Një termocentral bërthamor, ose shkurt NPP, është një kompleks strukturash teknike të krijuara për të gjeneruar energji elektrike duke përdorur energjinë e çliruar gjatë një reaksioni bërthamor të kontrolluar.

Në gjysmën e dytë të viteve 40, para se të përfundonte puna për krijimin e bombës së parë atomike, e cila u testua më 29 gusht 1949, shkencëtarët sovjetikë filluan të zhvillojnë projektet e para për përdorimin paqësor të energjisë atomike. Fokusi kryesor i projekteve ishte energjia elektrike.

Në maj 1950, afër fshatit Obninskoye, Rajoni i Kaluga, filloi ndërtimi i termocentralit të parë bërthamor në botë.

Energjia elektrike u prodhua për herë të parë duke përdorur një reaktor bërthamor më 20 dhjetor 1951 në shtetin e Idahos në SHBA.

Për të testuar funksionalitetin e tij, gjeneratori ishte i lidhur me katër llamba inkandeshente, por nuk prisja që llambat të ndizeshin.

Që nga ai moment, njerëzimi filloi të përdorte energjinë e një reaktori bërthamor për të prodhuar energji elektrike.

Centralet e para bërthamore

Ndërtimi i termocentralit të parë bërthamor në botë me kapacitet 5 MW përfundoi në vitin 1954 dhe më 27 qershor 1954 nisi dhe filloi punën.

Në vitin 1958 u vu në punë faza e parë e termocentralit bërthamor të Siberisë me një kapacitet prej 100 MW.

Ndërtimi i termocentralit industrial bërthamor Beloyarsk filloi gjithashtu në 1958. Më 26 Prill 1964, gjeneratori i fazës së parë furnizoi rrymë për konsumatorët.

Në Shtator 1964, u lançua njësia e parë e NPP Novovoronezh me një kapacitet prej 210 MW. Njësia e dytë me një kapacitet prej 350 MW u lançua në dhjetor 1969.

Në vitin 1973 u lançua termocentrali bërthamor i Leningradit.

Në vende të tjera, termocentrali i parë industrial bërthamor u vu në përdorim në 1956 në Calder Hall (Britania e Madhe) me një kapacitet prej 46 MW.

Në vitin 1957, një termocentral bërthamor 60 MW hyri në punë në Shippingport (SHBA).

Liderët botërorë në prodhimin e energjisë bërthamore janë:

1. SHBA (788.6 miliardë kWh/vit),
2. Franca (426.8 miliardë kWh/vit),
3. Japonia (273.8 miliardë kWh/vit),
4. Gjermania (158.4 miliardë kWh/vit),
5. Rusia (154.7 miliardë kWh/vit).

Klasifikimi i NPP-ve

Termocentralet bërthamore mund të klasifikohen në disa mënyra:

Sipas llojit të reaktorit

• Reaktorët termikë të neutroneve që përdorin moderatorë të veçantë për të rritur gjasat e thithjes së neutronit nga bërthamat e atomeve të karburantit
• Reaktorët e ujit të lehtë
• Reaktorët e ujit të rëndë
• Reaktorë të shpejtë
• Reaktorët nënkritikë që përdorin burime të jashtme neutronesh
• Reaktorët e shkrirjes

Sipas llojit të energjisë së çliruar

1. Termocentralet bërthamore (NPP) të projektuara për të prodhuar vetëm energji elektrike
2. Termocentralet e kombinuara bërthamore të nxehtësisë dhe energjisë (CHP), që prodhojnë energji elektrike dhe termike

Në termocentralet bërthamore të vendosura në Rusi ka instalime ngrohjeje, ato janë të nevojshme për ngrohjen e ujit të rrjetit.

Llojet e karburantit të përdorur në termocentralet bërthamore

Në termocentralet bërthamore, është e mundur të përdoren disa substanca, falë të cilave është e mundur të prodhohet energji elektrike bërthamore; karburantet moderne të termocentraleve bërthamore janë uraniumi, toriumi dhe plutoniumi.

Lënda toriumi nuk përdoret sot në termocentralet bërthamore, për një sërë arsyesh.

Së pari, është më e vështirë të shndërrohen në elementë karburanti, elementë të shkurtuar të karburantit.

Shufrat e karburantit janë tuba metalikë që vendosen brenda një reaktori bërthamor. Brenda

Elementet e karburantit përmbajnë substanca radioaktive. Këto tuba janë objekte për ruajtjen e karburantit bërthamor.

Së dyti, përdorimi i karburantit të toriumit kërkon përpunimin kompleks dhe të shtrenjtë të tij pas përdorimit në termocentralet bërthamore.

Karburanti i plutoniumit gjithashtu nuk përdoret në inxhinierinë bërthamore, për faktin se kjo substancë ka një përbërje kimike shumë komplekse, një sistem për përdorim të plotë dhe të sigurt ende nuk është zhvilluar.

Karburanti i uraniumit

Substanca kryesore që prodhon energji në termocentralet bërthamore është uraniumi. Sot, uraniumi minohet në disa mënyra:

• minierat e hapura
• mbyllur në miniera
• shpëlarje nëntokësore, duke përdorur shpimin në minierë.

Shpëlarja nëntokësore, duke përdorur shpimin e minierës, ndodh duke vendosur një zgjidhje të acidit sulfurik në puse nëntokësore, tretësira ngopet me uranium dhe pompohet përsëri.

Rezervat më të mëdha të uraniumit në botë ndodhen në Australi, Kazakistan, Rusi dhe Kanada.

Depozitat më të pasura janë në Kanada, Zaire, Francë dhe Republikën Çeke. Në këto vende, deri në 22 kilogramë lëndë të parë të uraniumit përftohen nga një ton mineral.

Në Rusi, pak më shumë se një kilogram e gjysmë uranium merret nga një ton mineral. Vendet e minierave të uraniumit janë jo radioaktive.

Në formën e tij të pastër, kjo substancë është pak e rrezikshme për njerëzit; një rrezik shumë më i madh është gazi radioaktiv pa ngjyrë, radoni, i cili formohet gjatë kalbjes natyrore të uraniumit.

Përgatitja e uraniumit

Uraniumi nuk përdoret në formën e xehes në termocentralet bërthamore; minerali nuk reagon. Për të përdorur uraniumin në termocentralet bërthamore, lënda e parë përpunohet në pluhur - oksid uraniumi, dhe pas kësaj bëhet lëndë djegëse uraniumi.

Pluhuri i uraniumit shndërrohet në "tableta" metalike - shtypet në balona të vogla të rregullta, të cilat shkrihen gjatë ditës në temperatura mbi 1500 gradë Celsius.

Janë këto fishekë uraniumi që hyjnë në reaktorët bërthamorë, ku fillojnë të ndërveprojnë me njëri-tjetrin dhe, në fund, u japin njerëzve energji elektrike.

Rreth 10 milionë fishekë uraniumi po punojnë njëkohësisht në një reaktor bërthamor.

Para vendosjes së peletave të uraniumit në reaktor, ato vendosen në tuba metalikë të bërë nga lidhjet e zirkonit - elementë karburanti; tubat lidhen me njëri-tjetrin në tufa dhe formojnë montime karburanti - montime karburanti.

Janë asambletë e karburantit që quhen karburant i centralit bërthamor.

Si ripërpunohet karburanti i centralit bërthamor?

Pas një viti përdorimi i uraniumit në reaktorët bërthamorë, ai duhet të zëvendësohet.

Elementet e karburantit ftohen për disa vjet dhe dërgohen për copëtim dhe shpërbërje.

Si rezultat i nxjerrjes kimike, lirohet uranium dhe plutonium, të cilët ripërdoren dhe përdoren për të prodhuar karburant të freskët bërthamor.

Produktet e kalbjes së uraniumit dhe plutoniumit përdoren për të prodhuar burime të rrezatimit jonizues; ato përdoren në mjekësi dhe industri.

Gjithçka që mbetet pas këtyre manipulimeve dërgohet në furrë për ngrohje, qelqi bëhet nga kjo masë, xhami i tillë ruhet në ambiente të veçanta magazinimi.

Qelqi nuk është bërë nga mbetjet për përdorim masiv; qelqi përdoret për të ruajtur substanca radioaktive.

Është e vështirë të nxirren nga qelqi mbetjet e elementeve radioaktive që mund të dëmtojnë mjedisin. Kohët e fundit, është shfaqur një mënyrë e re për asgjësimin e mbetjeve radioaktive.

Reaktorë të shpejtë bërthamorë ose reaktorë të shpejtë neutron, të cilët funksionojnë në mbetje të karburantit bërthamor të ripërpunuar.

Sipas shkencëtarëve, mbetjet e karburantit bërthamor, të cilat aktualisht ruhen në objektet e magazinimit, janë të afta të sigurojnë karburant për reaktorët e shpejtë neutron për 200 vjet.

Përveç kësaj, reaktorët e rinj të shpejtë mund të funksionojnë me karburant uranium, i cili është bërë nga uraniumi 238; kjo substancë nuk përdoret në termocentralet konvencionale bërthamore, sepse Është më e lehtë për termocentralet e sotme bërthamore të përpunojnë 235 dhe 233 uranium, nga të cilët ka mbetur pak në natyrë.

Kështu, reaktorët e rinj janë një mundësi për të përdorur depozita të mëdha prej 238 uranium, të cilat nuk janë përdorur më parë.

Parimi i funksionimit të termocentraleve bërthamore

Parimi i funksionimit të një termocentrali bërthamor të bazuar në një reaktor uji me presion të dyfishtë (VVER).

Energjia e çliruar në bërthamën e reaktorit transferohet në ftohësin primar.

Në dalje të turbinave, avulli hyn në kondensator, ku ftohet nga një sasi e madhe uji që vjen nga rezervuari.

Kompensuesi i presionit është një strukturë mjaft komplekse dhe e rëndë që shërben për të barazuar luhatjet e presionit në qark gjatë funksionimit të reaktorit që lindin për shkak të zgjerimit termik të ftohësit. Presioni në qarkun e parë mund të arrijë deri në 160 atmosfera (VVER-1000).

Përveç ujit, natriumi ose gazi i shkrirë mund të përdoret gjithashtu si ftohës në reaktorë të ndryshëm.

Përdorimi i natriumit bën të mundur thjeshtimin e dizajnit të guaskës së bërthamës së reaktorit (ndryshe nga qarku i ujit, presioni në qarkun e natriumit nuk e kalon presionin atmosferik), dhe të heqësh qafe kompensuesin e presionit, por krijon vështirësitë e veta lidhur me rritjen e aktivitetit kimik të këtij metali.

Numri i përgjithshëm i qarqeve mund të ndryshojë për reaktorë të ndryshëm, diagrami në figurë është paraqitur për reaktorët e tipit VVER (Reaktor i Energjisë së Ujit-Ujit).

Reaktorët e tipit RBMK (High Power Channel Type Reactor) përdorin një qark uji, dhe reaktorët BN (Reaktor i shpejtë Neutron) përdorin dy qarqe natriumi dhe një ujë.

Nëse nuk është e mundur të përdoret një sasi e madhe uji për kondensimin e avullit, në vend të përdorimit të rezervuarit, uji mund të ftohet në kulla të veçanta ftohëse, të cilat për shkak të madhësisë së tyre janë zakonisht pjesa më e dukshme e një termocentrali bërthamor.

Struktura e reaktorit bërthamor

Një reaktor bërthamor përdor një proces të ndarjes bërthamore në të cilin një bërthamë e rëndë shpërthen në dy fragmente më të vogla.

Këto fragmente janë në një gjendje shumë të ngacmuar dhe lëshojnë neutrone, grimca të tjera nënatomike dhe fotone.

Neutronet mund të shkaktojnë ndarje të reja, duke rezultuar në emetimin e më shumë prej tyre, e kështu me radhë.

Një seri e tillë e vazhdueshme e vetë-qëndrueshme e ndarjeve quhet një reaksion zinxhir.

Kjo çliron një sasi të madhe energjie, prodhimi i së cilës është qëllimi i përdorimit të termocentraleve bërthamore.

Parimi i funksionimit të një reaktori bërthamor dhe termocentrali bërthamor është i tillë që rreth 85% e energjisë së ndarjes lirohet brenda një periudhe shumë të shkurtër kohore pas fillimit të reaksionit.

Pjesa tjetër prodhohet nga zbërthimi radioaktiv i produkteve të ndarjes pasi ato kanë emetuar neutrone.

Zbërthimi radioaktiv është një proces në të cilin një atom arrin një gjendje më të qëndrueshme. Vazhdon pas përfundimit të ndarjes.

Elementet bazë të një reaktori bërthamor

• Karburanti bërthamor: uraniumi i pasuruar, izotopet e uraniumit dhe plutoniumit. Më i përdoruri është uraniumi 235;
• Ftohës për heqjen e energjisë së gjeneruar gjatë funksionimit të reaktorit: ujë, natrium të lëngshëm, etj.;
• Shufra kontrolli;
• Moderator neutron;
• Mbulesa e mbrojtjes nga rrezatimi.

Parimi i funksionimit të një reaktori bërthamor

Në thelbin e reaktorit ka elementë të karburantit (elemente të karburantit) - karburant bërthamor.

Ata janë mbledhur në kaseta që përmbajnë disa dhjetëra shufra karburanti. Ftohësi rrjedh nëpër kanale përmes secilës kasetë.

Shufrat e karburantit rregullojnë fuqinë e reaktorit. Një reaksion bërthamor është i mundur vetëm në një masë të caktuar (kritike) të shufrës së karburantit.

Masa e secilës shufër individualisht është nën kritike. Reagimi fillon kur të gjitha shufrat janë në zonën aktive. Duke futur dhe hequr shufrat e karburantit, reagimi mund të kontrollohet.

Pra, kur masa kritike tejkalohet, elementët e karburantit radioaktiv lëshojnë neutrone që përplasen me atomet.

Si rezultat, formohet një izotop i paqëndrueshëm, i cili prishet menjëherë, duke lëshuar energji në formën e rrezatimit gama dhe nxehtësisë.

Grimcat që përplasen i japin njëra-tjetrës energji kinetike dhe numri i zbërthimeve rritet në mënyrë eksponenciale.

Ky është një reaksion zinxhir - parimi i funksionimit të një reaktori bërthamor. Pa kontroll, ndodh me shpejtësi rrufeje, e cila çon në një shpërthim. Por në një reaktor bërthamor procesi është nën kontroll.

Kështu, energjia termike lirohet në bërthamë, e cila transferohet në ujin që lan këtë zonë (qarku primar).

Këtu temperatura e ujit është 250-300 gradë. Më pas, uji transferon nxehtësinë në qarkun e dytë, dhe më pas në tehet e turbinës që gjenerojnë energji.

Shndërrimi i energjisë bërthamore në energji elektrike mund të paraqitet skematikisht:

• Energjia e brendshme e një bërthame uraniumi
• Energjia kinetike e fragmenteve të bërthamave të kalbura dhe neutroneve të çliruara
• Energjia e brendshme e ujit dhe avullit
• Energjia kinetike e ujit dhe avullit
• Energjia kinetike e rotorëve të turbinës dhe gjeneratorit
• Energjia Elektrike

Bërthama e reaktorit përbëhet nga qindra kaseta të bashkuara nga një guaskë metalike. Kjo guaskë gjithashtu luan rolin e një reflektori neutron.

Shufrat e kontrollit për rregullimin e shpejtësisë së reagimit dhe shufrat e mbrojtjes së emergjencës së reaktorit janë futur në mes të kasetave.

Stacioni i furnizimit me ngrohje bërthamore

Projektet e para të stacioneve të tilla u zhvilluan në vitet '70 të shekullit të 20-të, por për shkak të trazirave ekonomike që ndodhën në fund të viteve '80 dhe kundërshtimit të ashpër publik, asnjë prej tyre nuk u zbatua plotësisht.

Përjashtim është termocentrali bërthamor Bilibino me kapacitet të vogël; ai furnizon me ngrohje dhe energji elektrike fshatin Bilibino në Arktik (10 mijë banorë) dhe ndërmarrjet lokale të minierave, si dhe reaktorët mbrojtës (ata prodhojnë plutonium):

• Termocentrali bërthamor siberian, që furnizon ngrohjen në Seversk dhe Tomsk.
• Reaktori ADE-2 në Kombinatin e Minierave dhe Kimikës Krasnoyarsk, i cili ka furnizuar me energji termike dhe elektrike qytetin e Zheleznogorsk që nga viti 1964.

Në kohën e krizës, kishte filluar ndërtimi i disa AST-ve të bazuara në reaktorë të ngjashëm me VVER-1000:

• Voronezh AST
• Gorki AST
• Ivanovo AST (vetëm i planifikuar)

Ndërtimi i këtyre AST-ve u ndërpre në gjysmën e dytë të viteve 1980 ose në fillim të viteve 1990.

Në vitin 2006, koncerni Rosenergoatom planifikoi të ndërtonte një termocentral bërthamor lundrues për Arkhangelsk, Pevek dhe qytete të tjera polare bazuar në uzinën e reaktorit KLT-40, i përdorur në akullthyesit bërthamorë.

Ekziston një projekt për ndërtimin e një termocentrali bërthamor të pambikëqyrur bazuar në reaktorin Elena, dhe një central të lëvizshëm (me hekurudhë) të reaktorit Angstrem.

Disavantazhet dhe avantazhet e termocentraleve bërthamore

Çdo projekt inxhinierik ka anët e tij pozitive dhe negative.

Aspektet pozitive të termocentraleve bërthamore:

• Nuk ka emetime të dëmshme;
• Emetimet e substancave radioaktive janë disa herë më pak se energjia elektrike e qymyrit. stacionet me fuqi të ngjashme (centralet termocentrale të hirit të qymyrit përmbajnë një përqindje të uraniumit dhe toriumit të mjaftueshëm për nxjerrjen e tyre fitimprurëse);
• Vëllimi i vogël i karburantit të përdorur dhe mundësia e ripërdorimit të tij pas përpunimit;
• Fuqia e lartë: 1000-1600 MW për njësi fuqie;
• Kosto e ulët e energjisë, veçanërisht e energjisë termike.

Aspektet negative të termocentraleve bërthamore:

• Karburanti i rrezatuar është i rrezikshëm dhe kërkon masa komplekse dhe të shtrenjta ripërpunimi dhe magazinimi;
• Funksionimi me fuqi të ndryshueshme nuk është i dëshirueshëm për reaktorët termikë të neutroneve;
• Pasojat e një incidenti të mundshëm janë jashtëzakonisht të rënda, megjithëse probabiliteti i tij është mjaft i ulët;
• Investime të mëdha kapitale, si specifike, për 1 MW fuqi të instaluar për njësitë me kapacitet më të vogël se 700-800 MW, ashtu edhe të përgjithshme, të nevojshme për ndërtimin e stacionit, infrastrukturën e tij, si dhe në rast likuidimi të mundshëm.

Zhvillimet shkencore në fushën e energjisë bërthamore

Sigurisht që ka mangësi dhe shqetësime, por energjia bërthamore duket se është më premtuese.

Metodat alternative të marrjes së energjisë, për shkak të energjisë së baticave, erës, diellit, burimeve gjeotermale etj., aktualisht nuk kanë nivel të lartë të energjisë së marrë dhe përqendrim të ulët të saj.

Llojet e nevojshme të prodhimit të energjisë kanë rreziqe individuale për mjedisin dhe turizmin, për shembull, prodhimi i qelizave fotovoltaike, të cilat ndotin mjedisin, rrezikun e fermave me erë për shpendët dhe ndryshimet në dinamikën e valëve.

Shkencëtarët po zhvillojnë projekte ndërkombëtare për reaktorët bërthamorë të gjeneratës së re, për shembull GT-MGR, të cilat do të përmirësojnë sigurinë dhe do të rrisin efikasitetin e termocentraleve bërthamore.

Rusia ka nisur ndërtimin e termocentralit të parë lundrues bërthamor në botë, i cili ndihmon në zgjidhjen e problemit të mungesës së energjisë në zonat e thella bregdetare të vendit.

SHBA dhe Japonia po zhvillojnë termocentrale mini-bërthamore me një kapacitet prej rreth 10-20 MW me qëllim të furnizimit me ngrohje dhe energji elektrike për industri individuale, komplekse banimi dhe në të ardhmen - shtëpi individuale.

Një rënie në kapacitetin e fabrikës nënkupton një rritje të shkallës së prodhimit. Reaktorët me përmasa të vogla krijohen duke përdorur teknologji të sigurta që reduktojnë në masë të madhe mundësinë e rrjedhjes bërthamore.

Prodhimi i hidrogjenit

Qeveria amerikane ka miratuar Iniciativën Atomike të Hidrogjenit. Së bashku me Korenë e Jugut, po punohet për krijimin e një gjenerate të re reaktorësh bërthamorë të aftë për të prodhuar sasi të mëdha hidrogjeni.

INEEL (Laboratori Kombëtar i Inxhinierisë Mjedisore i Idahos) parashikon që një njësi e termocentralit bërthamor të gjeneratës së ardhshme do të prodhojë hidrogjen ekuivalent me 750,000 litra benzinë ​​në ditë.

Kërkimi mbi fizibilitetin e prodhimit të hidrogjenit në termocentralet ekzistuese bërthamore është duke u financuar.

Energjia e shkrirjes

Një perspektivë edhe më interesante, edhe pse relativisht e largët, është përdorimi i energjisë së shkrirjes bërthamore.

Reaktorët termonuklear, sipas llogaritjeve, do të konsumojnë më pak karburant për njësi të energjisë, dhe si vetë kjo lëndë djegëse (deuterium, litium, helium-3) ashtu edhe produktet e sintezës së tyre janë jo radioaktive dhe, për rrjedhojë, të sigurta për mjedisin.

Aktualisht, me pjesëmarrjen e Rusisë, është duke u zhvilluar në jug të Francës ndërtimi i reaktorit ndërkombëtar eksperimental termonuklear ITER.

Çfarë është efikasiteti

Faktori i efikasitetit (COP) është një karakteristikë e efikasitetit të një sistemi ose pajisjeje në lidhje me shndërrimin ose transmetimin e energjisë.

Përcaktohet nga raporti i energjisë së përdorur në mënyrë të dobishme me sasinë totale të energjisë së marrë nga sistemi. Efikasiteti është një sasi pa dimension dhe shpesh matet si përqindje.

Efikasiteti i centralit bërthamor

Efikasiteti më i lartë (92-95%) është avantazhi i hidrocentraleve. Ato prodhojnë 14% të energjisë elektrike në botë.

Megjithatë, ky lloj stacioni është më kërkuesi për sa i përket kantierit dhe, siç ka treguar praktika, është shumë i ndjeshëm ndaj respektimit të rregullave të funksionimit.

Shembulli i ngjarjeve në HEC-in Sayano-Shushenskaya tregoi se çfarë pasojash tragjike mund të rezultojë nga neglizhenca e rregullave të funksionimit në një përpjekje për të ulur kostot e funksionimit.

Termocentralet bërthamore kanë efikasitet të lartë (80%). Pjesa e tyre në prodhimin global të energjisë elektrike është 22%.

Por termocentralet bërthamore kërkojnë vëmendje të shtuar për çështjen e sigurisë, si në fazën e projektimit, gjatë ndërtimit dhe gjatë funksionimit.

Devijimi më i vogël nga rregulloret strikte të sigurisë për termocentralet bërthamore është i mbushur me pasoja fatale për mbarë njerëzimin.

Përveç rrezikut të menjëhershëm në rast aksidenti, përdorimi i termocentraleve bërthamore shoqërohet me probleme sigurie që lidhen me asgjësimin ose asgjësimin e karburantit bërthamor të harxhuar.

Efikasiteti i termocentraleve nuk kalon 34%, ato prodhojnë deri në gjashtëdhjetë për qind të energjisë elektrike në botë.

Përveç energjisë elektrike, termocentralet prodhojnë energji termike, e cila në formën e avullit të nxehtë ose ujit të nxehtë mund t'u transmetohet konsumatorëve në një distancë prej 20-25 kilometrash. Stacione të tilla quhen CHP (Heat Electric Central).

TEC-et dhe termocentralet e kombinuara nuk janë të kushtueshme për t'u ndërtuar, por nëse nuk merren masa të veçanta, ato kanë një ndikim negativ në mjedis.

Ndikimi negativ në mjedis varet nga ajo lëndë djegëse që përdoret në njësitë termike.

Produktet më të dëmshme janë djegia e qymyrit dhe produkteve të naftës së rëndë; gazi natyror është më pak agresiv.

Termocentralet janë burimet kryesore të energjisë elektrike në Rusi, SHBA dhe shumicën e vendeve evropiane.

Megjithatë, ka përjashtime, për shembull, në Norvegji, energjia elektrike prodhohet kryesisht nga hidrocentralet, dhe në Francë, 70% e energjisë elektrike prodhohet nga termocentralet bërthamore.

Termocentrali i parë në botë

Termocentrali i parë qendror, Pearl Street, u vu në punë më 4 shtator 1882 në New York City.

Stacioni u ndërtua me mbështetjen e kompanisë Edison Illuminating, e cila drejtohej nga Thomas Edison.

Në të u instaluan disa gjeneratorë Edison me një kapacitet total mbi 500 kW.

Stacioni furnizonte me energji elektrike një zonë të tërë të Nju Jorkut me një sipërfaqe prej rreth 2.5 kilometra katrorë.

Stacioni u dogj deri në tokë në 1890; vetëm një dinamo mbijetoi, e cila tani ndodhet në muzeun e fshatit Greenfield, Michigan.

Më 30 shtator 1882 filloi të funksionojë hidrocentrali i parë, Rruga Vulcan në Wisconsin. Autori i projektit ishte G.D. Rogers, kreu i kompanisë Appleton Paper & Pulp.

Në stacion u instalua një gjenerator me fuqi rreth 12.5 kW. Kishte energji elektrike të mjaftueshme për të furnizuar shtëpinë e Rogers dhe dy fabrikat e tij të letrës.

Stacioni i Energjisë Rrugore Gloucester. Brighton ishte një nga qytetet e para në Britani që kishte një furnizim të pandërprerë me energji elektrike.

Në 1882, Robert Hammond themeloi Kompaninë Hammond Electric Light, dhe më 27 shkurt 1882 ai hapi Stacionin e Energjisë Rrugore Gloucester.

Stacioni përbëhej nga një dinamo furçash, e cila përdorej për të drejtuar gjashtëmbëdhjetë llamba me hark.

Në 1885, Gloucester Power Station u ble nga Brighton Electric Light Company. Më vonë, në këtë territor u ndërtua një stacion i ri, i përbërë nga tre dinamo furçash me 40 llamba.

Termocentrali i Pallatit Dimëror

Në 1886, një stacion energjie u ndërtua në një nga oborret e Hermitage të Re.

Termocentrali ishte më i madhi në të gjithë Evropën, jo vetëm në kohën e ndërtimit, por edhe gjatë 15 viteve të ardhshme.

Më parë, qirinj janë përdorur për të ndriçuar Pallatin e Dimrit; në 1861, llambat me gaz filluan të përdoren. Meqenëse llambat elektrike kishin një avantazh më të madh, zhvillimet filluan të futnin ndriçimin elektrik.

Para se ndërtesa të shndërrohej plotësisht në energji elektrike, llambat u përdorën për të ndriçuar sallat e pallatit gjatë festave të Krishtlindjeve dhe Vitit të Ri në 1885.

Më 9 nëntor 1885, projekti për ndërtimin e një "fabrike të energjisë elektrike" u miratua nga perandori Aleksandër III. Projekti përfshinte elektrifikimin e Pallatit të Dimrit, ndërtesave të Hermitazhit, oborrit dhe zonës përreth për tre vjet deri në 1888.

Kishte nevojë të eliminohej mundësia e dridhjes së ndërtesës nga funksionimi i motorëve me avull; termocentrali ishte vendosur në një pavijon të veçantë të bërë prej qelqi dhe metali. Ajo u vendos në oborrin e dytë të Hermitage, që atëherë quhet "Electric".

Si dukej stacioni

Ndërtesa e stacionit zinte një sipërfaqe prej 630 m² dhe përbëhej nga një motorrike me 6 kaldaja, 4 motorë me avull dhe 2 lokomotiva dhe një dhomë me 36 dinamo elektrike. Fuqia totale arriti në 445 kf.

Një pjesë e dhomave të përparme ishin të parat që u ndriçuan:

• Paradhoma
• Salla Petrovsky
• Salla e Madhe e Marshallit të Fushës
• Salla e armaturës
• Salla e Shën Gjergjit

U ofruan tre mënyra ndriçimi:

• ndizni plotësisht (pushime) pesë herë në vit (4888 llamba inkandeshente dhe 10 qirinj Yablochkov);
• pune – 230 llamba inkandeshente;
• detyrë (natë) - 304 llamba inkandeshente.
  Stacioni konsumonte rreth 30 mijë poods (520 ton) qymyr në vit.

Termocentrale të mëdha, termocentrale bërthamore dhe hidrocentrale në Rusi

Termocentralet më të mëdha në Rusi sipas rrethit federal:

Qendrore:

• Termocentrali Shtetëror i Qarkut Kostroma, i cili punon me naftë;
• Stacioni Ryazan, karburanti kryesor për të cilin është qymyri;
• Konakovskaya, e cila mund të funksionojë me gaz dhe naftë;

Ural:

• Surgutskaya 1 dhe Surgutskaya 2. Stacionet, të cilat janë një nga termocentralet më të mëdha në Federatën Ruse. Ata të dy punojnë me gaz natyror;
• Reftinskaya, që operon me qymyr dhe është një nga termocentralet më të mëdha në Urale;
• Troitskaya, gjithashtu me qymyr;
• Iriklinskaya, burimi kryesor i karburantit për të cilin është nafta;

Privolzhsky:

• Termocentrali Shtetëror i Qarkut Zainskaya, që funksionon me naftë;

Rrethi Federal i Siberisë:

• Termocentrali Shtetëror i Qarkut Nazarovo, i cili konsumon naftë;

Jugore:

• Stavropolskaya, e cila gjithashtu mund të funksionojë me karburant të kombinuar në formën e gazit dhe naftës;

Veriperëndimore:

• Kirishskaya me naftë.

Lista e termocentraleve ruse që prodhojnë energji duke përdorur ujë, të vendosura në territorin e kaskadës Angara-Yenisei:

Yenisei:

• Sayano-Shushenskaya
• hidrocentrali Krasnoyarsk;

Angara:

• Irkutsk
• Bratskaya
• Ust-Ilimskaya.

Termocentralet bërthamore në Rusi

NEC Balakovo

E vendosur afër qytetit të Balakovo, rajoni i Saratovit, në bregun e majtë të rezervuarit të Saratovit. Ai përbëhet nga katër njësi VVER-1000, të komisionuara në 1985, 1987, 1988 dhe 1993.

NPP Beloyarsk

E vendosur në qytetin e Zarechny, në rajonin e Sverdlovsk, është termocentrali i dytë industrial bërthamor në vend (pas atij siberian).

Katër njësi energjie u ndërtuan në stacion: dy me reaktorë termikë neutroni dhe dy me reaktorë të shpejtë neutron.

Aktualisht, njësitë e fuqisë operative janë njësitë e 3-të dhe të 4-të të fuqisë me reaktorë BN-600 dhe BN-800 me një fuqi elektrike përkatësisht 600 MW dhe 880 MW.

BN-600 u vu në punë në prill 1980 - njësia e parë e energjisë në shkallë industriale në botë me një reaktor të shpejtë neutron.

BN-800 u vu në funksion komercial në nëntor 2016. Është gjithashtu njësia më e madhe e energjisë në botë me një reaktor të shpejtë neutron.

NPP Bilibino

E vendosur pranë qytetit të Bilibino, Okrug Autonome Chukotka. Ai përbëhet nga katër njësi EGP-6 me një kapacitet prej 12 MW secila, të vendosura në 1974 (dy njësi), 1975 dhe 1976.

Gjeneron energji elektrike dhe termike.

NPP Kalinin

Ndodhet në veri të rajonit Tver, në bregun jugor të liqenit Udomlya dhe afër qytetit me të njëjtin emër.

Ai përbëhet nga katër njësi fuqie me reaktorë të tipit VVER-1000 me një kapacitet elektrik 1000 MW, të cilat janë vënë në punë në vitet 1984, 1986, 2004 dhe 2011.

Më 4 qershor 2006, u nënshkrua një marrëveshje për ndërtimin e njësisë së katërt të energjisë, e cila u vu në punë në vitin 2011.

NPP Kola

E vendosur pranë qytetit Polyarnye Zori, rajoni Murmansk, në brigjet e liqenit Imandra.

Ai përbëhet nga katër njësi VVER-440, të komisionuara në 1973, 1974, 1981 dhe 1984.
Fuqia e stacionit është 1760 MW.

NPP Kursk

Një nga katër termocentralet më të mëdha bërthamore në Rusi, me të njëjtin kapacitet prej 4000 MW.

Ndodhet pranë qytetit të Kurchatov, rajoni Kursk, në brigjet e lumit Seim.

Ai përbëhet nga katër njësi RBMK-1000, të komisionuara në 1976, 1979, 1983 dhe 1985.

Fuqia e stacionit është 4000 MW.

NPP i Leningradit

Një nga katër termocentralet më të mëdha bërthamore në Rusi, me të njëjtin kapacitet prej 4000 MW.

E vendosur pranë qytetit të Sosnovy Bor, rajoni i Leningradit, në bregdetin e Gjirit të Finlandës.

Ai përbëhet nga katër njësi RBMK-1000, të komisionuara në 1973, 1975, 1979 dhe 1981.

Fuqia e stacionit është 4 GW. Në vitin 2007, prodhimi arriti në 24.635 miliardë kWh.

NPP Novovoronezh

E vendosur në rajonin e Voronezh pranë qytetit të Voronezh, në bregun e majtë të lumit Don. Përbëhet nga dy njësi VVER.

Ai furnizon rajonin e Voronezh me 85% të energjisë elektrike dhe 50% me ngrohje për qytetin e Novovoronezh.

Fuqia e stacionit (duke përjashtuar ) është 1440 MW.

NPP Rostov

E vendosur në rajonin e Rostovit afër qytetit të Volgodonsk. Fuqia elektrike e njësisë së parë të energjisë është 1000 MW, në vitin 2010, njësia e dytë e energjisë e stacionit u lidh në rrjet.

Në 2001-2010, stacioni u quajt NPP Volgodonsk; me fillimin e njësisë së dytë të energjisë të NPP, stacioni u riemërua zyrtarisht NPP Rostov.

Në vitin 2008, termocentrali bërthamor prodhoi 8.12 miliardë kWh energji elektrike. Faktori i shfrytëzimit të kapacitetit të instaluar (IUR) ishte 92,45%. Që nga fillimi i tij (2001), ai ka prodhuar mbi 60 miliardë kWh energji elektrike.

NPP Smolensk

Ndodhet afër qytetit të Desnogorsk, rajoni Smolensk. Stacioni përbëhet nga tre njësi energjetike me reaktorë të tipit RBMK-1000, të cilat u vunë në punë në vitet 1982, 1985 dhe 1990.

Çdo njësi energjie përfshin: një reaktor me fuqi termike 3200 MW dhe dy turbogjeneratorë me fuqi elektrike 500 MW secili.

Centralet bërthamore amerikane

Centrali Bërthamor i Shippingport, me një kapacitet të vlerësuar prej 60 MW, u hap në vitin 1958 në Pensilvani. Pas vitit 1965, pati një ndërtim intensiv të centraleve bërthamore në të gjithë Shtetet e Bashkuara.

Pjesa më e madhe e termocentraleve bërthamore të Amerikës u ndërtuan në 15 vitet pas vitit 1965, përpara aksidentit të parë serioz në një termocentral bërthamor në planet.

Nëse aksidenti në termocentralin bërthamor të Çernobilit mbahet mend si aksidenti i parë, atëherë nuk është kështu.

Shkak i aksidentit ishin parregullsitë në sistemin e ftohjes së reaktorit dhe gabimet e shumta nga personeli operativ. Si rezultat, karburanti bërthamor u shkri. U deshën rreth një miliard dollarë për të eliminuar pasojat e aksidentit; procesi i likuidimit zgjati 14 vjet.

Pas aksidentit, qeveria e Shteteve të Bashkuara të Amerikës rregulloi kushtet e sigurisë për funksionimin e të gjitha termocentraleve bërthamore në shtet.

Rrjedhimisht, kjo çoi në vazhdimin e periudhës së ndërtimit dhe një rritje të ndjeshme të çmimit të objekteve "atom paqësore". Ndryshime të tilla ngadalësuan zhvillimin e industrisë së përgjithshme në Shtetet e Bashkuara.

Në fund të shekullit të njëzetë, Shtetet e Bashkuara kishin 104 reaktorë që operonin. Sot, Shtetet e Bashkuara zënë vendin e parë në tokë për sa i përket numrit të reaktorëve bërthamorë.

Që nga fillimi i shekullit të 21-të, katër reaktorë janë mbyllur në Amerikë që nga viti 2013 dhe ka filluar ndërtimi i katër të tjerëve.

Në fakt, sot në Shtetet e Bashkuara funksionojnë 100 reaktorë në 62 termocentrale bërthamore, të cilët prodhojnë 20% të të gjithë energjisë në shtet.

Reaktori i fundit i ndërtuar në Shtetet e Bashkuara doli në internet në vitin 1996 në termocentralin Watts Bar.

Autoritetet amerikane miratuan udhëzime të reja të politikës energjetike në 2001. Ai përfshin vektorin e zhvillimit të energjisë bërthamore, nëpërmjet zhvillimit të llojeve të reja të reaktorëve, me një faktor efikasiteti më të përshtatshëm dhe opsione të reja për ripërpunimin e karburantit të harxhuar bërthamor.

Planet deri në vitin 2020 përfshinin ndërtimin e disa dhjetëra reaktorëve të rinj bërthamorë me një kapacitet total prej 50,000 MW. Përveç kësaj, për të arritur një rritje të kapacitetit të termocentraleve ekzistuese bërthamore me rreth 10,000 MW.

SHBA-të janë lider në botë për numrin e termocentraleve bërthamore

Falë zbatimit të këtij programi, në vitin 2013 filloi ndërtimi i katër reaktorëve të rinj në Amerikë - dy prej të cilëve në termocentralin bërthamor Vogtl, dhe dy të tjerët në VC Summer.

Këta katër reaktorë janë tipi më i fundit - AP-1000, i prodhuar nga Westinghouse.

Karburanti bërthamor është një material që përdoret në reaktorët bërthamorë për të kryer një reaksion zinxhir të kontrolluar. Është jashtëzakonisht energjik dhe i pasigurt për njerëzit, gjë që vendos një sërë kufizimesh në përdorimin e tij. Sot do të mësojmë se çfarë është karburanti i reaktorit bërthamor, si klasifikohet dhe prodhohet dhe ku përdoret.

Ecuria e reaksionit zinxhir

Gjatë një reaksioni zinxhir bërthamor, bërthama ndahet në dy pjesë, të cilat quhen fragmente të ndarjes. Në të njëjtën kohë, lëshohen disa (2-3) neutrone, të cilat më pas shkaktojnë ndarjen e bërthamave të mëvonshme. Procesi ndodh kur një neutron godet bërthamën e substancës origjinale. Fragmentet e ndarjes kanë energji të lartë kinetike. Frenimi i tyre në materie shoqërohet me lëshimin e një sasie të madhe nxehtësie.

Fragmentet e ndarjes, së bashku me produktet e tyre të kalbjes, quhen produkte të ndarjes. Bërthamat që ndajnë neutronet e çdo energjie quhen lëndë djegëse bërthamore. Si rregull, ato janë substanca me një numër tek atomesh. Disa bërthama shpërbëhen thjesht nga neutronet, energjia e të cilëve është mbi një vlerë të caktuar pragu. Këta janë kryesisht elementë me një numër çift atomesh. Bërthamat e tilla quhen lëndë e parë, pasi në momentin e kapjes së një neutroni nga një bërthamë pragu, formohen bërthamat e karburantit. Kombinimi i lëndës së djegshme dhe lëndës së parë quhet karburant bërthamor.

Klasifikimi

Karburanti nuklear ndahet në dy klasa:

1. Uranium natyral. Ai përmban bërthama të zbërthyeshme të uraniumit-235 dhe lëndë ushqyese të uraniumit-238, e cila është në gjendje të formojë plutonium-239 pas kapjes së neutronit.
2. Një lëndë djegëse dytësore që nuk gjendet në natyrë. Këtu përfshihet, ndër të tjera, plutonium-239, i cili përftohet nga karburanti i llojit të parë, si dhe uranium-233, i cili formohet kur neutronet kapen nga bërthamat e torium-232.

Nga pikëpamja e përbërjes kimike, ekzistojnë llojet e mëposhtme të karburantit bërthamor:

1. Metal (përfshirë lidhjet);
2. Oksid (për shembull, UO 2);
3. Karbid (për shembull PuC 1-x);
4. Të përziera;
5. Nitridi.

TVEL dhe TVS

Karburanti për reaktorët bërthamorë përdoret në formën e fishekëve të vegjël. Ato vendosen në elementë të karburantit të mbyllur hermetikisht (elementet e karburantit), të cilët, nga ana tjetër, kombinohen në disa qindra montime karburanti (FA). Karburanti bërthamor i nënshtrohet kërkesave të larta për pajtueshmërinë me veshjet e shufrave të karburantit. Duhet të ketë një temperaturë të mjaftueshme shkrirjeje dhe avullimi, përçueshmëri të mirë termike dhe të mos rritet shumë në vëllim nën rrezatim neutron. Prodhueshmëria e prodhimit merret gjithashtu parasysh.

Aplikacion

Karburanti vjen në termocentralet bërthamore dhe instalimet e tjera bërthamore në formën e asambleve të karburantit. Ato mund të ngarkohen në reaktor si gjatë funksionimit të tij (në vend të asambleve të karburantit të djegur) ashtu edhe gjatë një fushate riparimi. Në rastin e fundit, asambletë e karburantit zëvendësohen në grupe të mëdha. Në këtë rast, vetëm një e treta e karburantit zëvendësohet plotësisht. Asambletë më të djegura shkarkohen nga pjesa qendrore e reaktorit dhe në vend të tyre vendosen montime pjesërisht të djegura që ndodheshin më parë në zona më pak aktive. Rrjedhimisht, në vend të kësaj të fundit janë instaluar montime të reja karburanti. Kjo skemë e thjeshtë rirregullimi konsiderohet tradicionale dhe ka një sërë avantazhesh, kryesore prej të cilave është sigurimi i çlirimit uniform të energjisë. Sigurisht, ky është një diagram skematik që jep vetëm një ide të përgjithshme të procesit.

Fragment

Pasi karburanti bërthamor i shpenzuar hiqet nga bërthama e reaktorit, ai dërgohet në një pishinë ftohëse, e cila zakonisht ndodhet afër. Fakti është se asambletë e karburantit të shpenzuar përmbajnë një sasi të madhe të fragmenteve të ndarjes së uraniumit. Pas shkarkimit nga reaktori, çdo shufër karburanti përmban rreth 300 mijë Curies lëndë radioaktive, duke çliruar 100 kW/orë energji. Për shkak të kësaj, karburanti vetë-nxehet dhe bëhet shumë radioaktiv.

Temperatura e karburantit të sapo shkarkuar mund të arrijë 300°C. Prandaj, ajo mbahet për 3-4 vjet nën një shtresë uji, temperatura e së cilës ruhet në intervalin e vendosur. Ndërsa ruhet nën ujë, radioaktiviteti i karburantit dhe fuqia e emetimeve të tij të mbetura zvogëlohen. Pas rreth tre vjetësh, vetë-ngrohja e montimit të karburantit arrin 50-60°C. Pastaj karburanti hiqet nga pishinat dhe dërgohet për përpunim ose asgjësim.

Metal uranium

Metali uraniumi përdoret relativisht rrallë si lëndë djegëse për reaktorët bërthamorë. Kur një substancë arrin një temperaturë prej 660 ° C, ndodh një tranzicion fazor, i shoqëruar nga një ndryshim në strukturën e saj. E thënë thjesht, uraniumi rritet në vëllim, gjë që mund të çojë në shkatërrimin e shufrave të karburantit. Në rastin e rrezatimit të zgjatur në një temperaturë prej 200-500°C, substanca i nënshtrohet rritjes së rrezatimit. Thelbi i këtij fenomeni është zgjatja e shufrës së uraniumit të rrezatuar me 2-3 herë.

Përdorimi i metalit të uraniumit në temperatura mbi 500°C është i vështirë për shkak të fryrjes së tij. Pas ndarjes bërthamore, formohen dy fragmente, vëllimi i përgjithshëm i të cilave tejkalon vëllimin e asaj bërthame. Disa fragmente të ndarjes përfaqësohen nga atomet e gazit (ksenon, kripton, etj.). Gazi grumbullohet në poret e uraniumit dhe formon presion të brendshëm, i cili rritet me rritjen e temperaturës. Për shkak të rritjes së vëllimit të atomeve dhe rritjes së presionit të gazit, karburanti bërthamor fillon të bymehet. Kështu, kjo i referohet ndryshimit relativ në vëllim të lidhur me ndarjen bërthamore.

Forca e ënjtjes varet nga temperatura e shufrave të karburantit dhe djegia. Me rritjen e djegies, numri i fragmenteve të ndarjes rritet, dhe me rritjen e temperaturës dhe djegies, rritet presioni i brendshëm i gazit. Nëse karburanti ka veti më të larta mekanike, atëherë është më pak i ndjeshëm ndaj ënjtjes. Metali uraniumi nuk është një nga këto materiale. Prandaj, përdorimi i tij si lëndë djegëse për reaktorët bërthamorë kufizon djegien, e cila është një nga karakteristikat kryesore të një karburanti të tillë.

Vetitë mekanike të uraniumit dhe rezistenca e tij ndaj rrezatimit përmirësohen duke aliazhuar materialin. Ky proces përfshin shtimin e aluminit, molibdenit dhe metaleve të tjera në të. Falë aditivëve të dopingut, numri i neutroneve të ndarjes që kërkohet për kapje zvogëlohet. Prandaj, materialet që thithin dobët neutronet përdoren për këto qëllime.

Komponimet zjarrduruese

Disa përbërës të uraniumit zjarrdurues konsiderohen lëndë djegëse e mirë bërthamore: karbidet, oksidet dhe komponimet ndërmetalike. Më i zakonshmi prej tyre është dioksidi i uraniumit (qeramika). Pika e shkrirjes së saj është 2800°C dhe dendësia e saj është 10.2 g/cm3.

Meqenëse ky material nuk i nënshtrohet tranzicionit fazor, ai është më pak i ndjeshëm ndaj fryrjes sesa lidhjet e uraniumit. Falë kësaj veçorie, temperatura e djegies mund të rritet me disa përqind. Në temperatura të larta, qeramika nuk ndërvepron me niobium, zirkon, çelik inox dhe materiale të tjera. Disavantazhi kryesor i tij është përçueshmëria e ulët termike - 4.5 kJ (m*K), e cila kufizon fuqinë specifike të reaktorit. Përveç kësaj, qeramika e nxehtë është e prirur ndaj plasaritjes.

Plutonium

Plutoniumi konsiderohet një metal me shkrirje të ulët. Shkrihet në temperaturën 640°C. Për shkak të vetive të tij të dobëta plastike, është praktikisht e pamundur të përpunohet. Toksiciteti i substancës ndërlikon teknologjinë e prodhimit të shufrave të karburantit. Industria bërthamore ka tentuar vazhdimisht të përdorë plutoniumin dhe përbërjet e tij, por ato nuk kanë qenë të suksesshme. Nuk këshillohet përdorimi i karburantit për termocentralet bërthamore që përmbajnë plutonium për shkak të një reduktimi afërsisht 2-fish të periudhës së nxitimit, për të cilën nuk janë projektuar sistemet standarde të kontrollit të reaktorit.

Për prodhimin e karburantit bërthamor, si rregull, përdoren dioksidi i plutoniumit, lidhjet e plutoniumit me minerale dhe një përzierje e karbiteve të plutoniumit dhe karbiteve të uraniumit. Lëndët djegëse dispersioni, në të cilat grimcat e përbërjeve të uraniumit dhe plutoniumit vendosen në një matricë metalike të molibdenit, aluminit, çelikut inox dhe metaleve të tjera, kanë veti të larta mekanike dhe përçueshmëri termike. Rezistenca ndaj rrezatimit dhe përçueshmëria termike e karburantit të shpërndarjes varen nga materiali i matricës. Për shembull, në termocentralin e parë bërthamor, karburanti i shpërndarë përbëhej nga grimca të një aliazh uraniumi me 9% molibden, të cilat ishin të mbushura me molibden.

Sa i përket karburantit të toriumit, ai sot nuk përdoret për shkak të vështirësive në prodhimin dhe përpunimin e shufrave të karburantit.

Prodhimi

Vëllime të konsiderueshme të lëndës së parë kryesore për karburantin bërthamor - uraniumit - janë përqendruar në disa vende: Rusi, SHBA, Francë, Kanada dhe Afrikën e Jugut. Depozitat e tij zakonisht ndodhen pranë arit dhe bakrit, kështu që të gjitha këto materiale minohen në të njëjtën kohë.

Shëndeti i njerëzve që punojnë në miniera është në rrezik të madh. Fakti është se uraniumi është një material toksik dhe gazrat e çliruar gjatë nxjerrjes së tij mund të shkaktojnë kancer. Dhe kjo përkundër faktit se minerali përmban jo më shumë se 1% të kësaj substance.

Faturë

Prodhimi i karburantit bërthamor nga minerali i uraniumit përfshin fazat e mëposhtme:

1. Përpunimi hidrometalurgjik. Përfshin kullimin, shtypjen dhe nxjerrjen ose rikuperimin e thithjes. Rezultati i përpunimit hidrometalurgjik është një pezullim i pastruar i oksidit të oksyuraniumit, diuranatit të natriumit ose diuranatit të amonit.
2. Shndërrimi i një lënde nga oksidi në tetrafluorid ose heksafluorid, që përdoret për pasurimin e uraniumit-235.
3. Pasurimi i një lënde me centrifugim ose difuzion termik të gazit.
4. Shndërrimi i materialit të pasuruar në dioksid, nga i cili prodhohen "peletat" e shufrës së karburantit.

Rigjenerimi

Gjatë funksionimit të një reaktori bërthamor, karburanti nuk mund të digjet plotësisht, kështu që riprodhohen izotopë të lirë. Në këtë drejtim, shufrat e karburantit të shpenzuar i nënshtrohen rigjenerimit me qëllim ripërdorimi.

Sot, ky problem zgjidhet përmes procesit Purex, i cili përbëhet nga fazat e mëposhtme:

1. Prerja e shufrave të karburantit në dy pjesë dhe tretja e tyre në acid nitrik;
2. Pastrimi i tretësirës nga produktet e ndarjes dhe pjesët e guaskës;
3. Izolimi i komponimeve të pastra të uraniumit dhe plutoniumit.

Pas kësaj, dioksidi i plutoniumit që rezulton përdoret për prodhimin e bërthamave të reja, dhe uraniumi përdoret për pasurim ose gjithashtu për prodhimin e bërthamave. Ripërpunimi i karburantit bërthamor është një proces kompleks dhe i shtrenjtë. Kostoja e tij ka një ndikim të rëndësishëm në fizibilitetin ekonomik të përdorimit të termocentraleve bërthamore. E njëjta gjë mund të thuhet për asgjësimin e mbetjeve të karburantit bërthamor që nuk janë të përshtatshme për rigjenerim.

Termocentrali bërthamor (NPP) është një kompleks strukturash teknike të krijuara për të gjeneruar energji elektrike duke përdorur energjinë e çliruar gjatë një reaksioni bërthamor të kontrolluar.

Uraniumi përdoret si lëndë djegëse e zakonshme për termocentralet bërthamore. Reagimi i ndarjes kryhet në njësinë kryesore të një termocentrali bërthamor - një reaktor bërthamor.

Reaktori është montuar në një shtresë çeliku të krijuar për presion të lartë - deri në 1,6 x 107 Pa, ose 160 atmosfera.
Pjesët kryesore të VVER-1000 janë:

1. Zona aktive, ku ndodhet karburanti bërthamor, ndodh një reaksion zinxhir i ndarjes bërthamore dhe lirohet energjia.
2. Reflektori i neutronit që rrethon bërthamën.
3. Ftohës.
4. Sistemi i kontrollit të mbrojtjes (CPS).
5. Mbrojtja nga rrezatimi.

Nxehtësia në reaktor lëshohet për shkak të një reaksioni zinxhir të ndarjes së karburantit bërthamor nën ndikimin e neutroneve termike. Në këtë rast, formohen produkte të ndarjes bërthamore, ndër të cilat ka edhe lëndë të ngurta dhe gazra - ksenon, krypton. Produktet e ndarjes kanë radioaktivitet shumë të lartë, kështu që karburanti (peletat e dioksidit të uraniumit) vendoset në tuba të mbyllur të zirkonit - shufrat e karburantit (elementet e karburantit). Këto tuba kombinohen në disa pjesë krah për krah në një asamble të vetme karburanti. Për të kontrolluar dhe mbrojtur një reaktor bërthamor, përdoren shufra kontrolli që mund të lëvizin përgjatë gjithë lartësisë së bërthamës. Shufrat janë bërë nga substanca që thithin fuqishëm neutronet - për shembull, bor ose kadmium. Kur shufrat futen thellë, një reaksion zinxhir bëhet i pamundur, pasi neutronet absorbohen fuqishëm dhe hiqen nga zona e reagimit. Shufrat zhvendosen nga distanca nga paneli i kontrollit. Me një lëvizje të lehtë të shufrave, procesi i zinxhirit ose do të zhvillohet ose do të zbehet. Në këtë mënyrë rregullohet fuqia e reaktorit.

Paraqitja e stacionit është me qark të dyfishtë. Qarku i parë radioaktiv përbëhet nga një reaktor VVER 1000 dhe katër unaza ftohëse me qarkullim. Qarku i dytë, jo radioaktiv, përfshin një gjenerator avulli dhe njësi furnizimi me ujë dhe një njësi turbine me kapacitet 1030 MW. Ftohësi kryesor është ujë jo i vluar me pastërti të lartë nën një presion prej 16 MPa me shtimin e një tretësire të acidit borik, një absorbues i fortë neutron, i cili përdoret për të rregulluar fuqinë e reaktorit.

1. Pompat kryesore të qarkullimit pompojnë ujin përmes bërthamës së reaktorit, ku ai nxehet në një temperaturë prej 320 gradë për shkak të nxehtësisë së krijuar gjatë reaksionit bërthamor.
2. Ftohësi i ndezur e transferon nxehtësinë e tij në ujin e qarkut dytësor (lëng pune), duke e avulluar atë në gjeneratorin e avullit.
3. Ftohësi i ftohur rihyn në reaktor.
4. Gjeneratori i avullit prodhon avull të ngopur me një presion prej 6.4 MPa, i cili furnizohet me turbinën me avull.
5. Turbina drejton rotorin e gjeneratorit elektrik.
6. Avulli i shkarkimit kondensohet në kondensator dhe përsëri furnizohet me gjeneratorin e avullit nga pompa e kondensatës. Për të ruajtur presionin konstant në qark, është instaluar një kompensues i vëllimit të avullit.
7. Nxehtësia e kondensimit të avullit largohet nga kondensuesi me anë të ujit qarkullues, i cili furnizohet nga pompa e ushqimit nga pellgu më i ftohtë.
8. Të dy qarku i parë dhe i dytë i reaktorit janë të mbyllura. Kjo siguron sigurinë e reaktorit për personelin dhe publikun.

Nëse nuk është e mundur të përdoret një sasi e madhe uji për kondensimin e avullit, në vend të përdorimit të një rezervuari, uji mund të ftohet në kulla të veçanta ftohëse (kulla ftohëse).

Siguria dhe mirëdashja mjedisore e funksionimit të reaktorit sigurohet nga respektimi i rreptë i rregulloreve (rregullat e funksionimit) dhe një sasi e madhe e pajisjeve të kontrollit. E gjithë ajo është projektuar për kontroll të menduar dhe efikas të reaktorit.
Mbrojtja emergjente e një reaktori bërthamor është një grup pajisjesh të krijuara për të ndaluar shpejt një reaksion zinxhir bërthamor në bërthamën e reaktorit.

Mbrojtja aktive emergjente aktivizohet automatikisht kur një nga parametrat e një reaktori bërthamor arrin një vlerë që mund të çojë në një aksident. Parametra të tillë mund të përfshijnë: temperaturën, presionin dhe rrjedhën e ftohësit, nivelin dhe shpejtësinë e rritjes së fuqisë.

Elementet ekzekutive të mbrojtjes emergjente janë, në shumicën e rasteve, shufrat me një substancë që thith mirë neutronet (bor ose kadmium). Ndonjëherë, për të mbyllur reaktorin, një absorbues i lëngshëm injektohet në lakin e ftohësit.

Përveç mbrojtjes aktive, shumë dizajne moderne përfshijnë edhe elementë të mbrojtjes pasive. Për shembull, versionet moderne të reaktorëve VVER përfshijnë një "Sistemin e ftohjes së bërthamës së urgjencës" (ECCS) - rezervuarë specialë me acid borik të vendosur mbi reaktor. Në rast të një aksidenti me bazë projektimi maksimal (këputje e qarkut të parë ftohës të reaktorit), përmbajtja e këtyre rezervuarëve përfundon brenda bërthamës së reaktorit nga graviteti dhe reaksioni zinxhir bërthamor shuhet nga një sasi e madhe e substancës që përmban bor. , i cili thith mirë neutronet.

Sipas “Rregullave të Sigurisë Bërthamore për objektet e reaktorëve të termocentraleve bërthamore”, të paktën një nga sistemet e parashikuara të mbylljes së reaktorit duhet të kryejë funksionin e mbrojtjes emergjente (EP). Mbrojtja emergjente duhet të ketë të paktën dy grupe të pavarura elementësh pune. Në sinjalin AZ, pjesët e punës AZ duhet të aktivizohen nga çdo pozicion pune ose i ndërmjetëm.
Pajisja AZ duhet të përbëhet nga të paktën dy grupe të pavarura.

Çdo grup i pajisjeve AZ duhet të projektohet në atë mënyrë që mbrojtja të sigurohet në rangun e ndryshimeve në densitetin e fluksit të neutronit nga 7% në 120% të nominalit:
1. Sipas densitetit të fluksit të neutronit - jo më pak se tre kanale të pavarura;
2. Sipas shkallës së rritjes së densitetit të fluksit neutron - jo më pak se tre kanale të pavarura.

Çdo grup i pajisjeve të mbrojtjes emergjente duhet të projektohet në atë mënyrë që, gjatë gjithë gamës së ndryshimeve në parametrat teknologjikë të vendosur në projektimin e impiantit të reaktorit (RP), mbrojtja emergjente të sigurohet nga të paktën tre kanale të pavarura për çdo parametër teknologjik. për të cilën është e nevojshme mbrojtja.

Komandat e kontrollit të çdo grupi për aktivizuesit AZ duhet të transmetohen përmes të paktën dy kanaleve. Kur një kanal në një nga grupet e pajisjeve AZ hiqet nga funksionimi pa e nxjerrë këtë grup jashtë funksionimit, duhet të gjenerohet automatikisht një sinjal alarmi për këtë kanal.

Mbrojtja emergjente duhet të aktivizohet të paktën në rastet e mëposhtme:
1. Me arritjen e cilësimit AZ për densitetin e fluksit neutron.
2. Me arritjen e cilësimit AZ për shpejtësinë e rritjes së densitetit të fluksit neutron.
3. Nëse voltazhi zhduket në çdo grup pajisjesh mbrojtëse emergjente dhe autobusët e furnizimit me energji CPS që nuk janë nxjerrë jashtë funksionit.
4. Në rast të dështimit të çdo dy prej tre kanaleve mbrojtëse për densitetin e fluksit të neutronit ose për shkallën e rritjes së fluksit të neutronit në çdo grup pajisjesh AZ që nuk janë nxjerrë jashtë përdorimit.
5. Kur cilësimet AZ arrihen nga parametrat teknologjikë për të cilët duhet të kryhet mbrojtja.
6. Kur aktivizoni AZ nga një çelës nga një pikë kontrolli blloku (BCP) ose një pikë kontrolli rezervë (RCP).

Materiali u përgatit nga redaktorët në internet të www.rian.ru bazuar në informacione nga RIA Novosti dhe burime të hapura

Përdorimi i karburantit bërthamor në reaktorë për prodhimin e energjisë ka një sërë veçorish për shkak të vetive fizike dhe natyrës së proceseve që ndodhin. Këto karakteristika përcaktojnë specifikat e energjisë bërthamore, kërkesat e teknologjisë, kushtet e veçanta të funksionimit, treguesit ekonomikë dhe ndikimin në mjedis.

Para së gjithash, ne vërejmë vlerën e lartë kalorifike të karburantit bërthamor. Gjatë djegies (oksidimit), për shembull, të karbonit në reaksionin C + O 2 → CO 2, 4 eV energji lirohet për çdo ndërveprim, dhe monoksidi i karbonit që rezulton çon në një efekt serë me pasoja globale për planetin. Ndarja e një atomi të karburantit bërthamor çliron rreth 200 MeV energji. Lëshimi i energjisë në këto dy procese ndryshon me 50 milionë herë. Për sa i përket masës së njësisë, çlirimet e energjisë ndryshojnë me një faktor prej 2.5 milion.

Përmbajtja e lartë kalorike shkakton një reduktim të mprehtë si në masën ashtu edhe në vëllimin fizik të karburantit bërthamor që kërkohet për të prodhuar një sasi të caktuar energjie. Kështu, magazinimi dhe transportimi i lëndës së parë (koncentrati i uraniumit) dhe karburanti i përfunduar bërthamor kërkon kosto relativisht të ulëta. Pasoja e kësaj është pavarësia e vendndodhjes së termocentraleve bërthamore nga zonat e prodhimit dhe prodhimit të karburantit, gjë që ndikon ndjeshëm në zgjedhjen e vendndodhjes ekonomikisht të favorshme të forcave prodhuese. Mund të themi se përdorimi i karburantit bërthamor mund të korrigjojë "padrejtësinë" e natyrës në shpërndarjen jashtëzakonisht të pabarabartë gjeografike të burimeve të energjisë. Vështirësitë që lidhen me kushtet klimatike sezonale të shpërndarjes dhe furnizimit me karburant, të cilat lindin vazhdimisht në Lindje dhe Veri të Largët, eliminohen. Intensiteti i lartë energjetik i karburantit bërthamor përcakton numrin relativisht të vogël të punëtorëve të përfshirë në nxjerrjen, prodhimin dhe dërgimin e karburantit tek konsumatori për njësi të energjisë së prodhuar në krahasim me nxjerrjen dhe transportin e karburantit organik, i cili në fund siguron produktivitet të lartë të punës në bërthamore. energji.

Një tipar i rëndësishëm i karburantit bërthamor është pamundësia themelore e djegies së tij të plotë. Për të funksionuar një reaktor me një fuqi të caktuar për një kohë të caktuar, ngarkesa e karburantit duhet të jetë mbi masën kritike. Kjo tepricë siguron një kufi reaktiviteti që është i nevojshëm për një sasi të caktuar ose të llogaritur të karburantit të ndarë për njësi vëllimi ose mase, d.m.th. për të arritur një thellësi të caktuar djegieje. Pas arritjes së kësaj djegieje, kur rezerva e reaktivitetit është shteruar, është e nevojshme të zëvendësohet karburanti i shpenzuar me një të ri. Karburanti i shkarkuar përmban një sasi të konsiderueshme materialesh të zbërthyeshme dhe pjellore dhe, pasi pastrohet nga produktet e zbërthimit, mund të kthehet në ciklin e karburantit. Nga kjo rrjedh se karburanti bërthamor duhet të qarkullojë në mënyrë të përsëritur përmes reaktorëve dhe ndërmarrjeve të industrisë bërthamore: impiantet radiokimike dhe fabrikat për prodhimin e shufrave të karburantit dhe montimet e karburantit(TVS). Me riciklimin (ripërdorimin) e uraniumit dhe plutoniumit, nevoja për uranium natyror dhe kapacitet për pasurimin e karburantit reduktohet ndjeshëm. Vini re se sasia e karburantit bërthamor që do të përpunohet në ciklin e karburantit për një termocentral bërthamor me një fuqi elektrike prej 1 GW është 20-30 ton/vit për VVER-1000 dhe afërsisht 50 ton/vit për RBMK-1000.

Kërkesa për të mbajtur vazhdimisht një masë të madhe karburanti në bërthamën e reaktorit, e projektuar për një periudhë të gjatë funksionimi për të siguruar një djegie të caktuar, shkakton kosto të konsiderueshme një herë për pagimin e ngarkesës së parë të karburantit dhe tufave pasuese të përgatitura për ngarkim. Ky është një ndryshim shumë domethënës dhe thelbësor në kushtet e përdorimit të karburantit bërthamor në termocentrale në krahasim me karburantin organik.

Akumulimi i produkteve radioaktive të ndarjes në karburant gjatë prishjes së tyre të mëvonshme pas përfundimit të reaksionit zinxhir çon në çlirimin e nxehtësisë së mbetur, e cila zvogëlohet me kalimin e kohës afërsisht sipas një ligji të fuqisë:

N(t) = 0,07N[t -0,2 – (t+ ) -0,2 ], (2,1)

Ku N- fuqia e reaktorit para mbylljes, N(t) është fuqia e lëshimit të nxehtësisë pas mbylljes së reaktorit,  është koha kur reaktori punon me energji N deri në ndalesë, t- koha pas ndalimit. Nga shprehja (2.1) rrjedh se menjëherë pas mbylljes, çlirimi i nxehtësisë në bërthamë është 7% e fuqisë së vlerësuar. Lëshimi i mbetur i energjisë, aktiviteti i ftohësit dhe elementët e bërthamës së reaktorit, nevoja për të marrë parasysh situatat hipotetike të urgjencës imponojnë kërkesa të veçanta për projektimin, ndërtimin dhe funksionimin e termocentraleve bërthamore, sistemet e mbrojtjes dhe kontrollit të reaktorit. Këto kërkesa nuk kanë analoge në inxhinierinë e energjisë termike duke përdorur lëndë djegëse fosile. Plotësimi i kërkesave të sigurisë së termocentraleve bërthamore shkakton një rritje të kostove kapitale me 1.5-2 herë në krahasim me termocentralet tradicionale.

2.2. Burn-up është një masë e prodhimit të energjisë

karburant bërthamor

Karakteristika energjetike e çdo karburanti është vlera e tij kalorifike, d.m.th. çlirimi i nxehtësisë për njësi masë. Karakteristika energjetike e karburantit bërthamor është prodhimi i energjisë specifike - energji termike që mund të çlirohet për njësi masë të karburantit bërthamor me një përbërje të caktuar izotopike gjatë gjithë periudhës së qëndrimit në reaktor. Prodhimi specifik i energjisë karburanti bërthamor (B) zakonisht matet në megavat ditë për ton (MW ditë/t) ose megavat ditë për kilogram (MW ditë/kg).

Lëshimi i energjisë termike në një reaktor është rezultat i ndarjes bërthamore dhe mund të shprehet në terma të numrit të bërthamave ose masës së karburantit të ndarë, pjesëtuar me numrin e tyre total. Kjo njësi masive e djegies ( thellësia e djegies Në 1) mund të shprehet si përqindje, kg/t, g/kg, etj. Vlera B 1 tregon gjithashtu sasinë e produkteve të ndarjes së grumbulluar në shufrat e karburantit. Prodhimi specifik i energjisë dhe djegia e karburantit bërthamor janë sasi ekuivalente me dimensione të ndryshme. Ata janë parametrat më të rëndësishëm që karakterizojnë përdorimin e karburantit bërthamor në reaktorë. Thellësia e djegies ka një ndikim të madh në treguesit teknikë dhe ekonomikë jo vetëm të termocentraleve bërthamore, por edhe në të gjithë ciklin e karburantit.

Le të përcaktojmë marrëdhënien midis B dhe B 1 për dioksidin e uraniumit - karburanti i reaktorëve modernë të energjisë. Numri i bërthamave të uraniumit në një gram dioksid uraniumi është i barabartë me numrin e Avogadro-s pjesëtuar me peshën molekulare: 6,022·10 23 /270 = 2,32·10 21 1/g. Energjia e çliruar gjatë një ngjarje të ndarjes është 3,2·10 -11 J. Numri i ndarjeve të nevojshme për të prodhuar 1 MW·ditë (8,64·10 10 J) është 2,7·10 21 . Kështu, për të marrë energji prej 1 MW ditë, është e nevojshme të sigurohet ndarja e 1,16 g dioksid uraniumi. Duke treguar këtë sasi me k, le të shkruajmë marrëdhënien midis energjisë dhe njësive të djegies në masë:

B 1 = k V. (2.2)

Nëse në një ton dioksid uraniumi ndahet 1% e atomeve të uraniumit (2,32 10 25), atëherë prodhimi i energjisë do të jetë 2,32 10 25 / 2,7 10 21 = 8593 MW ditë/t. Djegia e 1% e atomeve të rënda korrespondon për dioksidin e uraniumit me 2,44·10 20 ndarje/cm3.

Nëse marrim parasysh peshën vetëm të uraniumit, atëherë k= 1,05. Në këtë rast, një djegie prej 1% korrespondon me një prodhim energjie të uraniumit prej 9520 MW ditë/t. Në llogaritjet e mëtejshme në lidhje me reaktorët termikë të neutroneve, ne do të marrim k= 1,05. Megjithatë, thellësia e djegies nuk përcakton plotësisht konsumin e nuklideve të zbërthyer në bërthamën e reaktorit. Së bashku me ndarjen bërthamore, ndodh edhe reagimi i kapjes së rrezatimit dhe shndërrimi i nuklideve të zbërthyer në ato jo të zbërthyeshme. Për 235 U, probabiliteti për të kapur një neutron pa ndarje dhe për të prodhuar izotopin 236 U është afërsisht 0,15. Kjo do të thotë humbje e një izotopi të zbërthyer pa çlirimin e energjisë. Për 239 Pu, shndërrimi në izotopin jo të zbërthyeshëm 240 Pu si rezultat i kapjes rrezatuese ka një probabilitet prej 0.26. Prania e kapjes së rrezatimit që konkurron me procesin e ndarjes çon në një rritje joefektive të konsumit të nuklideve të zbërthyer. Në reaktorët termikë të neutroneve, kur prodhohet 1 MW ditë energji termike, konsumohen jo 1,05 g, por 1,2-1,22 g 235 U, duke përfshirë 0,15-0,17 g pa çliruar energji, por me djegie 1%, prodhimi i energjisë i uraniumit. është 8300 MW ditë/t. E gjithë kjo merret parasysh gjatë llogaritjes së bërthamës dhe përcaktimit të pasurimit të kërkuar të karburantit me izotop të zbërthyer.

Bërthama e një reaktori të energjisë bërthamore (A.Z.ENR)- kjo është pjesa e vëllimit të saj në të cilën janë organizuar strukturisht kushtet për zbatimin e një reaksioni zinxhir të vazhdueshëm të vetë-qëndrueshëm të ndarjes së karburantit bërthamor dhe heqjen e ekuilibruar të nxehtësisë së gjeneruar në të për qëllimin e përdorimit të tij të mëvonshëm.

Duke menduar për kuptimin e këtij përkufizimi në lidhje me bërthamën e një reaktori bërthamor termik, mund të kuptohet se përbërësit themelorë të një bërthame të tillë janë karburanti bërthamor, moderatori, ftohësi dhe materiale të tjera strukturore.Këto të fundit janë objektivisht të domosdoshëm, meqenëse bërthamore karburanti dhe moderatori në zonën e bërthamës dhe vetë bërthamës duhet të fiksohen fiksisht në reaktor, duke përfaqësuar, nëse është e mundur, një njësi teknologjike të çmontueshme.

Karburanti bërthamor zakonisht kuptohet si tërësia e të gjitha nuklideve të zbërthyeshme në bërthamë. Shumica e reaktorëve bërthamorë termikë të përdorur në termocentralet bërthamore në fazën fillestare të funksionimit funksionojnë me karburant të pastër uranium, por gjatë fushatës ata riprodhojnë një sasi të konsiderueshme të karburantit bërthamor sekondar - plutonium-239, i cili menjëherë pas formimit të tij përfshihet në procesi i shumëzimit të neutroneve në reaktor . Prandaj, karburanti në reaktorë të tillë bërthamorë në çdo moment arbitrar të fushatës duhet të konsiderohet si një kombinim i tre komponentëve të zbërthyer: 235 U, 238 U dhe 239 Pu. Uraniumi-235 dhe plutoniumi-239 zbërthehen nga neutronet e çdo energjie në spektrin e reaktorit, dhe 238 U, siç u përmend tashmë, zbërthehet vetëm nga neutronet e shpejta mbi pragun (me E > 1.1 MeV).

Karakteristika kryesore e karburantit bërthamor të uraniumit është pasurimi i tij fillestar (x), që do të thotë përqindja (ose përqindja) e bërthamave të uraniumit-235 midis të gjitha bërthamave të uraniumit. Dhe meqenëse më shumë se 99.99% e uraniumit përbëhet nga dy izotope - 235 U dhe 238 U, vlera e pasurimit është:
x = N 5 /N U = N 5 /(N 5 +N 8) (4.1.1)
Uraniumi natyral metalik përmban afërsisht 0,71% bërthama 235 U, dhe më shumë se 99,28% është 238 U. Izotopet e tjerë të uraniumit (233 U, 234 U, 236 U dhe 237 U) janë të pranishëm në uraniumin natyror në sasi aq të vogla sa që mund të mos të merren parasysh.

Në reaktorët e centraleve bërthamore përdoret uranium i pasuruar në 1.8 ÷ 5.2%, në reaktorët e termocentraleve bërthamore të transportit detar, pasurimi fillestar i karburantit bërthamor është 20 ÷ 45%. Përdorimi i karburantit me pasurim të ulët në termocentralet bërthamore shpjegohet me konsiderata ekonomike: teknologjia për prodhimin e karburantit të pasuruar është komplekse, me energji intensive, kërkon pajisje komplekse dhe të mëdha, dhe për këtë arsye është një teknologji e shtrenjtë.

Metali uraniumi është termikisht i paqëndrueshëm, i nënshtrohet transformimeve alotropike në temperatura relativisht të ulëta dhe kimikisht i paqëndrueshëm, dhe për këtë arsye i papranueshëm si lëndë djegëse për reaktorët e energjisë. Prandaj, uraniumi në reaktorë nuk përdoret në formë të pastër metalike, por në formën e përbërjeve kimike (ose metalurgjike) me elementë të tjerë kimikë. Këto lidhje quhen karburant kompozime.

Përbërjet më të zakonshme të karburantit në teknologjinë e reaktorit janë:
UO 2, U 3 O 8, UC, UC 2, OKB, U 3 Si, (UAl 3) Si, UBe 13.

Elementi(et) tjetër kimik i përbërjes së karburantit quhet hollues karburanti. Në dy të parat nga përbërjet e listuara të karburantit, holluesi është oksigjeni, në dy të dytat - karboni, në ato pasuese, përkatësisht, azoti, silikoni, alumini me silikon dhe berilium.
Kërkesat bazë për një hollues janë të njëjta si për një moderator në një reaktor: ai duhet të ketë një mikroseksion të lartë për shpërndarje elastike dhe një mikroseksion ndoshta më të ulët për thithjen e neutroneve termike dhe rezonante.

Përbërja më e zakonshme e karburantit në reaktorët e energjisë bërthamore është dioksidi i uraniumit(UO 2), dhe tretësi i tij - oksigjeni - i plotëson plotësisht të gjitha kërkesat e përmendura .

Pika e shkrirjes së dioksidit (2800 o C) dhe qëndrueshmëria e tij e lartë termike ju lejojnë të keni temperaturë të lartë karburant me një temperaturë të lejueshme funksionimi deri në 2200 o C.