Nukleáris reaktor

Nukleáris (atomi) reaktor  - olyan eszköz, amely szabályozott, önfenntartó hasadási láncreakció megszervezésére szolgál , amelyet mindig energiafelszabadulás kísér.

Az első atomreaktort 1942 decemberében építették meg és indították útnak az USA -ban E. Fermi vezetésével . Az első USA-n kívül épített reaktor a ZEEP volt, amelyet 1945. szeptember 5-én indítottak Kanadában [1] . Európában az első atomreaktor az F-1 létesítmény volt, amelyet 1946. december 25-én indítottak Moszkvában I. V. Kurchatov [2] vezetésével . 1978-ban már mintegy száz különféle típusú atomreaktor működött a világon.

Történelem

A náci Németország " Uránprojekt " elméleti csoportját , amely a Kaiser Wilhelm Társaságban dolgozott, Weizsäcker vezette , de csak névlegesen. A tényleges vezető Heisenberg volt , aki a láncreakció elméleti alapjait dolgozta ki, míg Weizsacker a résztvevők egy csoportjával egy "urángép" - az első reaktor - létrehozására összpontosított. 1940 késő tavaszán a csoport egyik tudósa - Harteck  - elvégezte az első kísérletet azzal a kísérlettel, hogy urán-oxiddal és szilárd grafit moderátorral láncreakciót hozzon létre. A rendelkezésre álló hasadóanyag azonban nem volt elegendő e cél eléréséhez. 1941-ben a Lipcsei Egyetemen Döpel , a Heisenberg-csoport tagja, nehézvíz-moderátorral egy standot épített, amelyen 1942 májusára az abszorpciójukat meghaladó neutrontermelést sikerült elérni. . Teljes értékű láncreakciót értek el német tudósok 1945 februárjában egy Haigerloch melletti bányában végzett kísérletben . Néhány héttel később azonban Németország atomprogramja megszűnt [3] [4] .

A maghasadás láncreakcióját (röviden - láncreakció) először 1942 decemberében hajtották végre . A Chicagói Egyetem fizikusainak egy csoportja E. Fermi vezetésével megalkotta a világ első atomreaktorát, a " Chicago Pile "-t ( Chicago Pile-1 , CP-1 ). Grafittömbökből állt , amelyek közé természetes uránból és annak dioxidjából álló golyókat helyeztek . A 235 U atommag hasadása után megjelenő gyors neutronokat a grafit lelassította hőenergiává, majd új maghasadást idézett elő. Az olyan reaktorokat, mint a СР-1, amelyekben a hasadás nagy része termikus neutronok hatására megy végbe, termikus neutronreaktoroknak nevezzük . A nukleáris üzemanyaghoz képest sok moderátort tartalmaznak.

A Szovjetunióban a reaktorok indításának, működésének és vezérlésének jellemzőinek elméleti és kísérleti tanulmányait I. V. Kurchatov akadémikus által vezetett fizikusok és mérnökök csoportja végezte . Az első szovjet F-1 reaktort a Szovjetunió Tudományos Akadémia 2. számú laboratóriumában építették ( Moszkva ). Ez a reaktor 1946. december 25-én került kritikus állapotba . Az F-1 reaktort grafittömbökből állították össze, és körülbelül 7,5 m átmérőjű golyó alakú volt, a 6 m átmérőjű golyó középső részében uránrudakat helyeztek át a grafittömbökön lévő lyukakon keresztül. Az F-1 reaktor a CP-1 reaktorhoz hasonlóan nem rendelkezett hűtőrendszerrel, így nagyon alacsony teljesítményszinten működött. Az F-1 reaktorban végzett kutatások eredményei összetettebb ipari reaktorok projektjeinek alapjául szolgáltak. 1948 - ban üzembe helyezték az I-1 reaktort (más források szerint A-1- nek hívták ) plutónium előállítására , 1954. június 27- én pedig a világ első 5 MW villamos teljesítményű atomerőművét. üzembe helyezték Obnyinszk városában .

Lásd még : Atomreaktorok generációi

Eszköz és működési elv

Energialeadó mechanizmus

Egy anyag átalakulása csak akkor jár együtt szabad energia felszabadulásával, ha az anyagnak van energiatartaléka. Ez utóbbi azt jelenti, hogy az anyag mikrorészecskéi olyan állapotban vannak, amelynek nyugalmi energiája nagyobb, mint egy másik lehetséges állapotban, amelybe az átmenet létezik. A spontán átmenetet mindig egy energiagát akadályozza meg , melynek leküzdéséhez a mikrorészecskének kívülről kell kapnia bizonyos mennyiségű energiát - a gerjesztési energiát. Az exoenergetikus reakció abban áll, hogy a gerjesztést követő átalakulásban több energia szabadul fel, mint amennyi a folyamat gerjesztéséhez szükséges. Az energiagát leküzdésének két módja van: vagy az ütköző részecskék kinetikus energiája , vagy a csatlakozó részecske kötési energiája miatt .

Ha az energiafelszabadulás makroszkopikus léptékét tartjuk szem előtt, akkor a reakciók gerjesztéséhez szükséges mozgási energiának az anyag összes részecskéivel vagy eleinte legalább egy részével kell rendelkeznie. Ez csak úgy érhető el, ha a közeg hőmérsékletét olyan értékre emeljük, amelynél a hőmozgás energiája megközelíti a folyamat lefolyását korlátozó energiaküszöb értékét. Molekuláris átalakulások, azaz kémiai reakciók esetén ez a növekedés általában több száz kelvin , míg a magreakcióknál legalább 10 7 K az ütköző atommagok Coulomb-gátjainak igen magas magassága miatt . Magreakciók termikus gerjesztését a gyakorlatban csak a legkönnyebb atommagok szintézisénél hajtották végre, ahol a Coulomb-gátak minimálisak ( termonukleáris fúzió ).

Az összekapcsolódó részecskék gerjesztése nem igényel nagy kinetikus energiát, és ezért nem függ a közeg hőmérsékletétől, mivel ez a vonzó erők részecskéiben rejlő, fel nem használt kötések miatt következik be. De másrészt maguk a részecskék szükségesek a reakciók gerjesztéséhez. És ha megint nem egy külön reakciócselekményre gondolunk, hanem egy makroszkopikus léptékű energiatermelésre, akkor ez csak láncreakció esetén lehetséges. Ez utóbbi akkor keletkezik, amikor a reakciót gerjesztő részecskék egy exoenergetikus reakció termékeiként újra megjelennek.

Építkezés

Minden atomreaktor a következő részekből áll:

• Mag nukleáris üzemanyaggal ;
• Neutron reflektor , amely körülveszi a magot;
• hűtőfolyadék ;
• Láncreakció-szabályozó rendszer , beleértve a vészhelyzeti védelmet ;
• Sugárvédelem;
• Távirányító rendszer.

Fizikai működési elvek

Az atomreaktor jelenlegi állapotát a k effektív neutronsokszorozó tényezővel vagy a ρ reaktivitással jellemezhetjük , amelyek a következő összefüggéssel kapcsolódnak egymáshoz:

Ezeket az értékeket a következő értékek jellemzik:

• k > 1 - a láncreakció idővel nő, a reaktor szuperkritikus állapotban van, reaktivitása ρ > 0;
• k < 1 — a reakció lebomlik, a reaktor szubkritikus , ρ < 0;
• k = 1, ρ = 0 - a maghasadások száma állandó, a reaktor stabil kritikus állapotban van.

Az atomreaktor kritikus állapota:

• a reaktormagban elnyelt neutronok hányada a reaktorban termelt teljes számhoz képest (vagy annak a valószínűsége, hogy a neutron elkerüli a szivárgást a zóna végső térfogatából);
•  a végtelenül nagy dimenziók magjában a neutronszorzótényező.

A szorzótényező egységgé való átszámítása a neutronok szorzása és veszteségeik egyensúlyba hozásával valósul meg. Valójában két oka van a veszteségeknek: a hasadás nélküli befogás és a neutronok kiszivárgása a tenyészközegen kívül.

A neutronszivárgás csökkentése érdekében a mag gömb alakú vagy ahhoz közeli alakot kap, például egy rövid hengert vagy kockát, mivel ezeken az ábrákon a legkisebb a felület és a térfogat aránya.

A maghasadás szabályozott láncreakciójának megvalósítása bizonyos feltételek mellett lehetséges. Az üzemanyagmagok hasadási folyamatában azonnali neutronok jelennek meg, amelyek közvetlenül a maghasadás pillanatában keletkeznek, és késleltetett neutronok, amelyeket a hasadási töredékek bocsátanak ki radioaktív bomlásuk során. A prompt neutronok élettartama nagyon rövid, ezért a korszerű rendszerek és reaktorvezérlő berendezések sem tudják csak a prompt neutronok miatt fenntartani a szükséges neutronszaporodási tényezőt. A késleltetett neutronok élettartama 0,1-10 másodperc. A késleltetett neutronok jelentős élettartama miatt a vezérlőrendszer képes mozgatni az abszorberrudakat, ezáltal fenntartja a szükséges neutronsokszorozó tényezőt (reaktivitást).

Az adott generációban hasadási reakciót kiváltó késleltetett neutronok számának az adott generációban hasadási reakciót kiváltó neutronok teljes számához viszonyított arányát a késleltetett neutronok effektív hányadának nevezzük - β eff . Így a következő forgatókönyvek lehetségesek a hasadási láncreakció kialakulásához:

1. ρ < 0, k < 1 — a reaktor szubkritikus, a reakció intenzitása csökken, a reaktor teljesítménye csökken;
2. ρ = 0, k = 1 - a reaktor kritikus, a reakció intenzitása és a reaktor teljesítménye állandó;
3. ρ > 0, k > 1 — a reaktor szuperkritikus, a reakció intenzitása és a reaktor teljesítménye nő.

Ez utóbbi esetben a szuperkritikus reaktor két alapvetően eltérő állapota lehetséges:

• 0 < ρ < β eff  - ha a reaktivitás nagyobb, mint nulla, de kisebb, mint a késleltetett neutronok effektív hányadának  β eff értéke , a láncreakció a neutron késleltetési idő által meghatározott sebességgel megy végbe - a reaktor azonnali szubkritikus neutronok, és a szükséges szuperkritikusság a keletkező késleltetett neutronok miatt érhető el, ekkor a hasadási reakciót szabályozzák ;
• ρ > β eff  - amikor a reaktor reaktivitása meghaladja a késleltetett neutronok effektív hányadát, a reaktor kritikussá válik a gyors neutronoknál, és a hasadási láncreakció teljesítménye exponenciálisan növekedni kezd. A teljesítménynövekedési idő olyan rövid, hogy egyetlen vezérlőrendszernek sem (beleértve a vészhelyzetieket is) nincs ideje működésre, a teljesítménynövekedésnek pedig csak a magban lezajló fizikai folyamatok szabhatnak határt. Például egy termikus reaktorban ez a neutronbefogás keresztmetszetének csökkenése a hőmérséklet emelkedésével, ami az egyik fizikai oka a negatív reaktivitási együtthatónak .

Nyilvánvaló, hogy véges térfogatban a végtelennel ellentétben szivárgás miatt neutronveszteség lép fel. Ezért, ha bármilyen összetételű anyagban , akkor az önfenntartó láncreakció sem végtelen, sem bármely véges térfogatban lehetetlen. Így meghatározza a közeg alapvető neutronszaporító képességét.

termikus reaktorok esetében az úgynevezett "4 tényező képlete" határozható meg:

•  a gyors neutronok szorzótényezője ;
•  a rezonáns rögzítés elkerülésének valószínűsége ;
•  a termikus neutronok felhasználási tényezője ;
•  az abszorpciónkénti neutronhozam .

A modern energiareaktorok térfogata elérheti a több száz m³-t, és nem a kritikusság feltételei, hanem a hőelvonás lehetőségei határozzák meg.

Az atomreaktor kritikus térfogata a reaktormag kritikus állapotú térfogata. Kritikus tömeg  - a reaktor kritikus állapotban lévő hasadóanyagának tömege.

A tiszta hasadó izotópok sóinak vizes oldatával, víz-neutron reflektorral működő reaktorok kritikus tömege a legalacsonyabb. 235 U-nál ez a tömeg 0,8 kg, 239 Pu-nál 0,5 kg, 251 Cf -nél pedig 0,01 kg [5] . Köztudott azonban, hogy a berillium-oxid reflektorral rendelkező LOPO reaktor (a világ első dúsított uránreaktora) kritikus tömege 0,565 kg volt [6] annak ellenére, hogy a dúsítás mértéke a 235 izotópban. alig haladta meg a 14%-ot. A 242 m Am izomerre javasoltak egy reaktortervet , ahol a kritikus tömeg körülbelül 20 g, ha ennek az izomernek a dúsítása 95% felett van [7] .

A láncreakció elindításához általában elegendő neutron keletkezik az uránmagok spontán hasadása során. A reaktor indításához külső neutronforrás is használható, például Ra és Be keveréke , 252 Cf vagy más anyagok.

Jódgödör

A jódgödör vagy xenonmérgezés az atomreaktor leállítása utáni állapota, amelyet a 135 Xe rövid élettartamú xenon izotóp felhalmozódása jellemez , amely a jód-135 izotóp bomlásterméke (ez az oka annak, hogy ez a folyamat kapta a nevét). A xenon-135 termikus neutronbefogásának nagy keresztmetszete jelentős negatív reaktivitás átmeneti megjelenéséhez vezet , ami viszont megnehezíti a reaktor tervezett kapacitásának elérését egy bizonyos ideig (kb. 1-2 napig) a reaktor leállítása.

Osztályozás

Megbeszélés szerint

Felhasználásuk jellege szerint az atomreaktorokat [8] [9] [10] csoportokra osztják :

• Az energiaszektorban használt elektromos és hőenergia előállítására, valamint a tengervíz sótalanítására tervezett erőművi reaktorok (a sótalanító reaktorokat is ipari kategóriába sorolják). Az ilyen reaktorokat főként atomerőművekben használták . A modern reaktorok hőteljesítménye eléri az 5 GW -ot . Külön csoportban jelölje ki:
  • Szállítóreaktorok , amelyeket járművek motorjainak energiaellátására terveztek. A legszélesebb körű alkalmazási csoportok a tengeralattjárókon és különféle felszíni hajókon használt tengeri szállítóreaktorok , valamint az űrtechnológiában használt reaktorok (lásd az űrhajókon található atomreaktorokat ).
• Különféle fizikai mennyiségek tanulmányozására tervezett kísérleti reaktorok , amelyek értéke szükséges az atomreaktorok tervezéséhez és működéséhez; az ilyen reaktorok teljesítménye nem haladja meg a néhány kW -ot .
• Kutatóreaktorok , amelyekben a magban keletkező neutron- és gammasugár-fluxusokat magfizika , szilárdtestfizika , sugárzási kémia , biológia , intenzív neutronáramban való működésre tervezett anyagok vizsgálatára használják (beleértve az atomreaktorok alkatrészeit is) ), izotópok előállítására. A kutatóreaktorok teljesítménye nem haladja meg a 100 MW-ot. A felszabaduló energiát általában nem használják fel.
• Ipari (fegyver, izotóp) reaktorok , amelyek különböző területeken használt izotópok előállításáraA legszélesebb körben használt nukleáris fegyverek előállításához használt anyagok, mint például a 239 Pu . Az ipari körébe tartoznak a tengervíz sótalanítására használt reaktorok is.

A reaktorokat gyakran két vagy több különböző feladat megoldására használják, ebben az esetben ezeket többcélúnak nevezik . Például egyes erőműveket, különösen az atomenergia hajnalán, főként kísérleti célokra szántak. A gyorsneutronreaktorok egyszerre lehetnek energiatermelő és izotópok termelője is. Az ipari reaktorok fő feladatuk mellett gyakran elektromos és hőenergiát is termelnek.

A neutronspektrum szerint

• Termikus (lassú) neutronreaktor ("termikus reaktor")
• Gyors neutronreaktor ("gyors reaktor")
• Köztes neutronokon működő reaktor
• Vegyes spektrumú reaktor

Üzemanyag elhelyezésével

• Heterogén reaktorok , ahol az üzemanyagot diszkréten blokkok formájában helyezik el a zónában, amelyek között moderátor található;
• Homogén reaktorok , ahol az üzemanyag és a moderátor homogén keverék ( homogén rendszer ).

Heterogén reaktorban a tüzelőanyag és a moderátor egymástól bizonyos távolságra elhelyezhető, különösen az üreges reaktorban a moderátor-reflektor olyan tüzelőanyaggal veszi körül az üreget, amely nem tartalmazza a moderátort. Magfizikai szempontból a homogenitás/heterogenitás kritériuma nem a tervezés, hanem a fűtőelemblokkok elhelyezése adott moderátorban a neutron moderálási hosszát meghaladó távolságra. Például az úgynevezett „közeli rácsos” reaktorokat homogénre tervezték, bár az üzemanyagot általában elválasztják a moderátortól.

A heterogén reaktorokban lévő nukleáris fűtőanyag blokkokat fűtőelem-kazettáknak (FA) nevezzük , amelyeket egy szabályos rács csomópontjainál helyeznek el a zónában, és cellákat képeznek .

Üzemanyag típusa szerint

• uránizotópok 235U , 238U , 233U _ _ _
• plutónium izotóp 239 Pu , a 239-242 Pu izotópok is 238 U keverékként ( MOX üzemanyag )
• tórium izotóp 232 Th (a 233 U -ra való átalakítás révén )

A dúsítás mértéke szerint:

• természetes urán
• alacsony dúsítású urán
• erősen dúsított urán

Kémiai összetétel szerint:

• fém U
• UO 2 ( urán-dioxid )
• UC ( uránkarbid ) stb.

A hűtőfolyadék típusa szerint

• H 2 O ( víz , lásd PWR )
• Gáz (lásd grafitgáz reaktor )
• D 2 O ( nehézvíz , lásd Heavy Water Nuclear Reactor , CANDU )
• Reaktor szerves hűtőközeggel
• Reaktor folyékony fém hűtőközeggel
• Olvadt só reaktor
• Szilárd hűtésű reaktor

A moderátor típusa szerint

• C ( grafit , lásd Grafitgáz reaktor , Grafit-víz reaktor )
• H 2 O (víz, lásd Könnyűvizes reaktor , Nyomás alatti vizes reaktor , VVER )
• D 2 O (nehézvíz, lásd Nehézvizes atomreaktor , CANDU )
• Legyen , BeO
• Fém -hidridek
• Nincs moderátor (lásd: gyorsneutronreaktor )

Tervezés szerint

Mindkét lehetőség a heterogén reaktorok alfaja:

• Tankreaktorok
• Csatorna reaktorok
• Pool típusú reaktorok

A gőztermelés módja szerint

• Reaktor külső gőzfejlesztővel (lásd: Nyomás alatti vizes reaktor , VVER )
• Forrás reaktor

NAÜ besorolás

A Nemzetközi Atomenergia Ügynökség az atomerőművi reaktorok fő típusainak következő osztályozását használja a bennük használt hűtőközeg és moderátor anyagok szerint [11] :

• PWR (sűrített vizes reaktor) - nyomás alatti vizes reaktor , amelyben a könnyű víz egyben hűtőközeg és moderátor is (például VVER );
• BWR (boiling water reaktor) - forrásban lévő vizes reaktor , amelyben a PWR-től eltérően a turbinákba szállított gőz képződése közvetlenül a reaktorban történik;
• FBR (gyorstenyésztő reaktor) - gyorstenyésztő reaktor , amely nem igényel moderátort;
• GCR (gázhűtéses reaktor) - gázhűtéses reaktor . A grafitot általában moderátorként használják ;
• LWGR (könnyűvizes grafitreaktor) - grafit-víz reaktor , például RBMK ;
• PHWR (nyomás alatt álló nehézvizes reaktor) - nehézvizes reaktor ;
• HTGR (high-temperature gas-cooled) - magas hőmérsékletű gázhűtéses reaktor ;
• HWGCR (heavy-water-moderated, gas-cooled reactor) - gázhűtéses reaktor nehézvizes moderátorral ;
• HWLWR (nehézvíz-moderált, forrásban lévő könnyűvízhűtéses reaktor) - forróvizes reaktor nehézvizes moderátorral ;
• PBMR ( angolul  pebble bed modular reactor ) - moduláris reaktor gömb alakú üzemanyagrudakkal;
• Az SGHWR (Steam-Generating Heavy-Water Reactor) egy forrásban lévő nehézvizes reaktor .

A világon a legelterjedtebbek a túlnyomásos vizes - VVER (körülbelül 62%) és a forrásban lévő vizes (20%) reaktorok.

A reaktor anyagok

Az anyagok, amelyekből a reaktorokat építik, magas hőmérsékleten működnek a neutronok , a γ-kvantumok és a hasadási fragmentumok területén. Ezért nem minden más technológiai ágban használt anyag alkalmas reaktorépítésre. A reaktor anyagainak kiválasztásakor figyelembe veszik azok sugárzásállóságát, kémiai tehetetlenségét, abszorpciós keresztmetszetét és egyéb tulajdonságaikat.

Az üzemanyagrudak , csatornák, moderátorok ( reflektorok ) héjai kis abszorpciós keresztmetszetű anyagokból készülnek. A neutronokat gyengén elnyelő anyagok alkalmazása csökkenti a neutronok improduktív fogyasztását, csökkenti a nukleáris üzemanyag terhelését, és növeli a HF tenyésztési arányát. Ellenkezőleg, az elnyelő rudak számára a nagy abszorpciós keresztmetszetű anyagok alkalmasak. Ez nagymértékben csökkenti a reaktor szabályozásához szükséges rudak számát.

A gyors neutronok , a γ-kvantumok és a hasadási töredékek károsítják az anyag szerkezetét. Tehát szilárd anyagban a gyors neutronok kiütik az atomokat a kristályrácsból , vagy elmozdítják a helyükről. Emiatt az anyagok képlékeny tulajdonságai és hővezető képessége romlik. Ezenkívül a legtöbb anyag szilárdsági tulajdonságai meredeken romlanak a hőmérséklet emelkedésével . Az erősáramú reaktorokban a szerkezeti anyagok magas hőmérsékleten működnek, és ez korlátozza a szerkezeti anyagok kiválasztását, különösen az erőreaktor azon részei esetében, amelyeknek ellenállniuk kell a nagy nyomásnak. Az atomerőművi reaktor élettartama attól függ, hogy edénye erős ionizáló sugárzásnak kitett fém milyen állapotban van (a reaktortartály az atomerőmű fő nem cserélhető eleme, ezért erőforrása meghatározó a atomerőművi blokk élettartama), az edény hegesztési varratainak fémének ridegsége neutronsugárzás hatására - a reaktor élettartamát korlátozó tényezők egyike. Léteznek technológiák (a reaktortartály ún. helyreállító izzítása ) a tartály fém erőforrás-jellemzőinek helyreállítására ( VVER típusú reaktoroknál több mint 80%-kal) [12] .

A sugárzás hatására összetett molekulák egyszerűbb molekulákra vagy összetett atomokra bomlanak. Például a víz oxigénre és hidrogénre bomlik , ezt a jelenséget víz radiolíziseként ismerik . Az ilyen anyagok sugárzási instabilitása kevésbé hat magas hőmérsékleten - az atomok mobilitása olyan nagyra nő, hogy jelentősen megnő annak a valószínűsége, hogy a kristályrácsból kiütött atomok visszakerülnek a helyükre, illetve a hidrogén és az oxigén vízmolekulává való rekombinációja . Így a víz radiolízise jelentéktelen nagy teljesítményű, nem forrásban lévő reaktorokban (például VVER ), míg az erős kutatóreaktorokban jelentős mennyiségű robbanásveszélyes keverék szabadul fel. Az atomerőművekben speciális rendszerek vannak az égetésre.

A reaktor anyagai érintkeznek egymással (a fűtőelem burkolata a hűtőközeggel és a nukleáris üzemanyaggal , az üzemanyag-kazetták a hűtőközeggel és a moderátorral stb.). Természetesen az érintkező anyagoknak kémiailag inertnek (kompatibilisnek) kell lenniük. Az összeférhetetlenségre példa az urán és a forró víz kémiai reakcióba lépése.

A nukleáris üzemanyag elégetése és szaporodása

Az atomreaktor működése során a fűtőanyagban felhalmozódó hasadási fragmentumok következtében annak izotópos és kémiai összetétele megváltozik, transzurán elemek, elsősorban Pu izotópok képződnek . A hasadási töredékeknek az atomreaktor reakcióképességére gyakorolt ​​hatását mérgezésnek (radioaktív fragmentumok esetén) és salakosodásnak (stabil izotópok esetén) nevezik.

A reaktormérgezés fő oka a 135 Xe , amely a legnagyobb neutronelnyelési keresztmetszetű (2,6⋅10 6 barn). Felezési idő 135 Xe T 1/2 = 9,2 óra; az osztódási hozam 6-7%. A 135 Xe fő része a 135 I bomlásának eredményeként keletkezik ( T 1/2 = 6,8 h). Mérgezés esetén a Keff 1-3%-kal változik. A 135 Xe nagy abszorpciós keresztmetszete és a 135 I köztes izotóp jelenléte két fontos jelenséghez vezet:

1. A 135 Xe koncentrációjának növekedéséhez, és ennek következtében a reaktor reaktivitásának csökkenéséhez a leállítás vagy a teljesítménycsökkentés után (" jódgödör "), ami lehetetlenné teszi a rövid távú leállásokat és a kimeneti teljesítmény ingadozását. Ezt a hatást a szabályozó testületek reakcióképességi határának bevezetésével lehet kiküszöbölni. A jódkút mélysége és időtartama az Ф neutronfluxustól függ: Ф = 5⋅10 18 neutron/(cm² mp) esetén a jódkút időtartama ˜ 30 óra, mélysége kétszerese az állandónak. -135 Xe mérgezés okozta Keff állapotváltozás .
2. A mérgezés következtében a Ф neutronfluxus, és ennek következtében a reaktorteljesítmény tér-időbeli ingadozása léphet fel. Ezek az ingadozások Ф > 10 18 neutron/(cm² s) és nagy reaktorméreteknél fordulnak elő. Oszcillációs periódusok ˜ 10 óra.

Az atommaghasadás során nagyszámú stabil fragmens keletkezik, amelyek abszorpciós keresztmetszetükben különböznek egy hasadó izotóp abszorpciós keresztmetszetétől. A nagy abszorpciós keresztmetszetű fragmentumok koncentrációja a reaktor működésének első napjaiban eléri a telítettséget. Ez főleg 149 Sm , ami 1%-kal változtatja meg a Keff -et. A kis abszorpciós keresztmetszetű fragmentumok koncentrációja és az általuk bevitt negatív reaktivitás idővel lineárisan növekszik.

A transzurán elemek képződése egy atomreaktorban a következő sémák szerint történik:

1. 235 U + n → 236 U + n → 237 U → (7 nap) → 237 Np + n → 238 Np → (2,1 nap) → 238 Pu
2. 238 U + n → 239 U → (23 perc) → 239 Np → (2,3 nap) → 239 Pu (+ töredékek) + n → 240 Pu + n → 241 Pu (+ töredékek) + n → 242 Pu + n → 243 Pu → (5 óra) → 243 Am + n → 244 Am → (26 perc) → 244 cm

A nyilak közötti idő a felezési időt, a "+n" pedig a neutron abszorpcióját jelzi.

A reaktor működésének kezdetén 239 Pu lineáris felhalmozódása következik be, és minél gyorsabban (fix 235 U kiégésnél), annál alacsonyabb az urándúsulás. Továbbá a 239 Pu koncentrációja állandó értékre hajlik, ami nem függ a dúsítás mértékétől, hanem a neutronbefogási keresztmetszetek aránya határozza meg 238 U és 239 Pu esetén. A 239 Pu egyensúlyi koncentráció megállapításának jellemző ideje ~ 3/F év (F egységekben 10 13 neutron/cm²×sec). A 240 Pu, 241 Pu izotópok csak akkor érnek el egyensúlyi koncentrációt, ha az üzemanyagot a nukleáris fűtőanyag regenerálása után egy atomreaktorban újra elégetik.

A nukleáris fűtőanyag elégetését a reaktorban 1 tonnára jutó teljes energia jellemzi. Ez az érték:

• ˜ 10 GW nap/t – nehézvizes reaktorok;
• ˜ 20-30 GW nap/t - alacsony dúsítású uránnal működő reaktorok (2-3% 235 U);
• 100 GW-ig nap/t - gyorsneutronreaktorok.

1 GW nap/t elégetése a nukleáris üzemanyag 0,1%-ának elégetésének felel meg.

Ahogy az üzemanyag eléget, a reaktor reakcióképessége csökken. A kiégett tüzelőanyag cseréje azonnal a teljes zónából vagy fokozatosan történik, különböző "korú" fűtőelemek üzemben hagyásával.

Teljes tüzelőanyag-csere esetén a reaktor túlzott reaktivitású, amit kompenzálni kell, míg a második esetben csak a reaktor első indításakor van szükség kompenzációra. A folyamatos tankolás lehetővé teszi az égési mélység növelését, mivel a reaktor reakcióképességét a hasadó izotópok átlagos koncentrációja határozza meg.

A betöltött üzemanyag tömege a felszabaduló energia "súlya" miatt meghaladja a terheletlen tömegét. A reaktor leállása után, először elsősorban a késleltetett neutronok hasadása miatt, majd 1-2 perc elteltével a hasadási töredékek és transzurán elemek β- és γ-sugárzása miatt tovább folyik az energia felszabadulása az üzemanyagban. Ha a reaktor elég sokáig működött a leállítás előtt, majd 2 perccel a leállítás után, az energiafelszabadulás körülbelül 3%, 1 óra elteltével - 1%, egy nap után - 0,4%, egy év után - a kezdeti teljesítmény 0,05% -a.

Az atomreaktorban képződött hasadó Pu izotópok számának a kiégett 235 U mennyiségéhez viszonyított arányát K K konverziós tényezőnek nevezzük . A K K értéke a dúsítás és a kiégés csökkenésével növekszik. Természetes uránnal működő nehézvizes reaktornál 10 GW nap/t égésnél K K = 0,55, kis égéseknél (ebben az esetben K K -t nevezzük kezdeti plutónium tényezőnek ) K K = 0,8. Ha egy atomreaktor ég és ugyanazokat az izotópokat állítja elő ( tenyészreaktor ), akkor a szaporodási sebesség és az égési sebesség arányát K B reprodukciós tényezőnek nevezzük . A termikus neutronokon működő atomreaktorokban K B < 1, a gyorsneutronos reaktoroknál pedig a K B elérheti az 1,4-1,5 értéket. A gyorsneutronos reaktorok KB növekedése elsősorban abból adódik, hogy különösen a 239 Pu esetében a gyorsneutronoknál g nő , míg a csökken .

Atomreaktor vezérlés

Az atomreaktor vezérlése csak annak köszönhető, hogy a hasadás során a neutronok egy része késéssel repül ki a töredékekből , ami több milliszekundumtól néhány percig terjedhet.

A reaktor szabályozására abszorbeáló rudakat használnak , amelyeket a zónába vezetnek, és amelyek olyan anyagokból készülnek, amelyek erősen elnyelik a neutronokat (főleg B , Cd és néhány más), és/vagy bórsavoldatot adnak a hűtőközeghez bizonyos koncentrációban ( bórszabályozás ). A rudak mozgását speciális mechanizmusok, meghajtók vezérlik, amelyek a kezelőtől érkező jelekre vagy a neutronfluxus automatikus vezérlésére szolgáló berendezésre vonatkoznak.

Az atomreaktorokat úgy tervezték meg, hogy a hasadási folyamat minden pillanatban stabil egyensúlyban legyen a reaktivitást befolyásoló paraméterek kis változásai tekintetében . Így a nukleáris reakció sebességének véletlenszerű változása kialszik, és a vezérlőrudak mozgása vagy más paraméterek lassú változása miatt a reaktor teljesítményének kvázi-stacionárius változása következik be.

Különféle vészhelyzetek esetén minden reaktorban biztosítják a láncreakció vészleállítását, amelyet úgy hajtanak végre, hogy az összes elnyelő rudat a zónába ejtik – egy vészvédelmi rendszer .

Maradék hő

A nukleáris biztonsághoz közvetlenül kapcsolódó fontos kérdés a bomláshő. Ez a nukleáris tüzelőanyag sajátossága, ami abban áll, hogy a hasadási láncreakció és a hőtehetetlenség megszűnése után, ami minden energiaforrásra jellemző, a reaktorban a hőleadás hosszú ideig folytatódik, ami számos technikailag összetett probléma.

A bomláshő a reaktor működése során a tüzelőanyagban felgyülemlett hasadási termékek β- és γ -bomlásának következménye . A hasadási termékek magjai a bomlás következtében jelentős energia felszabadulásával stabilabb vagy teljesen stabil állapotba kerülnek.

Bár a bomlási hőleadás sebessége gyorsan lecsökken a stacionárius értékekhez képest kicsi értékekre, a nagy teljesítményű reaktorokban abszolút értékben jelentős. Emiatt a bomlási hő felszabadulása hosszú időre van szükség ahhoz, hogy a leállítás után a reaktormagból hőt távolítson el. Ez a feladat megköveteli a megbízható tápellátású hűtőrendszerek jelenlétét a reaktorlétesítmény tervezése során, valamint szükségessé teszi a kiégett nukleáris üzemanyag hosszú távú (3-4 éven belüli) tárolását speciális hőmérsékletű tárolókban - kiégett fűtőelem-medencékben. , amelyek általában a reaktor közvetlen közelében helyezkednek el [13] [14] [15] [16] .

Lásd még

• Atomerőmű
• Irányított termonukleáris fúzió
• A Szovjetunióban tervezett és épített atomreaktorok listája
• A Szovjetunió és Oroszország atomreaktorai
• Természetes atomreaktor Oklóban

Jegyzetek

1. ↑ „ZEEP – Kanada első atomreaktora” archiválva : 2014. március 6., a Wayback Machine , Canada Science and Technology Museum.
2. ↑ Greshilov A. A., Egupov N. D., Matushchenko A. M. Nukleáris pajzs. — M. : Logosz, 2008. — 438 p. - ISBN 978-5-98704-272-0 .
3. ↑ Horst Kant. Werner Heisenberg és a német uránprojekt  (angolul)  (a hivatkozás nem elérhető) . Előnyomtatás 203 . Max Planck Tudománytörténeti Intézet (2002). Letöltve: 2012. február 10. Az eredetiből archiválva : 2012. február 5..
4. ↑ Kruglov A. K. Hogyan hozták létre a nukleáris ipart a Szovjetunióban. - M. : TsNIIatominform, 1995. - 380 p. — ISBN 5-85165-011-7 .
5. ↑ Nukleáris reaktor - cikk a Great Soviet Encyclopedia- ból . 
6. ↑ https://fas.org/sgp/othergov/doe/lanl/pubs/00416628.pdf Korai reaktorok Fermi vízkazánjától az új teljesítmény prototípusokig, Merle E. Bunker
7. ↑ AZ AMERICUM REAKTOR NEUTRONTERÁPIÁS FŐ JELLEMZŐI. REAKTOR "MARS"
8. ↑ Dementiev B. A. Atomerőmű reaktorok . - M . : Energoatomizdat, 1990. - S.  21 -22. — 351 p. — ISBN 5-283-03836-X .
9. ↑ Bartolomey G. G., Bat G. A., Baibakov V. D., Alkhutov M. S. A nukleáris reaktorok elméletének és számítási módszereinek alapjai / Szerk. G. A. Batya. - M . : Energoizdat, 1982. - S. 31. - 511 p.
10. ↑ Angelo, Joseph A. Nukleáris technológia . - USA: Greenwood Press , 2004. - P. 275-276. — 647 p. - (Forráskönyvek a modern technológiában). — ISBN 1-57356-336-6 .
11. ↑ A PRIS adatbázisban használt kifejezések szószedete
12. ↑ Kovalcsuk beszélt az atomerőmű-reaktortartályok "fiatalításának" előnyeiről // RIA Novosti , 2021.08.30.
13. ↑ Andrushechko S. A., Aforov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Ukraintsev V. F. Atomerőmű VVER-1000 típusú reaktorral. A működés fizikai alapjaitól a projekt evolúciójáig. — M. : Logosz, 2010. — 604 p. - 1000 példányban.  - ISBN 978-5-98704-496-4 .
14. ↑ Kirillov P. L., Bogoslovskaya G. P. Hő- és tömegátadás atomerőművekben. — M. : Energoatomizdat, 2000. — 456 p. - 1000 példányban.  — ISBN 5-283-03636-7 .
15. ↑ Ovchinnikov F. Ya., Szemjonov V. V. Nyomás alatti vizes reaktorok működési módjai. - 3. kiadás, ford. és további — M .: Energoatomizdat, 1988. — 359 p. - 3400 példány.  — ISBN 5-283-03818-1 .
16. ↑ Sidorenko V. A. A VVER reaktorok biztonságos üzemeltetésének kérdései. - M . : Atomizdat, 1977. - 216 p. — (Az atomenergia problémái). - 3000 példányban.

Irodalom

• Nukleáris reaktor – cikk a Nagy Szovjet Enciklopédiából . 
• Levin VE Atommagfizika és atomreaktorok. 4. kiadás — M.: Atomizdat , 1979.
• Feinberg S. M. , Shikhov S. B. , Troyansky V. B. Az atomreaktorok elmélete. — 2 kötetben. — M.: Atomizdat , 1978.
• Shukolyukov A. Yu. „Urán. természetes atomreaktor. " Kémia és Élet " 6. szám, 1980, p. 20-24
• Proskuryakov KN  Hűtőfolyadék-oszcilláció termikus-hidraulikus gerjesztése atomerőművek tartályon belüli berendezéseiben. - M. : MPEI, 1984. - 67 p.

Linkek

• A nukleáris tengeralattjáró flotta erőegységei

Szótárak és enciklopédiák	Nagy dán Nagy katalán Nagy norvég Nagy orosz a világ körül Britannica (online) Universalis
Bibliográfiai katalógusokban BNF : 119413284 GND : 4030344-5 J9U : 987007538647205171 LCCN : sh85093071 NDL : 00562387 NKC : ph114814