Ydinreaktori

Ydinreaktori (atomi)  - laite, joka on suunniteltu järjestämään hallittu, itseään ylläpitävä fissioketjureaktio , johon liittyy aina energian vapautuminen.

Ensimmäinen ydinreaktori rakennettiin ja käynnistettiin joulukuussa 1942 Yhdysvalloissa E. Fermin johdolla . Ensimmäinen Yhdysvaltojen ulkopuolella rakennettu reaktori oli ZEEP , joka laukaistiin Kanadassa 5. syyskuuta 1945 [1] . Euroopassa ensimmäinen ydinreaktori oli F-1- laitos, joka laukaistiin 25. joulukuuta 1946 Moskovassa I. V. Kurchatovin [2] johdolla . Vuoteen 1978 mennessä maailmassa oli jo toiminnassa noin sata erityyppistä ydinreaktoria.

Historia

Natsi-Saksan " Uranium Project " teoreettista ryhmää , joka työskenteli Kaiser Wilhelm -seurassa , johti Weizsäcker , mutta vain nimellisesti. Varsinainen johtaja oli Heisenberg , joka kehitti ketjureaktion teoreettisia perusteita, kun taas Weizsacker osallistujaryhmän kanssa keskittyi "uraanikoneen" - ensimmäisen reaktorin - luomiseen. Myöhään keväällä 1940 yksi ryhmän tutkijoista - Harteck  - suoritti ensimmäisen kokeen, jolla yritettiin luoda ketjureaktio käyttämällä uraanioksidia ja kiinteää grafiitin hidastajaa. Käytettävissä oleva halkeamiskelpoinen materiaali ei kuitenkaan riittänyt tämän tavoitteen saavuttamiseen. Vuonna 1941 Leipzigin yliopistossa Heisenberg-ryhmään kuuluva Döpel rakensi osaston raskaan veden hidastimella, jonka kokeissa oli mahdollista saavuttaa toukokuuhun 1942 mennessä neutronien tuotanto ylittävän niiden absorption. . Saksalaiset tiedemiehet saavuttivat täysimittaisen ketjureaktion helmikuussa 1945 Haigerlochin lähellä sijaitsevassa kaivoksessa tehdyssä kokeessa . Muutamaa viikkoa myöhemmin Saksan ydinohjelma kuitenkin lakkasi olemasta [3] [4] .

Ydinfission ketjureaktio (lyhyesti - ketjureaktio) suoritettiin ensimmäisen kerran joulukuussa 1942 . Chicagon yliopiston fyysikot E. Fermin johtama ryhmä loi maailman ensimmäisen ydinreaktorin, nimeltään " Chicago Pile " ( Chicago Pile-1 , CP-1 ). Se koostui grafiittilohkoista , joiden väliin asetettiin luonnonuraania ja sen dioksidia sisältäviä palloja . Nopeat neutronit , jotka ilmaantuvat 235 U :n ytimien fission jälkeen, hidastettiin grafiitilla lämpöenergiaksi ja aiheuttivat sitten uuden ydinfission. СР-1:n kaltaisia ​​reaktoreita, joissa suurin osa fissioista tapahtuu lämpöneutronien vaikutuksesta , kutsutaan termisiksi neutronireaktoreiksi . Ne sisältävät paljon hidastetta verrattuna ydinpolttoaineeseen.

Neuvostoliitossa akateemikko I. V. Kurchatovin johtama fyysikkojen ja insinöörien ryhmä suoritti teoreettisia ja kokeellisia tutkimuksia reaktorien käynnistyksen, toiminnan ja ohjauksen piirteistä . Ensimmäinen Neuvostoliiton F-1- reaktori rakennettiin Neuvostoliiton tiedeakatemian laboratorioon nro 2 ( Moskova ). Tämä reaktori asetettiin kriittiseen tilaan 25. joulukuuta 1946 . F-1-reaktori koottiin grafiittilohkoista ja oli pallon muotoinen, jonka halkaisija oli noin 7,5 m. Pallon, jonka halkaisija oli 6 m, keskiosaan sijoitettiin uraanisauvoja grafiittilohkoissa olevien reikien läpi. F-1-reaktorissa, kuten CP-1-reaktorissa, ei ollut jäähdytysjärjestelmää, joten se toimi erittäin pienillä tehotasoilla. F-1-reaktorin tutkimustuloksista tuli perusta monimutkaisempien teollisuusreaktorien projekteille. Vuonna 1948 I-1-reaktori otettiin käyttöön (muiden lähteiden mukaan A-1 ) plutoniumin tuotantoa varten ja 27.6.1954 maailman ensimmäinen ydinvoimala , jonka sähköteho oli 5 MW. otettiin käyttöön Obninskin kaupungissa .

Katso myös : Ydinreaktorien sukupolvet

Laite ja toimintaperiaate

Energian vapautusmekanismi

Aineen muuntumiseen liittyy vapaan energian vapautuminen vain, jos aineella on energiavarasto. Jälkimmäinen tarkoittaa, että aineen mikropartikkelit ovat tilassa, jossa lepoenergia on suurempi kuin muussa mahdollisessa tilassa, johon siirtyminen on olemassa. Spontaani siirtymä estetään aina energiaesteellä , jonka ylittämiseksi mikrohiukkasen on saatava jokin määrä energiaa ulkopuolelta - viritysenergiaa. Eksoenergeettinen reaktio koostuu siitä, että virityksen jälkeisessä muutoksessa vapautuu enemmän energiaa kuin prosessin virittäminen vaatii. Energiaesteen voittamiseksi on kaksi tapaa: joko törmäävien hiukkasten kineettisen energian vuoksi tai saapuvan hiukkasen sitoutumisenergian ansiosta .

Jos pidetään mielessä energian vapautumisen makroskooppiset mittakaavat, niin reaktioiden herättämiseen tarvittavassa kineettisessä energiassa on oltava kaikki tai aluksi ainakin osa aineen hiukkasista. Tämä voidaan saavuttaa vain nostamalla väliaineen lämpötilaa arvoon, jossa lämpöliikkeen energia lähestyy prosessin kulkua rajoittavan energiakynnyksen arvoa. Molekyylimuunnosten eli kemiallisten reaktioiden tapauksessa tällainen nousu on yleensä satoja kelvinejä , kun taas ydinreaktioissa se on vähintään 10 7 K johtuen törmäysytimien Coulombin esteiden erittäin korkeasta korkeudesta . Ydinreaktioiden termistä viritystä on toteutettu käytännössä vain kevyimpien ytimien synteesissä, jossa Coulombin esteet ovat minimaaliset ( termonukleaarinen fuusio ).

Kiinnittyvien hiukkasten aiheuttama viritys ei vaadi suurta kineettistä energiaa, eikä se siksi riipu väliaineen lämpötilasta, koska se tapahtuu vetovoiman hiukkasille ominaisten käyttämättömien sidosten vuoksi. Mutta toisaalta, itse hiukkaset ovat välttämättömiä reaktioiden herättämiseksi. Ja jos taas emme tarkoita erillistä reaktiota, vaan energian tuotantoa makroskooppisessa mittakaavassa, niin tämä on mahdollista vain ketjureaktion tapahtuessa. Jälkimmäinen syntyy, kun reaktiota kiihottavat hiukkaset ilmaantuvat uudelleen eksoenergeettisen reaktion tuotteina.

Rakentaminen

Mikä tahansa ydinreaktori koostuu seuraavista osista:

Fysikaaliset toimintaperiaatteet

Ydinreaktorin nykytilaa voidaan luonnehtia efektiivisellä neutronien kertoimella k tai reaktiivisuudella ρ , jotka liittyvät toisiinsa seuraavalla suhteella:

Näille arvoille on ominaista seuraavat arvot:

Ydinreaktorin kriittisyystila:

, missä

Kerroinkertoimen muuntaminen yksiköksi saadaan aikaan tasapainottamalla neutronien kertolaskua niiden häviöillä. Menetyksiin on itse asiassa kaksi syytä: sieppaus ilman fissiota ja neutronien vuotaminen lisääntymisalustan ulkopuolelle.

Neutronivuodon vähentämiseksi ytimelle annetaan pallomainen tai lähes pallomainen muoto, esimerkiksi lyhyt sylinteri tai kuutio, koska näillä luvuilla on pienin pinta-alan suhde tilavuuteen.

Ydinfission hallitun ketjureaktion toteuttaminen on mahdollista tietyissä olosuhteissa . Polttoaineytimien fissioprosessissa ilmaantuu välittömiä neutroneja, jotka muodostuvat välittömästi ydinfission hetkellä, ja viivästyneitä neutroneja, joita fissiofragmentit säteilevät radioaktiivisen hajoamisen aikana. Prompt-neutronien elinikä on hyvin lyhyt, joten edes nykyaikaiset järjestelmät ja reaktorin ohjauslaitteet eivät pysty ylläpitämään tarvittavaa neutronien moninkertaistuskerrointa pelkästään pikaneutronien takia. Viivästyneiden neutronien elinikä on 0,1-10 sekuntia. Viivästyneiden neutronien merkittävän käyttöiän ansiosta ohjausjärjestelmä onnistuu liikuttamaan vaimennussauvoja ja ylläpitämään siten vaadittua neutronien kerroin (reaktiivisuus).

Fissioreaktion aiheuttaneiden viivästettyjen neutronien lukumäärän suhdetta tietyssä sukupolvessa fissioreaktion aiheuttaneiden neutronien kokonaismäärään kutsutaan viivästettyjen neutronien teholliseksi osaksi -β eff . Näin ollen seuraavat skenaariot fissioketjureaktion kehittymiselle ovat mahdollisia:

  1. ρ < 0, k < 1 — reaktori on alikriittinen, reaktion intensiteetti laskee, reaktorin teho pienenee;
  2. ρ = 0, k = 1 - reaktori on kriittinen, reaktion intensiteetti ja reaktorin teho ovat vakioita;
  3. ρ > 0, k > 1 — reaktori on ylikriittinen, reaktion intensiteetti ja reaktorin teho kasvavat.

Jälkimmäisessä tapauksessa ylikriittisen reaktorin kaksi olennaisesti erilaista tilaa ovat mahdollisia:

Ilmeisestikin, koska äärellisessä tilavuudessa, toisin kuin äärettömässä, tapahtuu neutronien häviötä vuodon vuoksi. Siksi, jos aineessa, jonka koostumus on mikä tahansa , itseään ylläpitävä ketjureaktio on mahdoton sekä äärettömässä että missä tahansa äärellisessä tilavuudessa. Siten määrittää väliaineen perustavanlaatuisen kyvyn moninkertaistaa neutroneja.

lämpöreaktoreille voidaan määrittää ns "4 tekijän kaava":

, missä

Nykyaikaisten voimareaktorien tilavuudet voivat nousta satoihin m³:iin, ja niitä eivät pääsääntöisesti määritä kriittisyyden olosuhteet, vaan lämmönpoistomahdollisuudet.

Ydinreaktorin kriittinen tilavuus on reaktorin sydämen tilavuus kriittisessä tilassa. Kriittinen massa  - reaktorin fissioituvan materiaalin massa, joka on kriittisessä tilassa.

Pienin kriittinen massa on reaktoreilla, jotka käyttävät polttoaineena puhtaiden halkeavien isotooppien suolojen vesiliuoksia, joissa on vesineutroniheijastin. 235 U : lle tämä massa on 0,8 kg, 239 Pu:lle 0,5 kg ja 251 Cf :lle 0,01 kg [5] . Laajalti tiedetään kuitenkin, että LOPO-reaktorin (maailman ensimmäinen rikastettu uraanireaktori), jossa oli berylliumoksidiheijastin, kriittinen massa oli 0,565 kg [6] huolimatta siitä, että 235-isotoopin rikastusaste oli oli vain hieman yli 14 %. Reaktorin suunnittelua ehdotettiin 242 m Am-isomeerille, jossa kriittinen massa on noin 20 g, kun tämän isomeerin rikastus on yli 95 % [7] .

Ketjureaktion käynnistämiseksi uraaniytimien spontaanin fission aikana syntyy yleensä riittävästi neutroneja. Reaktorin käynnistämiseen voidaan käyttää myös ulkoista neutronilähdettä, esimerkiksi Ra :n ja Be :n , 252 Cf :n tai muiden aineiden seosta.

Jodikuoppa

Jodikuoppa tai ksenonimyrkytys on ydinreaktorin tila sen sulkemisen jälkeen, jolle on ominaista lyhytikäisen ksenon -isotoopin 135 Xe kerääntyminen , joka on jodi-135-isotoopin hajoamistuote (siksi tämä prosessi sai nimensä). Ksenon-135:n termisen neutronien sieppauksen suuri poikkileikkaus johtaa tilapäiseen merkittävään negatiiviseen reaktiivisuuteen , mikä puolestaan ​​vaikeuttaa reaktorin saattamista sen suunniteltuun kapasiteettiin tietyksi ajaksi (noin 1-2 päivää) reaktorin sammutus.

Luokitus

Ajanvarauksella

Käyttötarkoituksensa mukaan ydinreaktorit jaetaan [8] [9] [10] :

Usein reaktoreita käytetään kahden tai useamman erilaisen tehtävän ratkaisemiseen, jolloin niitä kutsutaan monikäyttöisiksi . Esimerkiksi jotkut voimareaktorit, varsinkin ydinvoiman kynnyksellä, oli tarkoitettu pääasiassa kokeisiin. Nopeat neutronireaktorit voivat olla samanaikaisesti sekä sähköä tuottavia että isotooppeja tuottavia. Teollisuusreaktorit tuottavat päätehtävänsä lisäksi usein sähkö- ja lämpöenergiaa.

Neutronispektrin mukaan

Asettamalla polttoainetta

Heterogeenisessä reaktorissa polttoaine ja hidastin voidaan sijoittaa erilleen, erityisesti onkaloreaktorissa moderaattori-heijastin ympäröi onteloa polttoaineella, joka ei sisällä hidastajaa. Ydinfysikaalisesta näkökulmasta homogeenisuuden/heterogeenisuuden kriteerinä ei ole suunnittelu, vaan polttoainelohkojen sijoittaminen etäisyydelle, joka ylittää neutronin hidastuspituuden tietyssä hidastimessa. Esimerkiksi ns. "close-lattice" -reaktorit on suunniteltu homogeenisiksi, vaikka niissä polttoaine yleensä erotetaan hidastimesta.

Ydinpolttoainelohkoja heterogeenisessa reaktorissa kutsutaan polttoainenippuiksi (FA), jotka sijoitetaan ytimeen säännöllisen hilan solmukohtiin muodostaen soluja .

Polttoainetyypin mukaan

Rikastusasteen mukaan:

Kemiallisen koostumuksen mukaan:

Jäähdytysnesteen tyypin mukaan

Moderaattorityypin mukaan

Suunnittelun mukaan

Molemmat vaihtoehdot ovat heterogeenisten reaktorien alatyyppejä:

Höyryn tuottomenetelmän mukaan

IAEA-luokitus

Kansainvälinen atomienergiajärjestö käyttää ydinvoimareaktoreiden päätyypeistä seuraavaa luokittelua niissä käytetyn jäähdytysaineen ja hidastusaineen mukaan [11] :

Maailman yleisimmät ovat painevesireaktorit - VVER (noin 62 %) ja kiehuva vesi (20 %).

Reaktorin materiaalit

Materiaalit, joista reaktorit rakennetaan, toimivat korkeassa lämpötilassa neutronien , γ-kvanttien ja fissiofragmenttien kentällä. Siksi kaikki muilla tekniikan aloilla käytetyt materiaalit eivät sovellu reaktorin rakentamiseen. Reaktorin materiaaleja valittaessa otetaan huomioon niiden säteilynkestävyys, kemiallinen inertisyys, absorption poikkileikkaus ja muut ominaisuudet.

Materiaali Tiheys, g/cm³ Makroskooppinen absorptiopoikkileikkaus Εm −1
lämpöneutroneja fissiospektrin neutronit
Alumiini 2.7 1.3 2,5⋅10 −3
Magnesium 1.74 0.14 3⋅10 −3
Zirkonium 6.4 0,76 4⋅10 −2
Ruostumaton teräs 8.0 24.7 1⋅10 −1

Polttoainesauvojen , kanavien, moderaattorien ( heijastimien ) kuoret on valmistettu materiaaleista, joilla on pieni absorptiopoikkileikkaus. Heikosti neutroneja absorboivien materiaalien käyttö vähentää neutronien tuottamatonta kulutusta, vähentää ydinpolttoaineen kuormitusta ja lisää HF :n lisääntymissuhdetta . Päinvastoin , absorptiotankojen materiaalit, joilla on suuri absorptiopoikkileikkaus, ovat sopivia. Tämä vähentää huomattavasti reaktorin ohjaamiseen tarvittavien sauvojen määrää.

Nopeat neutronit , γ-kvantit ja fissiofragmentit vahingoittavat aineen rakennetta. Joten kiinteässä aineessa nopeat neutronit lyövät atomeja ulos kidehilasta tai siirtävät ne paikaltaan. Tämän seurauksena materiaalien muoviominaisuudet ja lämmönjohtavuus heikkenevät. Useimpien materiaalien lujuusominaisuudet heikkenevät myös jyrkästi lämpötilan noustessa . Voimareaktoreissa rakennemateriaalit toimivat korkeissa lämpötiloissa ja tämä rajoittaa rakennemateriaalien valintaa erityisesti voimareaktorin niissä osissa, joiden on kestettävä korkeaa painetta. Ydinvoimalaitoksen reaktorin käyttöikä riippuu sen voimakkaalle ionisoivalle säteilylle altistetun astian metallin tilasta (reaktoriastia on ydinvoimalaitoksen tärkein ei-vaihdettava elementti, joten sen resurssi on ydinvoimalaitoksen kannalta ratkaiseva ydinvoimayksikön käyttöikä), astian hitsien metallin haurastuminen neutronisäteilyn vaikutuksesta - yksi reaktorin käyttöikää rajoittavista tekijöistä. On olemassa teknologioita (ns. reaktoriastian palautuva hehkutus ) säiliömetallin resurssiominaisuuksien palauttamiseksi ( VVER -tyyppisissä reaktoreissa yli 80 %) [12] .

Säteilyn vaikutuksesta monimutkaiset molekyylit hajoavat yksinkertaisemmiksi molekyyleiksi tai komposiittiatomeiksi. Esimerkiksi vesi hajoaa hapeksi ja vedyksi , ilmiö tunnetaan vesiradiolyysinä . Tällaisten materiaalien säteilyn epästabiiliudella on vähemmän vaikutusta korkeissa lämpötiloissa - atomien liikkuvuus kasvaa niin suureksi, että todennäköisyys saada kidehilasta irti lyötyjä atomeja takaisin paikoilleen tai vedyn ja hapen rekombinaatio vesimolekyyliksi kasvaa huomattavasti. Veden radiolyysi on siis merkityksetöntä tehoreaktoreissa (esim. VVER ), kun taas tehokkaissa tutkimusreaktoreissa vapautuu huomattava määrä räjähtävää seosta. Ydinvoimalaitoksilla on erityiset järjestelmät sen polttamiseksi.

Reaktorin materiaalit joutuvat kosketuksiin toistensa kanssa ( polttoaine-elementin päällyste jäähdytysaineen ja ydinpolttoaineen kanssa , polttoainekasetit jäähdytysaineen ja hidastimen kanssa jne.). Luonnollisesti kosketusmateriaalien tulee olla kemiallisesti inerttejä (yhteensopivia). Esimerkki yhteensopimattomuudesta on uraanin ja kuuman veden joutuminen kemialliseen reaktioon.

Ydinpolttoaineen palaminen ja lisääntyminen

Ydinreaktorin toiminnan aikana polttoaineeseen kertyvien fissiofragmenttien seurauksena sen isotooppinen ja kemiallinen koostumus muuttuu ja muodostuu transuraanialkuaineita, pääasiassa Pu -isotooppeja . Fissiofragmenttien vaikutusta ydinreaktorin reaktiivisuuteen kutsutaan myrkytykseksi (radioaktiivisille fragmenteille) ja kuonaksi (stabiileille isotoopeille).

Pääasiallinen reaktorimyrkytyksen syy on 135 Xe , jolla on suurin neutroniabsorptiopoikkileikkaus (2,6⋅10 6 barn). Puoliintumisaika 135 Xe T 1/2 = 9,2 h; jakosaanto on 6-7 %. Pääosa 135 Xe:stä muodostuu 135 I :n hajoamisen seurauksena ( T 1/2 = 6,8 h). Myrkytyksen sattuessa Keff muuttuu 1-3%. 135 Xe :n suuri absorptiopoikkileikkaus ja väli-isotoopin 135 I läsnäolo johtavat kahteen tärkeään ilmiöön:

  1. 135 Xe :n pitoisuuden kasvuun ja siten reaktorin reaktiivisuuden laskuun sen sammuttamisen tai tehon vähentämisen jälkeen (" jodikuoppa "), mikä tekee mahdottomaksi lyhytaikaiset sammutukset ja lähtötehon vaihtelut. Tämä vaikutus poistuu ottamalla käyttöön sääntelyelinten reaktiivisuusmarginaali. Jodikaivon syvyys ja kesto riippuvat neutronivuosta Ф: kun Ф = 5⋅10 18 neutronia/(cm² sek), jodikaivon kesto on ˜ 30 h ja syvyys on 2 kertaa suurempi kuin vakaa -tilamuutos Keff 135 Xe -myrkytyksestä .
  2. Myrkytyksestä johtuen neutronivuon Ф ja sitä kautta reaktorin tehon tila-ajallisia vaihteluita voi esiintyä. Nämä vaihtelut tapahtuvat ä > 10 18 neutronia/(cm² s) ja suurilla reaktorikooilla. Värähtelyjaksot ˜ 10 h.

Ydinfissio synnyttää suuren määrän stabiileja fragmentteja, jotka eroavat absorptiopoikkileikkauksiltaan halkeavan isotoopin absorptiopoikkileikkauksesta. Suuren absorptiopoikkileikkauksen omaavien fragmenttien pitoisuus saavuttaa kyllästymisen reaktorin toiminnan ensimmäisten päivien aikana. Tämä on pääasiassa 149 Sm , mikä muuttaa Keffiä 1 %:lla. Pienen absorptiopoikkileikkauksen omaavien fragmenttien pitoisuus ja niiden aiheuttama negatiivinen reaktiivisuus kasvavat lineaarisesti ajan myötä.

Transuraanielementtien muodostuminen ydinreaktorissa tapahtuu seuraavien kaavioiden mukaisesti:

  1. 235 U + n → 236 U + n → 237 U → (7 päivää) → 237 Np + n → 238 Np → (2,1 päivää) → 238 Pu
  2. 238 U + n → 239 U → (23 min) → 239 Np → (2,3 päivää) → 239 Pu (+ fragmentteja) + n → 240 Pu + n → 241 Pu (+ fragmenttia) + n → 242 Pu + n → 243 Pu → (5 h) → 243 Am + n → 244 Am → (26 min) → 244 cm

Nuolien välinen aika osoittaa puoliintumisajan, "+n" tarkoittaa neutronin absorptiota.

Reaktorin toiminnan alussa tapahtuu lineaarista 239 Pu:n kertymistä, ja mitä nopeammin (kiinteällä 235 U:n palamisella), sitä pienempi on uraanin rikastus. Lisäksi 239 Pu:n pitoisuus pyrkii vakioarvoon, joka ei riipu rikastusasteesta, vaan määräytyy neutronien sieppauspoikkileikkausten suhteesta 238 U:lle ja 239 Pu:lle. Tyypillinen aika 239 Pu :n tasapainopitoisuuden muodostumiselle on ~ 3/F vuotta (F yksiköissä 10 13 neutronia/cm²×s). Isotoopit 240 Pu, 241 Pu saavuttavat tasapainopitoisuuden vasta, kun polttoaine poltetaan uudelleen ydinreaktorissa ydinpolttoaineen regeneroinnin jälkeen.

Ydinpolttoaineen palamiselle on tunnusomaista reaktorissa vapautuva kokonaisenergia 1 tonnia polttoainetta kohden. Tämä arvo on:

Palaminen 1 GW vrk/t vastaa 0,1 %:n ydinpolttoaineen polttamista.

Polttoaineen palaessa reaktorin reaktiivisuus laskee. Palaneen polttoaineen vaihto suoritetaan välittömästi koko sydämestä tai asteittain, jolloin eri "ikäiset" polttoaine - elementit jäävät toimintaan.

Täydellisen polttoaineen vaihdon tapauksessa reaktorissa on ylireaktiivisuutta, joka on kompensoitava, kun taas toisessa tapauksessa kompensointi vaaditaan vasta reaktorin ensimmäisen käynnistyksen yhteydessä. Jatkuva tankkaus mahdollistaa palamissyvyyden lisäämisen, koska reaktorin reaktiivisuus määräytyy halkeavien isotooppien keskimääräisistä pitoisuuksista.

Ladatun polttoaineen massa ylittää kuormittamattoman massan vapautuneen energian "painon" vuoksi. Reaktorin sammuttamisen jälkeen, ensin pääasiassa viivästyneiden neutronien aiheuttaman fission vuoksi, ja sitten 1-2 minuutin kuluttua fissiofragmenttien ja transuraanielementtien β- ja γ-säteilyn seurauksena energian vapautuminen polttoaineessa jatkuu. Jos reaktori toimi tarpeeksi kauan ennen sammutusta, sitten 2 minuuttia sammutuksen jälkeen, energian vapautuminen on noin 3%, 1 tunnin kuluttua - 1%, päivän kuluttua - 0,4%, vuoden kuluttua - 0,05% alkuperäisestä tehosta.

Ydinreaktorissa muodostuneiden halkeavien Pu-isotooppien lukumäärän suhdetta palaneen 235 U:n määrään kutsutaan muuntokertoimeksi K K . K K :n arvo kasvaa rikastumisen ja palamisen pienentyessä. Luonnonuraanilla toimivalle raskasvesireaktorille, jonka palaminen on 10 GW vrk/t, K K = 0,55 ja pienillä palamisilla (tässä tapauksessa K K : ta kutsutaan plutoniumin alkutekijäksi ) K K = 0,8. Jos ydinreaktori palaa ja tuottaa samoja isotooppeja ( kasvattajareaktori ), niin lisääntymisnopeuden suhdetta palamisnopeuteen kutsutaan lisääntymiskertoimeksi K B . Ydinreaktoreissa lämpöneutroneilla K B < 1 ja nopeissa neutronireaktoreissa K B voi olla 1,4-1,5. Nopeiden neutronien reaktorien KB: n kasvu johtuu pääasiassa siitä, että erityisesti 239 Pu:n tapauksessa g kasvaa nopeilla neutroneilla , kun taas a pienenee.

Ydinreaktorin ohjaus

Ydinreaktorin ohjaus on mahdollista vain siksi, että fission aikana osa neutroneista lentää fragmenteista viiveellä , joka voi vaihdella useista millisekunneista useisiin minuutteihin.

Reaktorin ohjaamiseen käytetään absorbointisauvoja , jotka viedään ytimeen ja jotka on valmistettu materiaaleista, jotka absorboivat voimakkaasti neutroneja (pääasiassa B , Cd ja joitain muita) ja/tai boorihappoliuosta , jota lisätään jäähdytysnesteeseen tietyssä pitoisuudessa ( boorin säätely ). Tankojen liikettä ohjataan erityisillä mekanismeilla, käyttötavoilla, jotka toimivat käyttäjän signaaleilla tai laitteistolla neutronivuon automaattista ohjaamiseksi.

Ydinreaktorit on suunniteltu siten, että fissioprosessi on kulloinkin stabiilissa tasapainossa pienten reaktiivisuuteen vaikuttavien parametrien muutosten suhteen . Siten ydinreaktion nopeuden satunnainen muutos sammuu ja säätösauvojen liikkeen tai muiden parametrien hitaan muutoksen aiheuttama johtaa kvasistationaariseen muutokseen reaktorin tehossa.

Erilaisten hätätilanteiden sattuessa jokaisessa reaktorissa on ketjureaktion hätäkatkaisu, joka suoritetaan pudottamalla kaikki absorbointisauvat sydämeen - hätäsuojajärjestelmä .

Jäännöslämpö

Tärkeä suoraan ydinturvallisuuteen liittyvä asia on jälkilämpö. Tämä on ydinpolttoaineen erityispiirre, joka koostuu siitä, että kaikille energialähteille tyypillisen fissioketjureaktion ja termisen inertian päättymisen jälkeen lämmöntuotanto reaktorissa jatkuu pitkään, mikä luo useita teknisesti monimutkaisia ​​ongelmia.

Jälkilämpö on seurausta fissiotuotteiden β- ja γ - hajoamisesta , jotka ovat kertyneet polttoaineeseen reaktorin toiminnan aikana. Fissiotuotteiden ytimet siirtyvät hajoamisen seurauksena vakaampaan tai täysin vakaampaan tilaan vapauttaen merkittävää energiaa.

Vaikka jälkilämmön vapautumisnopeus putoaa nopeasti kiinteisiin arvoihin verrattuna pieniin arvoihin, suuritehoisissa tehoreaktoreissa se on absoluuttisesti merkittävä. Tästä syystä jälkilämmön vapautuminen vaatii pitkän ajan lämmön poistamiseksi reaktorin sydämestä sen sammuttamisen jälkeen. Tämä tehtävä edellyttää jäähdytysjärjestelmien läsnäoloa luotettavalla teholla reaktorilaitoksen suunnittelussa , ja se edellyttää myös käytetyn ydinpolttoaineen pitkäaikaista (3-4 vuoden sisällä) varastointia varastotiloissa, joissa on erityinen lämpötila - käytetyn polttoaineen altaat. , jotka sijaitsevat yleensä reaktorin välittömässä läheisyydessä [13] [14] [15] [16] .

Katso myös

Muistiinpanot

  1. ↑ "ZEEP - Canada's First Nuclear Reactor" Arkistoitu 6. maaliskuuta 2014 Wayback Machinessa , Kanadan tiede- ja teknologiamuseossa.
  2. ↑ Greshilov A. A., Egupov N. D., Matushchenko A. M. Ydinkilpi . — M. : Logos, 2008. — 438 s. - ISBN 978-5-98704-272-0 .
  3. ↑ Horst Kant. Werner Heisenberg ja saksalainen uraaniprojekti  (englanniksi)  (linkkiä ei ole saatavilla) . Preprint 203 . Max Planckin tiedehistorian instituutti (2002). Haettu 10. helmikuuta 2012. Arkistoitu alkuperäisestä 5. helmikuuta 2012.
  4. ↑ Kruglov A. K. Kuinka ydinteollisuus luotiin Neuvostoliitossa. - M .: TsNIIatominform, 1995. - 380 s. — ISBN 5-85165-011-7 .
  5. ↑ Nuclear Reactor - artikkeli Suuresta Neuvostoliitosta Encyclopediasta . 
  6. ↑ https://fas.org/sgp/othergov/doe/lanl/pubs/00416628.pdf Varhaiset reaktorit Fermin vesikattilasta uusiin voimaprototyyppeihin, Merle E. Bunker
  7. ↑ AMERICUM-REAKTORIN PÄÄOMINAISUUDET neutroniterapiaan. REAKTORI "MARS"
  8. ↑ Dementiev B. A. Ydinvoimareaktorit . - M .: Energoatomizdat, 1990. - S.  21-22 . — 351 s. — ISBN 5-283-03836-X .
  9. ↑ Bartolomey G. G., Bat G. A., Baibakov V. D., Alkhutov M. S. Ydinvoimareaktorien teorian perusteet ja laskentamenetelmät / Toim. G. A. Batya. - M . : Energoizdat, 1982. - S. 31. - 511 s.
  10. ↑ Angelo, Joseph A. Ydintekniikka . - USA: Greenwood Press , 2004. - S. 275-276. — 647 s. - (Lähdekirjat modernissa tekniikassa). — ISBN 1-57356-336-6 .
  11. ↑ PRIS-tietokannassa käytettyjen termien sanasto
  12. ↑ Kovaltšuk puhui ydinvoimalaitosten reaktoriastioiden "nuorentamisen" eduista // RIA Novosti , 30.8.2021
  13. ↑ Andrushechko S. A., Aforov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Ukraintsev V. F. Ydinvoimalaitos VVER-1000-tyyppisellä reaktorilla. Toiminnan fyysisistä perusteista projektin kehitykseen. — M. : Logos, 2010. — 604 s. - 1000 kappaletta.  - ISBN 978-5-98704-496-4 .
  14. ↑ Kirillov P. L., Bogoslovskaya G. P. Lämmön ja massan siirto ydinvoimaloissa. — M .: Energoatomizdat, 2000. — 456 s. - 1000 kappaletta.  — ISBN 5-283-03636-7 .
  15. ↑ Ovchinnikov F. Ya., Semjonov V. V. Painevesivoimareaktorien toimintatavat. - 3. painos, käänn. ja ylimääräistä — M .: Energoatomizdat, 1988. — 359 s. - 3400 kappaletta.  — ISBN 5-283-03818-1 .
  16. ↑ Sidorenko V. A. VVER-reaktorien turvallisen toiminnan kysymyksiä. - M . : Atomizdat, 1977. - 216 s. — (Ydinenergian ongelmat). - 3000 kappaletta.

Kirjallisuus

Linkit

  Siirry Wikidata-kohteeseen  Sanakirjat ja tietosanakirjat