЭС, т.к. там одновременно работают и РБМК и ВВЭР, но мы до этого дойдем.