Ядерный реактор википедия: Корпусной ядерный реактор — это… Что такое Корпусной ядерный реактор?

Содержание

Корпусной ядерный реактор — это… Что такое Корпусной ядерный реактор?

Пример корпусного реактора — ВВЭР-1000.

Корпусно́й я́дерный реа́ктор — ядерный реактор, активная зона которого находится внутри толстостенного цилиндрического корпуса. Корпусные реакторы выполняют с водой под давлением и кипящими.

Альтернативой корпусных реакторов являются канальные реакторы.

В отличие от канальных реакторов, в корпусных применяется специальный герметичный корпус. Так как давление в первом контуре может доходить до 160 атм (ВВЭР-1000), он весьма трудоёмок в изготовлении. Процесс замены ядерного топлива в таком реакторе затруднён, он требует полной остановки и частичной разборки реактора. Несмотря на недостатки, корпусные реакторы в настоящее время применяются наиболее широко. В России это ВВЭР, в других странах — PWR и BWR.

Преимущества

  • реакторы с водой под давлением принципиально не имеют положительных эффектов реактивности;
  • небольшое число дополнительных конструкционных материалов, присутствующих в активной зоне и поглощающих нейтроны;
  • корпусные реакторы имеют защитную оболочку, выполнить которую для канальных реакторов не представляется возможным из-за большой разветвлённости труб реакторного отделения.

Недостатки

  • наличие сложного в изготовлении и габаритного герметичного корпуса
  • ограничение на размер активной зоны достижением предельного состояния прочности, и, как следствие, ограничение максимальной мощности; также габариты корпуса ограничены требованиями железнодорожной перевозки;
  • невозможность частичной перегрузки тепловыделяющих сборок, то есть для замены топлива требуется полная остановка реактора, дренирование теплоносителя, демонтаж системы привода стержней, снятие крышки реактора и т.д.

См. также

В этой статье не хватает ссылок на источники информации.
Информация должна быть проверяема, иначе она может быть поставлена под сомнение и удалена.
Вы можете отредактировать эту статью, добавив ссылки на авторитетные источники.
Эта отметка установлена 2 июня 2012.

📖Естественный ядерный реактор деления — Википедия

Геологическая ситуация в Габоне, ведущая к естественным ядерным реакторам деления

  1. Зоны ядерных реакторов
  2. Песчаник
  3. Слой урановой руды
  4. Гранит

Ископаемое естественный ядерный реактор деления это уран депозит где самоподдерживающийся ядерные цепные реакции произошло. Это можно проверить, проанализировав изотоп соотношения. Условия, при которых естественный ядерный реактор мог существовать был предсказан в 1956 году Пол Казуо Курода.[1] Явление было открыто в 1972 г. Окло, Габон по французски физик Фрэнсис Перрин в условиях, очень похожих на то, что было предсказано.

Окло является единственным известным местом в мире и состоит из 16 участков, на которых ядерное деление считается, что реакции имели место примерно 1,7 миллиард лет назад и проработал несколько сотен тысяч лет, в среднем, вероятно, менее 100 кВт тепловой энергии за это время.[2][3][4]

История

В мае 1972 г. Обогащение трикастином урана, Пьерлат, Франция, рутина масс-спектрометрии сравнение UF6 образцы из Окло Майн, находится в Габон, показали расхождение в сумме 235
U
изотоп. Обычно концентрация составляет 0,72%, в то время как в этих образцах только 0,60%, разница значительная.[5] Это несоответствие требовало объяснения, поскольку все гражданские предприятия по обращению с ураном должны тщательно учитывать все делящиеся изотопы, чтобы гарантировать, что ни один из них не будет перенаправлен на строительство ядерное оружие. Таким образом, французы Commissariat à l’énergie atomique (CEA) начал расследование. Серия измерений относительного содержания двух наиболее важных изотопов урана, добываемого в Окло, показала аномальные результаты по сравнению с результатами, полученными для урана из других шахт. Дальнейшие исследования этого уранового месторождения обнаружили урановую руду с 235
U
концентрация всего 0,44%. Последующее исследование изотопов продуктов деления, таких как неодим и рутений также показали аномалии, как более подробно описано ниже.

Эта потеря в 235
U
это именно то, что происходит в ядерном реакторе. Возможное объяснение, таким образом, заключалось в том, что урановая руда работала как естественный реактор деления. Другие наблюдения привели к такому же выводу, и 25 сентября 1972 года CEA объявило о своем открытии, что самоподдерживающиеся ядерные цепные реакции произошли на Земле около 2 миллиардов лет назад. Позже в этом районе были обнаружены и другие природные реакторы ядерного деления.

Изотопные сигнатуры продуктов деления

Изотопные сигнатуры природного неодима и неодима продуктов деления из 235
U
которые подверглись воздействию тепловых нейтронов.

Неодим

Неодим и другие элементы были обнаружены с изотопным составом, отличным от того, что обычно встречается на Земле. Например, Окло содержало менее 6% 142
Nd
изотоп, в то время как природный неодим содержит 27%; однако Окло содержал больше 143
Nd
изотоп. Если вычесть естественное содержание изотопов Nd из Oklo-Nd, изотопный состав соответствовал составу, полученному при делении 235
U
.

Рутений

Изотопные сигнатуры природного рутения и продукта деления рутения из 235
U
которые подверглись воздействию тепловых нейтронов. В 100
Пн
(долгоживущий двойной бета-излучатель) не успел распасться до 100
RU
за время, прошедшее с тех пор, как реакторы перестали работать.

Аналогичные исследования изотопных отношений рутений в Окло нашли гораздо более высокий 99
RU
концентрации по сравнению с естественными (27–30% против 12,7%). Эту аномалию можно объяснить распадом 99
Tc
к 99
RU
. На гистограмме нормальная сигнатура природного изотопа рутения сравнивается с сигнатурой для продукт деления рутений, который является результатом деление из 235
U
с тепловыми нейтронами. Ясно, что рутений деления имеет другую изотопную сигнатуру. Уровень 100
RU
в смеси продуктов деления низкий из-за долгоживущих (период полураспада = 1019 лет) изотоп молибден. В масштабе времени, когда реакторы работали, очень мало распада до 100
RU
произойдет.

Механизм

Естественный ядерный реактор образовался, когда месторождение полезных ископаемых, богатое ураном, было затоплено грунтовые воды который действовал как замедлитель нейтронов, а ядерная цепная реакция состоялся. Тепло, образовавшееся в результате ядерного деления, привело к выкипанию грунтовых вод, что замедлило или остановило реакцию. После охлаждения минерального отложения вода возвращалась, и реакция возобновлялась, выполняя полный цикл каждые 3 часа. Циклы реакции деления продолжались сотни тысяч лет и закончились, когда постоянно уменьшающиеся делящиеся материалы больше не могли выдерживать цепную реакцию.

При делении урана обычно образуются пять известных изотопов газа, являющегося продуктом деления. ксенон; все пятеро были обнаружены в остатках природного реактора в различных концентрациях. Концентрации изотопов ксенона, обнаруженных в минеральных образованиях спустя 2 миллиарда лет, позволяют рассчитать конкретные временные интервалы работы реактора: примерно 30 минут критичности, затем 2 часа 30 минут охлаждения для завершения 3-часового цикл.[6]

Ключевым фактором, сделавшим возможной реакцию, было то, что во время запуска реактора критический 1,7 миллиарда лет назад делящийся изотоп 235
U
составляет около 3,1% природного урана, что сопоставимо с количеством, используемым в некоторых из сегодняшних реакторов. (Остальные 96,9% были неделящимися 238
U
.) Потому что 235
U
имеет более короткий период полураспада чем 238
U
, и, таким образом, уменьшается быстрее, текущее содержание 235
U
в природном уране составляет около 0,70–0,72%. Поэтому естественный ядерный реактор на Земле больше невозможен без тяжелая вода или же графит.[7]

Месторождения урановых руд Окло — единственные известные участки, на которых существовали природные ядерные реакторы. Другие богатые урановые рудные тела также имели достаточно урана для поддержания ядерных реакций в то время, но сочетание урана, воды и физических условий, необходимых для поддержания цепной реакции, было уникальным, насколько известно в настоящее время, для рудных тел Окло. .

Еще одним фактором, который, вероятно, способствовал запуску природного ядерного реактора в Окло через 2 миллиарда лет, а не раньше, был увеличение содержания кислорода в атмосфере Земли.[4] Уран естественным образом присутствует в горных породах земли, и изобилие делящихся 235
U
всегда до запуска реактора составляла не менее 3% или выше. Уран растворим в воде только в присутствии кислород. Следовательно, повышение уровня кислорода во время старения Земли, возможно, позволило урану раствориться и транспортироваться с грунтовыми водами в места, где может накапливаться достаточно высокая концентрация для образования богатых урановых рудных тел. Без новой аэробной среды, существовавшей на Земле в то время, эти концентрации, вероятно, не могли бы иметь место.

Подсчитано, что ядерные реакции в уране в жилах от сантиметров до метра потребляли около пяти тонн 235
U
и повышение температуры до нескольких сотен градусов по Цельсию.[4][8] Большинство нелетучих продуктов деления и актинидов за последние 2 миллиарда лет переместились в жилах только на сантиметр.[4] Исследования показали, что это полезный природный аналог для захоронения ядерных отходов.[9]

Связь с постоянной тонкой структуры атома

Природный реактор Окло использовался для проверки наличия атомной постоянная тонкой структуры α могло измениться за последние 2 миллиарда лет. Это потому, что α влияет на скорость различных ядерных реакций. Например, 149
См
захватывает нейтрон, чтобы стать 150
См
, а поскольку скорость захвата нейтронов зависит от значения α, соотношение двух самарий изотопы в образцах из Окло можно использовать для расчета значения α, полученного 2 миллиарда лет назад. Дэвис, Эдвард Д .; Хамдан, Лейла (2015). «Переоценка предела изменения α, предполагаемого естественными реакторами деления в Окло». Физический обзор C. 92 (1): 014319. arXiv:1503.06011. Bibcode:2015PhRvC..92a4319D. Дои:10.1103 / Physrevc.92.014319.

  • Bentridi, S.E .; Gall, B .; Gauthier-Lafaye, F .; Сегур, А .; Меджади, Д. (2011). «Génèse et évolution des réacteurs naturels d’Oklo» [Начало и эволюция естественных ядерных реакторов Окло]. Comptes Rendus Geoscience (На французском). 343 (11–12): 738–748. Bibcode:2011CRGeo.343..738B. Дои:10.1016 / j.crte.2011.09.008.

внешняя ссылка

Росатом Госкорпорация «Росатом» ядерные технологии атомная энергетика АЭС ядерная медицина

АЭС «Тяньвань» — самый крупный объект российско-китайского экономического сотрудничества. Первая очередь станции (энергоблоки №1 и №2) была построена российскими специалистами и находится в коммерческой эксплуатации с 2007 года. Ежегодно на первой очереди АЭС вырабатывается свыше 15 млрд кВт/час электроэнергии. Благодаря новым системам безопасности («ловушка расплава») она считается одной из самых современных станций в мире. Сооружение первых двух блоков АЭС «Тяньвань» вела российская компания в соответствии с российско-китайским межправительственным соглашением, подписанным в 1992 году.

В октябре 2009 года Госкорпорация «Росатом» и Китайская корпорация ядерной промышленности (CNNC) подписали протокол о продолжении сотрудничества в сооружении второй очереди станции (энергоблоки №3 и №4). Генеральный контракт был подписан в 2010 году и вступил в силу в 2011 году. Сооружение второй очереди АЭС осуществляется «Цзянсуской ядерной энергетической корпорацией» (JNPC). Вторая очередь стала логическим развитием первой очереди станции. Стороны применили целый ряд модернизаций. Проект был улучшен с технической и эксплуатационных сторон. Ответственность за проектирование ядерного острова была возложена на российскую сторону, за проектирование неядерного острова – на китайскую сторону. Строительные, монтажные и пуско-наладочные работы велись китайской стороной при поддержке российских специалистов.

Заливка «первого бетона» на энергоблоке №3 состоялась 27 декабря 2012 года, строительство блока №4 началось 27 сентября 2013 года. 30 декабря 2017 года состоялся энергетический пуск энергоблока №3 АЭС «Тяньвань». 27 октября 2018 года состоялся энергетический пуск блока №4 АЭС «Тяньвань». Протокол о приемке блока № 3 в коммерческую эксплуатацию был подписан в январе 2020 года, блока № 4 – в декабре 2020 года.

8 июня 2018 года в Пекине (КНР) состоялось подписание стратегического пакета документов, определяющих основные направления развития сотрудничества между Россией и Китаем в сфере атомной энергетики на ближайшие десятилетия. В частности, будут построены два новых энергоблока с реакторами ВВЭР-1200 поколения «3+»: энергоблоки №7 и №8 АЭС «Тяньвань».

Органический ядерный реактор — Википедия

An органический ядерный реактор, или же реактор с органическим охлаждением (OCR), является разновидностью ядерный реактор который использует некоторую форму органическая жидкостьобычно углеводород вещество как полихлорированный бифенил (PCB), для охлаждения, а иногда и как замедлитель нейтронов также.

Использование органической жидкости имело большое преимущество перед традиционными конструкциями, в которых в качестве охлаждающей жидкости использовалась вода. Вода имеет свойство разъедать и растворять металлы. ядерное топливо и реактор в целом. Чтобы избежать коррозии топлива, его формуют в цилиндрические гранулы, а затем вставляют в цирконий трубки или другие «облицовочные» материалы. Остальная часть реактора должна быть изготовлена ​​из материалов, устойчивых к коррозии и воздействию окружающей среды. нейтронное охрупчивание. Напротив, многие распространенные органические жидкости менее агрессивны по отношению к металлам, что позволяет делать топливные сборки намного проще, а трубы теплоносителя изготавливать из обычных углеродистых сталей вместо более дорогих коррозионно-стойких металлов. Некоторые органические вещества также имеют то преимущество, что они не превращаются в газ так же, как вода, что может уменьшить или исключить необходимость в здание содержания.

Эти преимущества в некоторой степени компенсируются тем фактом, что органические вещества обычно имеют более низкую удельная теплоемкость чем вода, и, следовательно, для обеспечения такого же охлаждения требуется более высокая скорость потока. Более серьезная проблема была обнаружена в экспериментальных устройствах; нейтроны высокой энергии, испускаемые в ходе ядерных реакций, обладают гораздо большей энергией, чем химические связи в теплоносителе, и они разрывают углеводороды. Это приводит к выпуску водород и различные углеводороды с более короткой цепью. Полимеризация полученных продуктов может переходить в густое смолистое состояние. Кроме того, многие подходящие охлаждающие жидкости естественно воспламеняются и иногда токсичны, что создает новые проблемы с безопасностью. Многие виды использования ПХД были запрещены с 1970-х годов, поскольку их токсичность для окружающей среды была лучше изучена.[1]

Концепция OCR была основным направлением исследований в 1950-х и 60-х годах, в том числе Эксперимент с реактором с органическим замедлителем на Национальная инженерная лаборатория Айдахо, то Атомная генерирующая станция Piqua в Огайо и канадском WR-1 в Whiteshell Laboratories. В экспериментах в США изучали использование органических веществ как для охлаждения, так и для замедления, в то время как в канадском дизайне использовался тяжелая вода модератор, как и не построенный ЕВРАТОМ ORGEL и датский дизайн DOR. В конечном итоге ни один из них не будет использоваться для коммерческих генераторов, и только небольшие экспериментальные реакторы в Piqua в США и Арбус на Научно-исследовательский институт атомных реакторов в СССР когда-либо генерировалась мощность, да и то только экспериментально.

Физика

Основы деления

Обычные силовые установки деления полагаются на цепная реакция вызвано, когда ядерное деление выпуск событий нейтроны которые вызывают дальнейшие события деления. Каждое событие деления в уран высвобождает два или три нейтрона, поэтому при тщательном размещении и использовании различных материалов поглотителя вы можете сбалансировать систему, чтобы один из этих нейтронов вызвал еще одно событие деления, а другие один или два были потеряны. Этот тщательный баланс известен как критичность.

Природный уран представляет собой смесь нескольких изотопов, в основном следовое количество U-235 и более 99% U-238. Когда они подвергаются делению, оба этих изотопа выделяют быстрые нейтроны с энергетическим распределением около 1-2 МэВ. Эта энергия слишком мала, чтобы вызвать деление U-238, а это значит, что он не может поддерживать цепную реакцию. U-235 будет делиться при ударе нейтронами этой энергии, поэтому U-235 может поддерживать цепную реакцию, как в случае ядерная бомба. Однако в массе природного урана слишком мало U-235, и вероятность того, что любой конкретный нейтрон вызовет деление в этих изолированных атомах, недостаточно высока для достижения критичности. Критичность достигается путем концентрации, или обогащение, топливо, увеличивая количество U-235 для производства обогащенный уран, в то время как остатки, в настоящее время в основном U-238, являются отходами, известными как обедненный уран.

U-235 будет легче делиться, если нейтроны будут иметь более низкую энергию, так называемый тепловые нейтроны. Нейтроны можно замедлить до тепловых энергий за счет столкновений с замедлитель нейтронов материала, наиболее очевидным из которых являются атомы водорода, содержащиеся в воде. Помещая топливо для деления в воду, вероятность того, что нейтроны вызовут деление в другом U-235, значительно возрастает, что означает, что уровень обогащения, необходимый для достижения критичности, значительно снижается. Это приводит к концепции реакторного качества обогащенный уран с увеличением количества U-235 с менее 1% до 3–5% в зависимости от конструкции реактора. Это в отличие от оружейный обогащение, которое увеличивает обогащение U-235, как правило, более чем на 90%.

Охлаждающие жидкости и модераторы

Когда нейтрон замедляется, его кинетическая энергия Передается модератору материал. Это вызывает его нагрев, и, удаляя это тепло, энергия извлекается из реактора. Вода является отличным материалом для этой роли, поскольку она является эффективным замедлителем, а также ее легко перекачивать и использовать с существующим оборудованием для выработки электроэнергии, аналогичным системам, разработанным для паровые турбины в угольные электростанции. Главный недостаток воды в том, что она имеет относительно низкую точка кипения, а эффективность извлечения энергии с помощью турбины зависит от рабочей температуры.

Наиболее распространенная конструкция атомных электростанций — это реактор с водой под давлением (PWR), в котором вода находится под давлением порядка 150 атмосфер, чтобы поднять ее точку кипения. Эти конструкции могут работать при температурах до 345 ° C, что значительно увеличивает количество тепла, которое любая единица воды может отвести из активной зоны, а также повышает эффективность при преобразовании воды в пар на стороне генератора. . Основным недостатком этой конструкции является то, что поддержание такого давления воды добавляет сложности, и если давление падает, она может превратиться в пар и вызвать паровой взрыв. Чтобы избежать этого, в реакторах обычно используется сильная здание содержания или какая-либо форма активного подавления пара.

Появился ряд альтернативных конструкций, в которых используются альтернативные охлаждающие жидкости или замедлители. Например, программа Великобритании сосредоточена на использовании графит как модератор и углекислый газ газ в качестве теплоносителя. Эти реакторы, Магнокс и AGR работали при температуре примерно в два раза выше, чем обычные установки с водяным охлаждением. Это не только увеличивает эффективность турбомашин, но и позволяет ему работать с существующим угольным оборудованием, работающим при той же температуре. Однако у них был недостаток в том, что они были очень большими, что добавляло их капитальные расходы.

Напротив, канадский КАНДУ конструкции использовали две отдельные массы тяжелая вода, один действует как замедлитель в большом резервуаре, известном как Каландрияи другой, действующий исключительно как хладагент в обычном контуре под давлением. В этой конструкции не было всей массы теплоносителя под давлением, что упростило конструкцию реактора. Основным преимуществом было то, что тяжелая вода по замедлению нейтронов превосходила обычную воду, что позволяло этим установкам работать на природном, необогащенном урановом топливе. Однако это произошло за счет использования дорогой тяжелой воды.

Органические охлаждающие жидкости и замедлители

В обычных конструкциях с водяным охлаждением требуются значительные усилия, чтобы гарантировать, что материалы, из которых состоит реактор, не растворятся или не разъедают воду. Многие обычные материалы с низкой коррозией не подходят для использования в реакторах, потому что они недостаточно прочны, чтобы выдерживать высокое используемое давление, или слишком легко ослабляются под воздействием нейтронного повреждения. Сюда входят тепловыделяющие сборки, которые в большинстве конструкций с водяным охлаждением отлиты в керамика сформированы и покрыты цирконием, чтобы избежать их растворения в охлаждающей жидкости.

Выбранные охлаждающие жидкости на органической основе позволяют избежать этой проблемы, поскольку они гидрофобный и, как правило, не вызывают коррозии металлов. Вот почему их часто используют в качестве антикоррозионных средств и антикоррозийная защита. Значительное снижение коррозии позволяет упростить сложность многих частей реактора, и топливные элементы больше не требуют экзотических формул. В большинстве примеров топливо представляло собой очищенный металлический уран в чистом виде с простой оболочкой из нержавеющей стали или алюминия.

В простейших конструкциях органических реакторов просто заменяют охлаждающую жидкость органической жидкостью. Это легче всего сделать, когда модератор изначально был отдельным, как в случае с проектами Великобритании и Канады. В этом случае можно изменить существующие конструкции, чтобы они стали реактор с графитовым замедлителем и органическим охлаждением и реактор с тяжеловодным замедлителем и органическим охлаждением, соответственно. Другие возможные модераторы включают бериллий, оксид бериллия и гидрид циркония.

Однако американская программа, на сегодняшний день самая крупная, сосредоточена на реактор с органическим замедлителем и охлаждением конструкция, которая концептуально аналогична реактору с водой под давлением, просто заменяет воду подходящим органическим материалом. В этом случае органический материал является одновременно теплоносителем и замедлителем, что накладывает дополнительные конструктивные ограничения на компоновку реактора. Однако это также самое простое решение с точки зрения конструкции и эксплуатации, и оно получило значительное развитие в США, где конструкция PWR уже была распространена.

Другой распространенный дизайн в США — это кипящий реактор (BWR). В этой конструкции вода находится под меньшим давлением и ей дают возможность закипеть в активной зоне реактора. Это ограничивает рабочую температуру, но проще механически, так как устраняет необходимость в отдельном парогенератор и связанные с ним трубопроводы и насосы. Эту конструкцию также можно адаптировать к циклу реактора с замедлителем и охлаждением с органическими веществами, чему способствует то, что подходящие органические жидкости перегрев сами по себе, когда они расширяются в газовое состояние, что может упростить общую конструкцию.

Эта последняя проблема также имеет значительное преимущество в плане безопасности; В отличие от воды, масла не превращаются в пар, поэтому реальная возможность парового взрыва отсутствует. Другие потенциальные источники взрыва в конструкциях с водяным охлаждением также включают накопление газообразного водорода, вызванное нагревом циркониевой оболочки; при отсутствии такой оболочки или любого подобного материала где-либо в реакторе единственный источник газообразного водорода в конструкции с масляным охлаждением — это химическое разложение теплоносителя. Это происходит с относительно предсказуемой скоростью, и вероятность накопления водорода чрезвычайно мала. Это значительно снижает количество требуемых систем локализации.

Недостатки

У охлаждающих жидкостей на органической основе также есть несколько недостатков. Среди них — их относительно низкая способность к теплопередаче, примерно вдвое меньше, чем у воды, что требует увеличения скорости потока для удаления того же количества энергии. Другая проблема заключается в том, что они имеют тенденцию к разложению при высоких температурах, и, хотя был исследован широкий спектр потенциальных материалов, только некоторые из них оказались стабильными при разумных рабочих температурах, и нельзя было ожидать, что ни один из них будет работать в течение продолжительных периодов времени выше 530 ° C Большинство из них также легко воспламеняются, а некоторые токсичны, что создает проблемы с безопасностью.

Другая проблема, когда масло также является замедлителем, заключается в том, что замедляющая способность жидкости увеличивается с понижением ее температуры. Это означает, что по мере нагрева замедлителя он имеет меньшую замедляющую способность, что приводит к замедлению общей скорости реакции в реакторе и дальнейшему охлаждению реактора. Обычно это важная функция безопасности, в реакторах с водяным замедлителем может произойти обратное, и реакторы с положительным пустые коэффициенты по своей сути нестабильны. Однако в случае масляного замедлителя температурный коэффициент настолько велик, что он может быстро охлаждаться. Это делает очень трудным дросселирование таких конструкций для загрузить после.

Но, безусловно, самая большая проблема для углеводородных хладагентов заключалась в том, что они разлагались под воздействием излучения, эффект, известный как радиолиз. В отличие от разложения при нагревании, которое приводит к образованию более легких углеводородов, результат этих реакций сильно различается и приводит к множеству различных продуктов реакции. Вода также подвергается разложению из-за излучения, но выходящими продуктами являются водород и кислород, которые снова легко рекомбинируются в воду. Полученные в результате продукты разложения масел нелегко рекомбинировать, и их необходимо было удалить.

Один особенно тревожный тип реакции произошел, когда полученные продукты полимеризовались в длинноцепочечные молекулы. Обеспокоенность заключалась в том, что они образуют большие массы внутри реактора, особенно в его охлаждающих контурах, и могут «оказывать значительное вредное воздействие на работу реактора». Именно полимеризация теплоносителя, прилипшего к оболочке твэла, привела к остановке реактора Piqua всего через три года эксплуатации.

История

Ранние эксперименты

Ранние теоретические работы по концепции органического охлаждения проводились в Аргоннская национальная лаборатория между 1953 и 1956 годами. В рамках этой работы компания Mine Safety Appliances изучила множество потенциальных дифенильных охлаждающих жидкостей. В 1956-75 гг. Аэроджет провела исследования скорости «выгорания» полифенильных теплоносителей, а в последующие два года Hanford Atomic Products провела несколько исследований облучения полифенилами.

Monsanto начал работу одиночного контура теплоносителя в Брукхейвенский графитовый исследовательский реактор начиная с 1955 г. для изучения теплопередачи, а в 1958 г. начали рассматривать рекультивацию теплоносителя и исследования контуров кипящего дифенилового теплоносителя.Атомная энергия Канады Лимитед (AECL) начала аналогичные исследования примерно в то же время с прицелом на дизайн будущего испытательного реактора.

Аналогичная программа началась в Великобритании в Harwell в 1950-е гг. Вскоре основное внимание было уделено радиационному повреждению органических соединений, в частности полифенилов. Около 1960 г. Евратом начали исследования таких конструкций в рамках своего проекта ORGEL.[17][18] Аналогичный, но отдельный проект начался в Италии под руководством Comitato nazionale per l’energia nucleare, но их PRO дизайн так и не был построен. Точно так же в крупном исследовании, проведенном в Дании, рассматривался реактор с тяжелым водным замедлителем.[19]

Основные эксперименты

Первой полностью законченной конструкцией реактора с органическим охлаждением и замедлителем была Эксперимент с реактором с органическим замедлителем (OMRE), строительство которой началось на Национальная лаборатория Айдахо в 1955 году и стал критическим в 1957 году. В качестве охлаждающей жидкости и замедления использовался Santowax (терфенил), и работа в целом была приемлемой. Реактор имел конструкцию с очень низким энергопотреблением, производил 15 МВт тепловой энергии и проработал только короткий период с 1957 по 1963 год. За это время активная зона была трижды перестроена для испытаний различных видов топлива, теплоносителя и рабочих условий от 260 до 370 ° C. Планировалось, что более крупный проект мощностью 40 МВт, экспериментальный реактор с органическим охлаждением (EOCR) с терфенильным охлаждением, будет заменен OMRE. Он начал строительство в Айдахо в 1962 году, но так и не был загружен топливом, когда AEC сосредоточила свое внимание в основном на легководных реакторах.

Следующим крупным реактором был коммерческий прототип, построенный как частное / государственное предприятие, то Атомная генерирующая станция Piqua, строительство которого началось в 1963 году в Пике, штат Огайо. В нем использовался тот же хладагент Santowax, что и в оригинальном OMRE, но он был такого же размера, как EOCR, производя 45 МВт тепловой и 15 МВт электрической. Он работал на топливе с обогащением 1,5%, сформированном в кольцевые трубы, покрытые оребренными алюминиевыми кожухами. Он проработал недолго до 1966 года, когда был остановлен из-за образования пленки на оболочке твэла, образовавшейся из радиационно-деградированного теплоносителя.

Самым мощным ONR был канадский тепловой 60 МВт. WR-1. Начато строительство в новообразованном Whiteshell Laboratories в Манитобе в 1965 году и в конце того же года стал критическим. WR-1 использовал тяжелую воду в качестве замедлителя и терфенилы как охлаждающая жидкость, и не страдал от проблем с пробоями охлаждающей жидкости, наблюдаемых в конструкциях США. Он работал до 1985 года, когда AECL стандартизировала использование тяжелой воды как в качестве замедлителя, так и охлаждающей жидкости, а конструкция с органическим охлаждением больше не рассматривалась для разработки.[20]

Хотя различные европейские страны вели разработки по проектам органических реакторов, только Советский союз построил один. Цыканов, В. А .; Чечеткин, Ю. V .; Кормушкин, Ю. П.; Поливанов, И. Ф .; Почечура, В. П .; Якшин, Э. К .; Макин, Р. С .; Рождественская, Л. Н .; Бунтушкин, В. П. (1981). «Экспериментальная атомная теплоснабжение на базе реактора Арбус». Советская атомная энергия. 50 (6): 333–338. Дои:10.1007 / bf01126338. ISSN 0038-531X.

Библиография

  • Stevenson, C.E .; Draley, J. E .; Fromm, L.W .; Гордон, Шеффилд; Искендериан, Х.П .; Jonke, A. A .; Роде Р. Р. (май 1961 г.). Органические ядерные реакторы: оценка текущих программ развития (Технический отчет). Аргоннская национальная лаборатория.
  • Ширван, Кориш; Форрест, Эрик (август 2016 г.). «Проект органического упрощенного ядерного реактора». Ядерная инженерия и технологии. 48 (4): 893–905. Дои:10.1016 / j.net.2016.02.019.
  • Бреннен, Кристофер (2005). Введение в атомную энергетику (PDF). Издательство Данкат.
  • Партасарати, К. (5 сентября 2008 г.). «Давно забытый реактор с органическим теплоносителем». Tribune India.

Управление ядерным реактором — Википедия Wiki Russian 2021

Устойчивость работы реактора

Ядерные реакторы проектируются так, чтобы в любой момент времени процесс деления находился в устойчивом равновесии относительно малых изменений параметров, влияющих на реактивность (см. Коэффициент размножения нейтронов). Например, при выдвижении управляющего стержня из реактора коэффициент размножения нейтронов становится больше единицы, что при неизменности всех остальных параметров приводит к экспоненциальному нарастанию скорости ядерной реакции с характерным временем нейтронного цикла от τ = 10−3 с для реакторов на тепловых нейтронах до τ = 10−8 с для реакторов на быстрых нейтронах. Однако при повышении скорости ядерной реакции растёт тепловая мощность реактора, в результате чего растёт температура ядерного топлива, что приводит к уменьшению сечения захвата нейтронов и, в свою очередь, к уменьшению скорости ядерной реакции. Таким образом, случайное повышение скорости ядерной реакции гасится, а вызванное перемещением управляющих стержней или медленным изменением других параметров — приводит к квазистационарному изменению мощности реактора, а не развитию взрыва. Описанная закономерность является одной из физических причин отрицательного мощностного коэффициента реактивности.

Для безопасного управления ядерным реактором крайне важно, чтобы все коэффициенты реактивности были отрицательны. В случае, если хотя бы один коэффициент реактивности положительный, работа реактора становится неустойчивой, причём время развития этой неустойчивости может быть настолько малым, что никакие системы активной аварийной защиты ядерного реактора не успевают сработать. В частности, анализ показал, что положительный паровой коэффициент реактивности реактора РБМК-1000 стал одной из причин Чернобыльской аварии.

Снижение реактивности

Реактор, работающий в стационарном режиме как угодно долго, представляет собой математическую абстракцию. На самом деле, протекающие в реакторе процессы вызывают ухудшение размножающих свойств среды, и без механизма восстановления реактивности реактор не смог бы работать сколь-либо продолжительное время. Обращение нейтронов в реакторе включает процесс деления; каждый акт деления означает убыль атома делящегося материала, а значит, и снижение k0. Правда, делящиеся атомы частично восстанавливаются за счёт поглощения избытка нейтронов ядрами 238U с образованием 239Pu. Однако накопление нового делящегося материала обычно не компенсирует потерь делящихся атомов, и реактивность снижается. Кроме того, каждый акт деления сопровождается появлением двух новых атомов, ядра которых, как и любые другие ядра, поглощают нейтроны. Накопление продуктов деления также снижает реактивность (см. Иодная яма). Снижение реактивности компенсируется квазистационарным понижением температуры реактора (соответствующее увеличение сечения захвата нейтронов компенсирует падение реактивности и возвращает реактор в критическое состояние). Однако активные зоны энергетических реакторов должны быть разогреты до возможно бо́льшей (проектной) температуры, поскольку коэффициент полезного действия тепловой машины в конечном счёте определяется разностью температур источника тепла и холодильника — окружающей среды. Поэтому нужны системы управления для восстановления реактивности и поддержания проектной мощности и температуры активной зоны.

Система управления

Система управления была впервые разработана и применена на установке Ф-1.

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же, как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах — это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону. Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Аварийная защита

На случай непредвиденного катастрофического развития цепной реакции, а также возникновения других аварийных режимов, связанных с энерговыделением в активной зоне, в каждом реакторе предусмотрено экстренное прекращение цепной реакции, осуществляемое сбрасыванием в активную зону специальных аварийных стержней или стержней безопасности. Аварийные стержни изготовляются из поглощающего нейтроны материала. Они сбрасываются под действием силы тяжести в центральную часть активной зоны, где поток наибольший, а значит, и наиболее велика отрицательная реактивность, вносимая в реактор стержнем. Стержней безопасности, как и регулирующих, обычно два или несколько, однако, в отличие от регуляторов, они должны связывать возможно бо́льшую величину реактивности. Функцию стержней безопасности может выполнять и часть компенсирующих стержней.

См. также

Примечания

Литература

  • Климов А. Н. Ядерная физика и ядерные реакторы. М. Атомиздат, 1971.
  • Левин В. Е. Ядерная физика и ядерные реакторы. 4-е изд. — М.: Атомиздат, 1979.
  • Петунин В. П. Теплоэнергетика ядерных установок М.: Атомиздат, 1960.

Станции и проекты

Общая информация

БЕЛОЯРСКАЯ АЭС

Место расположения: вблизи г. Заречный (Свердловской обл.)   

Тип реактора: АМБ, БН-600, БН-800   

Количество энергоблоков: 4 (в эксплуатации — 2)

Белоярская АЭС им. И. В. Курчатова – первенец большой ядерной энергетики СССР. 

Объем вырабатываемой Белоярской АЭС электроэнергии составляет порядка 16 % от общего объема электроэнергии Свердловской энергосистемы.

Станция сооружена в три очереди: первая очередь – энергоблоки № 1 и № 2 с реактором АМБ, вторая очередь – энергоблок № 3 с реактором БН-600, третья очередь – энергоблок №4 с реактором БН-800.

После 17 и 22 лет работы энергоблоки № 1 и № 2 были остановлены соответственно в 1981 и 1989 гг., сейчас они находятся в режиме длительной консервации с выгруженным из реактора топливом и соответствуют, по терминологии международных стандартов, 1-й стадии снятия с эксплуатации АЭС.

В настоящее время на Белоярской АЭС эксплуатируется два энергоблока — БН-600 и БН-800. Это крупнейшие в мире энергоблоки с реакторами на быстрых нейтронах. По показателям надежности и безопасности «быстрый» реактор входит в число лучших ядерных реакторов мира.

Рассматривается возможность дальнейшего расширения Белоярской АЭС энергоблоком № 5 с быстрым реактором мощностью 1200 МВт – головного коммерческого энергоблока для серийного строительства.

По итогам ежегодного конкурса Белоярская АЭС в 1994, 1995, 1997 и 2001 гг. удостаивалась звания «Лучшая АЭС России».

Расстояние до города-спутника (г. Заречный) – 3 км; до областного центра (г. Екатеринбург) – 45 км.

ДЕЙСТВУЮЩИЕ ЭНЕРГОБЛОКИ БЕЛОЯРСКОЙ АЭС

НОМЕР ЭНЕРГОБЛОКА ТИП РЕАКТОРА УСТАНОВЛЕННАЯ

МОЩНОСТЬ, М ВТ
ДАТА ПУСКА
3 БН-600 600 08.04.1980
4 БН-800 885 10.12.2015
Суммарная установленная мощность 1485 МВТ

Портативный термоядерный реактор — Factorio Wiki

Затраты

10

+

50

+

200

1

Всего сырья

1k

+

1k

+

250

+

200

+

100

Затраты

10

+

50

+

200

1

Всего сырья

1k

+

1k

+

1.5k

+

200

+

100

Размер пачки

20

Размеры

4×4

Размещается в

Максимальный выход

750 кВт электричество

Тип объекта

generator-equipment

Внутриигровое имя

fusion-reactor-equipment

Необходимые технологии

Делается в

Используется для

Портативный термоядерный реактор — это продвинутый генератор энергии для модульной брони и паукохода. Его мощность в 750 кВт, эквивалентна 25 портативных солнечных панелей, но при этом занимает всего лишь 4×4 клеток в инвентаре брони. Портативный термоядерный реактор является существенно важным модулем для силовой брони и силовой брони MK2, так как для многих модулей потребовалось бы очень много портативных солнечных панелей, что не практично. Однажды произведенный, он постоянно генерирует энергию и не требует дополнительного питания.

Обратите внимание на то, что процессор, необходимый для производства портативного термоядерного реактора, не может быть создан в руках.

Детали

Идея реактора отсылает к фильму Назад в будущее, а именно на экологически чистую термоядерную установку Mr. Fusion, установленную сзади у DeLorean DMC-12. Mr. Fusion был создан на основе кофеварки линейки «Mr. Coffee» компании Krups.

История изменений

  • 0.13.0:
    • Производство энергии увеличено в 10 раз.
  • 0.12.0:
    • Производство энергии увеличено в 100 раз.

Смотрите также

Ядерный реактор

— Factorio Wiki

Рецепт

8

+

500

+

500

+

500

+

500

1

Всего сырых

4,8 тыс.

+

500

+

+

+

+

500

Рецепт

8

+

500

+

500

+

500

+

500

1

Всего сырых

6.5 тыс.

+

500

+

6.5k

+

+

+

500

Цвет карты

Здоровье

500

Размер стопки

10

Размеры

5 × 5

Энергопотребление

40 МВт (горелка)

Максимальная температура

1000 ° С

Горное время

0.5

Опытный образец

реактор

Внутреннее имя

ядерный реактор

Требуемые технологии

Производитель

Действительное топливо

Ядерный реактор выделяет тепло за счет сжигания урановых топливных элементов.Тепло можно использовать в теплообменнике для производства пара, который можно использовать для выработки электроэнергии. В отличие от других форм выработки электроэнергии, он не зависит от нагрузки — каждый топливный элемент всегда будет полностью использован за 200 секунд, независимо от нагрузки или температуры реактора. Чтобы не тратить топливо впустую, избыточная мощность может храниться в аккумуляторах, избыточный пар может храниться в резервуарах для хранения.

Вместо того, чтобы полностью израсходовать топливо, его сжигание в ядерном реакторе приводит к израсходованию урановых топливных элементов.Эти использованные элементы можно переработать в центрифуге, чтобы вернуть часть урана, использованного для создания топливных элементов.

Ядерные реакторы имеют тепловую мощность 10 МДж / C. Таким образом, они могут буферизовать 5 ГДж тепловой энергии в своем рабочем диапазоне от 500 ° C до 1000 ° C и требуют 4,85 ГДж энергии для нагрева с 15 ° C до 500 ° C при первоначальном размещении.

Соседский бонус

Реакторы получают бонус за соседние действующие реакторы, который увеличивает их эффективную тепловую мощность на 100% за каждое такое звено.Например, два реактора, работающие рядом друг с другом, будут вырабатывать в общей сложности 160 МВт тепловой энергии, при этом каждый реактор вырабатывает базовую мощность 40 МВт и получает 40 МВт дополнительного бонуса.

Бонус соседства применяется только в том случае, если:

  • 2 реактора расположены непосредственно рядом друг с другом, и все 3 тепловых соединения напрямую соединяют их.
  • Оба реактора работают на топливе.

Двухрядная компоновка

Наиболее эффективная практическая схема — это выровненный двойной ряд произвольной длины (количество реакторов по мере необходимости).Для четного числа реакторов общая мощность массива составляет 160n - 160 МВт (где n = общее количество реакторов, и предполагая, что все работают на топливе). Разделение ряда, хотя это возможно с точки зрения логистики, снижает общую выходную мощность на 160 МВт на разделение.

Нечетное количество реакторов неэффективно для максимизации бонуса, но, если необходимо, нечетное количество реакторов следует выровнять с одной из строк. Вместо этого смещение более длинного ряда не даст дополнительного реактора никакого бонуса, в то время как реактор на другом конце того же ряда также потеряет свой бонус.Размещение нечетного реактора между концами выровненных рядов также приведет к уменьшению на один бонус, а также сделает конструкцию несовместимой.

В любом случае, однако, такие опасения вряд ли возникнут, пока у кого-то не будет очень большая база, поскольку индивидуальная мощность реакторов огромна, особенно с бонусами соседей. Например, реакторная сеть 5 × 2 будет производить 1440 МВт (1,44 ГВт), что эквивалентно 1600 паровым двигателям или 24000 солнечных панелей.

Квадратная планировка

Теоретически, идеально квадратная сетка реакторов без промежутков между ними обеспечит максимальный бонус, поскольку сводит к минимуму количество реакторов с несвязанными сторонами.Эта установка производит 200n - 160 × sqrt (n) MW (где sqrt (n) — квадратный корень из числа реакторов).

Однако, хотя звенья тепловых трубок позволят потоку энергии от реакторов внутри квадрата, без места вокруг внутренних реакторов, не будет возможности вставлять и извлекать топливные элементы, кроме как вручную (тепловые трубки могут перемещаться игроком), что делает эту установку непрактичной.

Кроме того, выигрыш по сравнению с двухрядной конструкцией невелик.После некоторых вычислений можно прийти к выражению для отношения двух (двухстрочный дизайн в знаменателе) как (1,25n - sqrt (n)) ÷ (n - 1) , что, например, равно 1 для 4 реактора, 1,07 для 16 реакторов, 1,16 для 100 реакторов (учитывая только числа, из которых могут быть построены как двойной ряд одинаковой длины, так и квадрат) и так далее. В пределе (бесконечное количество реакторов) отношение приближается к 1,25, так как краевые поправки становятся несущественными.

Взрыв

Если реактор разрушен (поврежден), когда температура превышает 900 ° C, он взорвется, как атомная бомба.У этого взрыва достаточно мощности, чтобы разрушить другие реакторы, поэтому один взрыв может привести к цепной реакции взрыва реакторов. [1]

История

  • 0,17,67 :
    • Тепловые трубки (также в реакторах и теплообменниках) накаляются с высокими температурами.
  • 0,16,0 :
    • Размер штабеля ядерного реактора изменен на 10.

См. Также

Топливо — Factorio Wiki

Топливо может быть вставлено в горелочные устройства и сожжено для их питания.Различные виды топлива обеспечивают разное количество энергии, измеряемое в мегаджоулях (МДж).

Типы

Это список всех элементов, которые можно использовать в качестве топлива в горелочных устройствах, отсортированный по количеству топлива:

Арт. Ценность топлива Стоимость топлива на общую сумму Расход топлива
на штабель
Автомобиль
ускорение
Автомобиль
максимальная скорость
Максимальная скорость поезда
Дерево 2 МДж 2 МДж на дерево 200 МДж 100% 100% 259.2 км / ч (72 м / с) 1
Уголь 4 МДж 4 МДж на уголь 200 МДж 100% 100% 259,2 км / ч (72 м / с)
Твердое топливо 12 МДж 0,96 МДж на единицу сырой нефти 2 или
8,7 МДж на уголь 3
600 МДж 120% 105% 272,2 км / ч (~ 75,6 м / с)
Ракетное топливо 100 МДж 0.8 МДж на единицу сырой нефти 2 1 ГДж 180% 115% 298,1 км / ч (83 м / с)
Ядерное топливо 1,21 ГДж 9,68 МДж на единицу сырой нефти 2 и
40,89 МДж на урановую руду 5
1,21 ГДж 250% 115% 298,1 км / ч (83 м / с)
Урановый топливный элемент 8 ГДж 4 507 МДж на урановую руду 5 400 ГДж Не используется Не используется Не используется

(1) Для отображения скорости в игре предполагается, что 1 плитка = 1 метр.То есть поезд на базовом топливе движется со скоростью 72 плитки в секунду на полной скорости и так далее.

(2) Это предполагает, что вся сырая нефть полностью перерабатывается в твердое топливо с использованием усовершенствованной переработки нефти и крекинга тяжелой нефти в качестве промежуточных стадий, но не крекинга легкой нефти. Возможны более эффективные методы; на практике нефтяной газ с большей вероятностью будет использоваться не для твердого топлива.

(3) Использование сжижения угля и крекинга тяжелой нефти, преобразование всей легкой нефти и нефтяного газа в твердое топливо.Не включает энергетические потребности переработки / добычи.

(4) Этот тип топлива можно использовать только в ядерных реакторах. В отличие от других видов топлива, его нельзя помещать в стандартные горелки.

(5) Предполагая, что весь U-238 обогащен. И в случае с топливным элементом, если предположить, что все использованные урановые топливные элементы перерабатываются и нет бонуса соседям реактора.

Расход

По следующей формуле можно определить, сколько топлива продержится в устройстве:
Время горения (с) = Энергетическая ценность (МДж) ÷ Потребление энергии (МВт)

Общая информация

  • Хотя максимальные скорости, определяемые твердым топливом, ракетным топливом и ядерным топливом, представлены как + 5%, + 15% и + 15% соответственно, это, похоже, верно только для поездов.Вместо этого максимальные скорости для автомобилей и цистерн составляют примерно + 9,5%, + 34% и + 58% соответственно при использовании этих видов топлива.

История

  • 0,15,0 :
    • Тип топлива влияет на ускорение и максимальную скорость автомобиля.

См. Также

Ядерный реактор

— Wiki | Golden

Ядерный реактор — это класс устройств, которые инициируют и контролируют серию самоподдерживающихся ядерных делений. Ранее известные как атомные реакторы, ядерные реакторы используются в качестве электростанций для производства электроэнергии, в качестве инструментов исследований, в качестве систем для производства радиоактивных изотопов и в ядерных морских силовых установках.По данным МАГАТЭ, по состоянию на начало 2019 года в мире эксплуатируются 454 ядерных энергетических реактора и 226 ядерных исследовательских реакторов.

Ядерные реакторы изначально были рассчитаны на срок эксплуатации от 30 до 40 лет. Однако за счет инвестиций в системы, конструкции и компоненты многие из этих реакторов могут быть продлены на срок от сорока до шестидесяти лет.

Конструкция

Большинство типов ядерных реакторов изготавливаются из нескольких компонентов. Типы реакторов включают реакторы с водой под давлением (PWR), реакторы с кипящей водой (BWR), реакторы с тяжелой водой под давлением (PWHR), усовершенствованные реакторы с газовым охлаждением (AGR), легководные реакторы с графитовым замедлителем (LWGR) и реакторы на быстрых нейтронах (FNR). ).

Топливо

Самый распространенный и основной вид топлива — уран. Таблетки урана собираются в ядерные стержни, размещенные в тепловыделяющих сборках в активной зоне реактора. Может быть 51 000 топливных стержней с более чем 18 миллионами таблеток урана в активной зоне.

Замедлитель

Замедлитель — это материал в активной зоне, который замедляет нейтроны, высвобождающиеся при делении, чтобы вызвать большее деление. Замедлителем часто является вода, но также может быть тяжелая вода или графит.

Управляющие стержни

Управляющие стержни изготовлены из поглощающего нейтроны материала, вставленного или извлеченного из активной зоны для управления скоростью реакции или остановки реакции.Эти стержни часто изготавливаются из кадмия, гафния или бора.

Охлаждающая жидкость

Охлаждающая жидкость циркулирует через сердечник для передачи тепла от него. В легководных реакторах в качестве замедлителя и теплоносителя используется вода. В некоторых реакторах вода используется в качестве теплоносителя, а вторичный контур используется для производства пара. Первичные охлаждающие жидкости включают воду или тяжелую воду, гелий, диоксид углерода, натрий, свинец или эвтектику свинца-висмута, фторидные соли и хлоридные соли.

Резервуар высокого давления

Этот часто стальной корпус содержит активную зону реактора, замедлитель и теплоноситель.Это также может быть серия трубок, удерживающих топливо и транспортирующих хладагент через замедлитель.

Парогенератор

В реакторах с водой под давлением используется теплоноситель высокого давления для отвода тепла от реактора и производства пара для вращения турбины и выработки электроэнергии. Эти генераторы действуют как теплообменники, подобные тем, которые используются в автомобильном радиаторе.

Защитная оболочка

Защитная оболочка содержит реактор и парогенераторы и предназначена для защиты от проникновения извне и защиты тех, кто находится снаружи, от радиационного воздействия или неисправности реактора.Обычно эти защитные конструкции сооружаются из бетона и стали метровой толщины. На более новых российских реакторах установлены устройства для локализации расплава активной зоны для улавливания расплавленного материала активной зоны в случае аварии.

Ядерное деление

Ядерное деление — это процесс, в ходе которого тяжелое атомное ядро ​​разделяется на два меньших фрагмента. Эти фрагменты в возбужденном состоянии испускают нейроны, фотоны и субатомные частицы. Испускаемые нейроны вызывают новые деления, которые, в свою очередь, дают больше нейтронов, и продолжают самоподдерживающуюся серию делений посредством цепных реакций.Энергия, выделяемая в этом процессе, является основой ядерной энергетической системы. Уран-235 и плутоний-239 — обычные атомные ядра, используемые в процессе деления. Чтобы ядерный реактор управлял цепными реакциями, управляющие стержни, содержащие нейтронные яды и замедлители, используются для изменения частей нейтронов, вызывающих большее деление.

Ход цепной реакции определяется нейтроном, высвобождающимся при делении, вызывающим последующее деление. Типичное делительное взаимодействие имеет место порядка одной пикосекунды (10-12 секунд).Эта чрезвычайно высокая скорость не дает оператору реактора достаточно времени, чтобы наблюдать за состоянием системы и отреагировать соответствующим образом. К счастью, контролю реактора помогает присутствие так называемых запаздывающих нейтронов, которые представляют собой нейтроны, испускаемые продуктами деления через некоторое время после того, как деление произошло. Концентрация запаздывающих нейтронов в любой момент времени (чаще называемая эффективной долей запаздывающих нейтронов) составляет менее 1 процента от всех нейтронов в реакторе.

Производство энергии

В процессе ядерного деления выделяется большое количество тепла.Это тепло передается рабочей жидкости (воде или газу), которая, в свою очередь, проходит через паровые турбины. Они вращают валы электрических генераторов. Пар, произведенный на атомных электростанциях, в принципе может использоваться для промышленного производства тепла или для централизованного теплоснабжения. Во многих реакторах вода, кипящая для производства пара, отделяется от реактора с помощью другого теплоносителя, за исключением реактора с кипящей водой, в котором кипящая вода используется в качестве теплоносителя.

История

Лео Сцилард запатентовал идею ядерного реактора в 1933 году, через год после открытия нейтрона физиком Джеймсом Чедвиком.Патент Лео Сциларда не включал идею ядерного деления в качестве источника нейтронов, поскольку этот процесс еще не был открыт. Открытие цепной ядерной реакции было сделано Лизой Мейтнер, Фрицем Штрассманном и Отто Ханом в 1938 году после того, как они бомбардировали ядро ​​урана нейтронами и впоследствии исследовали свой метод.

Открытие деления привело к письму Лео Сциларда Франклину Д. Рузвельту в 1939 году об опасности деления урана, ведущего к разработке нового типа бомбы.Это привело к повышенному интересу к изучению процесса ядерного деления, включая меморандум Фриша-Пайерлса о количестве урана, необходимом для цепной реакции. Меморандум Фриша-Пайерлса был частью комитета MAUD в Соединенном Королевстве в рамках их проекта атомной бомбы, известного под кодовым названием Tube Alloys.

Часть команды Chicago Pile, включая Энрико Ферми и Лео Сциларда

В 1942 году группа из Чикагского университета под руководством Энрико Ферми построила Chicago Pile-1, первый искусственный ядерный реактор.В декабре 1942 года «Чикаго Пайл-1» достиг критического уровня. В 1943 году Вооруженные силы США разработали ряд ядерных реакторов в рамках Манхэттенского проекта и из-за потребности в плутонии для ядерного оружия. Ферми и Сцилард подали заявку на патент на ядерные реакторы в 1944 году, но выдача была отложена из-за секретности военного времени.

Что такое реактор на быстрых нейтронах?

Коэффициент воспроизводства — это мера того, сколько нового делящегося топлива способен выработать реактор.
производство, как оно работает.Это отношение количества делящихся атомов, созданных с помощью
количество происходящих делений.

Реакторы на быстрых нейтронах, использующие урановое топливо, по своей природе создают больше делящихся атомов за одно деление, что
тепловые реакторы на урановом топливе. Причину можно увидеть на изображении справа, помеченном
«коэффициент разведения». В тепловых реакторах Pu239 расщепляется сразу после образования
потому что скорость деления Pu239 намного выше, чем скорость поглощения U238 (которая равна
что создает делящийся материал). И наоборот, быстрые реакторы имеют скорость абсорбции U238, которая
сопоставимы со скоростями деления Pu239.Таким образом, делящийся материал может пополняться по мере его поступления.
ожоги. Это также объясняет, почему начальное обогащение быстрых реакторов должно быть выше, чем
сопоставимые тепловые реакторы.

Число нейтронов на деление изменяется и в быстрых реакторах. Когда атомы
при делении они выделяют несколько нейтронов, которые продолжают цепную реакцию. Когда более быстрый нейтрон
расщепляет атом урана, есть вероятность, что выйдет больше нейтронов, чем если бы тепловой нейтрон
Бей это. Этот эффект означает, что у быстрых реакторов есть дополнительные нейтроны, которые не
необходим для поддержания цепной реакции.Кроме того, поскольку больше U-238 напрямую
при делении нейтроны производятся из неделящегося материала. Эти двое
эффекты еще больше увеличивают коэффициент размножения. Он может быть больше 1 в быстром
реакторы. Это означает, что дополнительные нейтроны могут быть использованы для получения нового топлива в реакторах-размножителях на быстрых нейтронах . Эффект большой картины заключается в том, что
U238 может использоваться в качестве топлива вместо U235. В природе U238 в 100 раз больше, чем
U235, так что время, на которое человечество может протянуть 200 лет урана, превратится в 20 000.

В быстрых реакторах также значительно больше свободных нейтронов. Поскольку вероятность
деление ниже для более высоких энергий для каждого актинида, плотность нейтронов выше в
быстрых реакторов, чем в большинстве тепловых реакторов той же мощности (поскольку мощность
фактически плотность нейтронов, умноженная на вероятность деления). Структурные
материалы внутри быстрых реакторов, таким образом, подвергаются более высокому уровню радиационного повреждения, чем материалы в быстрых реакторах.
тепловые реакторы.

Как сделать реактор быстрым или тепловым?

Ядерным реакторам необходимо охлаждать топливо, поскольку оно подвергается цепной реакции деления.Вода — стандартный теплоноситель других электростанций по разным причинам (хорошо играет
с паровыми турбинами, чистый, многочисленный, с хорошими тепловыми свойствами и т. д.), поэтому
это был очевидный кандидат на ядерные реакторы. К счастью, это тоже не доедает
много нейтронов за счет захвата, так что это оказалось возможным выбором. Воды
содержит много атомов водорода с массой в 1 атомную единицу массы. Быть таким же
вес нейтронов, закон сохранения количества движения и энергии говорят нам, что нейтрон
удар по атому водорода может замедлиться от сверхбыстрого до нуля за один
столкновение (представьте, что бильярдный шар ударяется о неподвижный шар), поэтому охлаждающая жидкость
очень хорошо замедляет быстрые нейтроны до тепловых энергий.Если вы хотите сохранить
нейтроны движутся быстро, вам не нужны маленькие атомы, поэтому вы выбираете
более тяжелая охлаждающая жидкость, например натрий (представьте, что бильярдный шар ударяется о шар для боулинга). Итак, чтобы
сделайте быстрый реактор, просто уберите все маленькие атомы. В некоторых быстрых реакторах используется оксид
топлива, но те, которые сделаны с металлическим топливом, еще быстрее, так как кислород довольно
легкий атом.

Хорошо, этот вопрос нечасто задают публично, но неважно. Из всех
геометрические формы в мире, шестиугольники могут быть упакованы максимально близко друг к другу, в
расположение, известное как гексагональная плотная упаковка
[википедия].Чтобы ядерное топливо было как можно ближе друг к другу, чтобы
цепная реакция проста, шестиугольники — очевидный выбор. Итак, настоящий вопрос в том, почему
квадраты тепловых реакторов? Поскольку они требуют модерации, дизайнеры не
хочу тепловое топливо как можно ближе к себе. Дополнительная комната специально должна быть
заполнен модератором, которым обычно является вода.

Еще одна веская причина использовать шестиугольники состоит в том, что быстрые реакторы могут стать более реактивными, если
топливо прижимается ближе друг к другу.Чтобы свести к минимуму возможность этого, мы хотели бы получить его как
близко друг к другу для начала.

См. Также

Вопросы? Комментарии? Отправьте нам сообщение.

Список литературы

Вот несколько хороших обзорных ссылок для продолжения обучения

  1. База данных по реакторам на быстрых нейтронах, IAEA-TECDOC-1531
  2. Статус исследований и разработки технологий быстрых реакторов, МАГАТЭ TECDOC 1691

Исследовательский реактор Апсара | Удобства

Последнее обновление: 1 сентября 2003 г.
Другое имя: НЕТ
Расположение: Центр атомных исследований им. Бхабхи (BARC)
Тромбай, Мумбаи, Индия
В подчинении: Департамент атомной энергии, правительство Индии
Размер: Неизвестно
Статус объекта: Неизвестно

Апсара — самая старая из индийских.Реактор был спроектирован Центром атомных исследований им. Бхабхи (BARC) и построен при содействии Соединенного Королевства (которое также предоставило начальную поставку топлива, состоящего из урана с обогащением на 80 процентов). Апсара впервые вышла из строя 4 августа 1956 года. Апсара — это легководный реактор плавательного бассейна с максимальной выходной мощностью один мегаватт тепловой (МВт). Реактор горит в виде изогнутых пластин из алюминиевого сплава. Топливо для реактора поставляется по контракту с Соединенным Королевством при условии, что топливо находится под гарантиями.Сам реактор не под. Реактор Апсара используется для различных экспериментов, включая нейтронно-активационный анализ, исследования радиационных повреждений, судебно-медицинские исследования, нейтронную радиографию и эксперименты по экранированию. Реактор также используется для исследований и производства радиоизотопов. После почти полувека эксплуатации BARC планирует отремонтировать и модифицировать стареющий реактор, чтобы испытать новую оригинальную конструкцию исследовательского реактора мощностью 5-10 МВт.

Источники:
[1] Эндрю Кох, «Избранные ядерные объекты Индии», Центр исследований в области нераспространения (CNS), 1999 г., www.nonproliferation.org.
[2] Центр атомных исследований им. Бхабхи (BARC), www.barc.ernet.in.
[3] DAE (Правительство Индии), «Годовой отчет за 2000-2001 гг.», Краткое изложение доступно на сайте www.dae.gov.in.
[4] «Новый реактор планируется в Тромбае», The Hindu (Ченнаи), 28 апреля 1999 г., www.hinduonline.com.
[5] «Исследовательские реакторы», Nuclear Review , апрель 1996 г., стр. 17.
[6] «Апсара будет выведена из эксплуатации», Nuclear Engineering International , Vol.31, No. 387, October 1986, pp. 11-12.
[7] 2000 World Nuclear Industry Handbook (Уилмингтон, Великобритания: Nuclear Engineering International, 2000), стр. 198.

Компания, производящая ядерные реакторы Билла Гейтса, добавляет хранилище расплавленных солей в свою систему SMR

TerraPower, поддерживаемая Биллом Гейтсом фирма по ядерным инновациям, запустила новую небольшую модульную реакторную систему в паре с хранилищем расплавленной соли.

Новая концепция, получившая название Natrium, разрабатывается в партнерстве с GE Hitachi Nuclear Energy.По словам пары, его можно использовать для повышения мощности 345-мегаваттного небольшого модульного реактора (SMR) до 500 мегаватт на период до пяти часов.

TerraPower, основанная Гейтсом в 2008 году, разрабатывает две отдельные технологии SMR. Натриевый реактор на быстрых нейтронах, используемый в концепции Natrium, производит большие объемы тепла сверх того, что требуется для работы его паровых турбин. Компания ранее указала на это как на потенциальный источник технологического тепла или для хранения энергии. Система Natrium дает коммерческую концепцию последнего.

«Мы разработали эту систему с участием оператора, чтобы потенциально увеличить их доход на 20 процентов за счет использования накопителей энергии», — сказал Джей Уайлман, президент и генеральный директор GE Hitachi, в заявлении.

Добавление управляемой мощности через теплоаккумулятор делает систему более чем дорогостоящим элементом базовой нагрузки без преимущества масштабирования. Теоретически система Natrium может обеспечивать некоторую гибкость и предоставлять сетевые сервисы.

Коммерциализация наступит в этом десятилетии

Разработчики технологии считают, что дополнительный доход делает технологию более привлекательной для инвесторов, и с оптимизмом оценивают сроки ее разработки.

«Наши исключительные возможности в области разработки технологий, непревзойденная надежность финансирования и достижимая стратегия финансирования означают, что технология Natrium будет доступна в конце 2020-х годов, что сделает ее одной из первых коммерческих передовых ядерных технологий», — сказал Крис Левеск, президент и генеральный директор TerraPower. В пятницу другая небольшая реакторная компания NuScale объявила, что Комиссия по ядерному регулированию США завершила окончательную проверку безопасности малых модульных реакторов этой компании.

Новый гибридный проект от TerraPower является частью программы демонстрации усовершенствованных реакторов Министерства энергетики США. TerraPower утверждает, что ее участие в этой программе вызвало интерес к Natrium со стороны PacifiCorp., Energy Northwest и Duke Energy.

PacifiCorp подтвердила Greentech Media, что выступает в качестве консультанта по коммунальным услугам для Natrium. Герцог сказал GTM, что его поддержка этой концепции является одним из его усилий по изучению технологий, которые могут помочь ему достичь цели по производству электроэнергии с нулевым выбросом углерода к середине века.

На пути к коммерциализации «конца 2020-х» еще предстоит преодолеть множество препятствий.

Помимо финансирования, есть еще вопрос тестирования.

В настоящее время только в России есть полномасштабная площадка для тестирования SMR. Министерство энергетики США объявило о планах разработки универсального испытательного реактора в феврале 2019 года. Видеомагнитофон можно перенастроить для имитации работы нескольких конфигураций SMR.

Ранее на этой неделе консорциум Bechtel National Inc., TerraPower и GE Hitachi Nuclear Energy были выбраны для начала переговоров по контракту на проект VTR Министерства энергетики. Планируется завершить оценку воздействия на окружающую среду и завершить проектирование к концу 2021 года.

Как и в случае со всей ядерной энергетикой, стоимость и сроки строительства будут тщательно изучены. В то время как более крупные ядерные реакторы использовали масштаб для снижения затрат — стратегия, которая не работает для АЭС Фогтл в Джорджии, единственного крупномасштабного проекта, находящегося в разработке в США.С. — Технологии SMR пытаются получить тот же результат, делая наоборот. Если их форм-фактор достаточно мал, их можно в основном собирать на заводах, а не на месте. Потребность в большом количестве ядерного бетона также может быть сокращена.

Чтобы еще больше снизить затраты, неядерное оборудование установки Natrium размещено в другом здании.

По оценкам Министерства торговли США, отсутствие производства ядерных реакторов обойдется в 740 миллиардов долларов в течение следующего десятилетия.Согласно сенсационному докладу Межправительственной группы экспертов ООН по изменению климата за 2018 год, ядерная энергия сыграла роль во всех сценариях, в которых глобальное потепление удерживалось ниже 1,5 градуса Цельсия.

С такими высокими ставками вполне вероятно, что сектор SMR получит постоянную поддержку.

Эмма Ферингер Торговец участвовала в написании статьи.

Увлекательная и ужасающая история аварии на Чернобыльской АЭС

Еще более вопиющими, чем некоторые кадровые решения, были структурные проблемы, встроенные в саму станцию.Самым судьбоносным для Чернобыля была непонятная конструкция важнейшего элемента безопасности: управляющих стержней, которые можно было опустить в активную зону реактора, чтобы замедлить процесс ядерного деления. Стержни содержали карбид бора, который препятствовал реакционной способности, но Советы решили опустить их в графит, который повысил реактивность ; это была попытка сэкономить энергию и, следовательно, деньги, уменьшив сдерживающий эффект стержней. Хиггинботэм называет это «абсурдной и пугающей инверсией в роли предохранительного устройства», сравнивая его с проводкой в ​​автомобиле так, что нажатие на тормоза заставляет его ускоряться.

Когда книга прибыла рано утром 26 апреля 1986 года, несчастный случай разворачивается с ужасной неизбежностью. Сплетая воедино переживания тех, кто был там той ночью, Хиггинботэм так тщательно продумывает детали, что каждый шаг кажется подпружиненным напряжением. То, что началось как давно назревшее испытание на безопасность чернобыльского реактора № 4, быстро превратилось в полномасштабную аварию. Попытка останова с использованием регулирующих стержней с графитовыми наконечниками, конечно, имела противоположный эффект; активная зона становилась все горячее и горячее, и реактор начал разрушаться.

Хиггинботэм описывает мучительные последствия, когда жителей Припяти уговорили на «временную» эвакуацию, а резервистов среднего возраста привлекли к бессистемной очистке, хотя «очистка» не передает тех опасных сизифовых испытаний, с которыми они столкнулись. Советские официальные лица назвали этот процесс «ликвидацией», что звучало более эффективно и окончательно, чем было на самом деле.

Адам Хиггинботам Кредит … Питер Ивис

«Радионуклиды, — пишет Хиггинботам, — нельзя было ни разрушить, ни уничтожить — их можно только переместить, захоронить или захоронить.«Защитные перчатки, выданные резервистам, оказались настолько громоздкими, что некоторые люди убирали радиоактивный мусор голыми руками. Роботы, использованные для защиты уязвимых людей с помощью якобы выносливых машин, оказались бесполезными, поскольку радиация нарушила их схемы.

Советская стратегия секретности в сочетании с отрицанием только усугубила распространение слухов, поскольку некоторые западные газеты прибегали к «неподтвержденным сообщениям» о 15 000 погибших через неделю после аварии.Пять месяцев спустя официальное число погибших в результате этого события составило 31 человек, и в эту цифру не входят те, кто умер от последствий радиационного облучения в последующие годы.

Среди стольких подробных отчетов и скрупулезного анализа возникают некоторые важные темы. Один из них связан с тем, как Чернобыль обнажил несостоятельные трещины в советской системе и ускорил ее крах; авария также побудила Михаила Горбачева с еще большим рвением проводить радикальные реформы.

Оставьте комментарий

Ваш адрес email не будет опубликован. Обязательные поля помечены *