Túlnyomásos vizes atomreaktor

A vízhűtéses atomreaktor olyan reaktor , amely közönséges ( könnyű ) vizet használ moderátorként és hűtőközegként . A világon a legelterjedtebb nyomás alatti vizes reaktortípus a túlnyomásos víz. A VVER reaktorokat Oroszországban gyártják , más országokban az ilyen reaktorok általános elnevezése PWR (pressurized water reactor, angolul pressurized water reactor ). A túlnyomásos vizes reaktorok másik típusa - " forraló ".  

Építkezés

A vízhűtéses reaktor magját lemezes vagy hengeres fűtőelemekkel töltött fűtőelemekből állítják össze . Az üzemanyag-kazetta teste lemezanyagból ( alumínium , cirkónium ) készül, amely gyengén nyeli el a neutronokat . A szerelvényeket hengeres ketrecbe helyezik, amely a szerelvényekkel együtt a reaktortartályba kerül. A közte és a cella vízzel feltöltött külső fala közötti gyűrű alakú tér reflektorként működik. A fűtőelemek közötti réseken keresztül alulról felfelé haladó víz lehűti azokat. Így hűtőfolyadék, moderátor és reflektor funkciót lát el. A reaktortartály szilárdságát a víznyomás alapján számítják ki. A ház nyakát hermetikus burkolat zárja, amelyet az üzemanyag-kazetták be- és kirakodásakor eltávolítanak.

A fizikai nyomás alatti vizes reaktorok jellemzően atmoszférikus nyomású vizet használnak. Az ilyen reaktorok testei nem rendelkeznek tömített fedéssel, és a bennük lévő víz légköri nyomás alatt van (nyitott szintje van).

A nagy teljesítményű nyomás alatti vizes reaktoroknak ( különösen a VVER - nek) túlnyomásos vízzel kell működniük. A víz hűtőközegként és moderátorként való felhasználása a reaktorok számos sajátos jellemzőjét meghatározza. Ezért ezeket a reaktorokat általában külön csoportba sorolják, és nyomás alatti vizes reaktoroknak nevezik.

Példák nyomás alatti vizes reaktorokra:

A víz használatának jellemzői

Előnyök

A víz hűtőközegként és moderátor hűtőközegként való felhasználása nukleáris létesítményekben számos előnnyel jár.

  1. Az ilyen reaktorok gyártási technológiája jól tanulmányozott és fejlett.
  2. A jó hőátadó tulajdonságú víz viszonylag könnyen és alacsony energiafogyasztással szivattyúzható. (Azonos feltételek mellett a nehézvíz hőátbocsátási tényezője 10%-kal magasabb a könnyű víz hőátbocsátási tényezőjéhez képest).
  3. A víz hőhordozóként történő felhasználása lehetővé teszi a gőz közvetlen előállítását a reaktorban ( forralóvizes reaktorok ). Könnyű vizet is használnak a gőz-víz körfolyamat megszervezésére a szekunder körben.
  4. A víz éghetetlensége és megszilárdulásának lehetetlensége leegyszerűsíti a reaktor és a segédberendezések üzemeltetésének problémáját.
  5. A közönséges kémiailag demineralizált víz olcsó.
  6. A víz felhasználása biztosítja a reaktor működésének biztonságát.
  7. A vízhűtéses moderátorral felszerelt reaktorokban a zóna megfelelő kialakításával negatív hőmérsékleti reaktivitási együttható érhető el , amely megvédi a reaktort az önkényes teljesítménygyorsítástól.
  8. Lehetővé teszi akár 1600 MW teljesítményű blokkok létrehozását .

Hátrányok

  1. Vészhelyzetben a víz kölcsönhatásba lép az uránnal és vegyületeivel ( korrodálódik ), ezért a fűtőelemek korrózióálló héjjal (általában cirkóniummal ) rendelkeznek. Magasabb vízhőmérséklet esetén is kellően jó korróziógátló tulajdonságokkal rendelkező szerkezeti anyagokat kell kiválasztani, vagy olyan speciális vízkémiai rendszert kell fenntartani, amely megköti a vízben a radiolízis során képződő oxigént . Különösen fontos megjegyezni, hogy a vízben 300 °C feletti hőmérsékleten sok fém korróziója magas.
  2. A korrózióálló anyagok kiválasztásának problémáját bonyolítja, hogy magas hőmérsékleten magas víznyomásra van szükség. A reaktorban nagy nyomás szükségessége megnehezíti a reaktortartály és egyes alkatrészeinek tervezését.
  3. A hűtőfolyadék szivárgásával járó baleset lehetősége és a kompenzációhoz szükséges pénzeszközök szükségessége.
  4. A nehézvíz költsége magas (csak a CANDU típusú nehézvizes reaktorokra vonatkozik , ilyen reaktorokat nem építettek a Szovjetunióban ). Ehhez minimálisra kell csökkenteni a vízszivárgást és a vízveszteséget, ami megnehezíti az erőművek tervezését és az üzem működését.

Vízaktiválás

A reaktorok hűtésére használt víz fontos problémája az indukált aktivitás , amelyet a hűtőközeg atommagjainak aktiválása határoz meg, amikor befogják a neutronokat. Mind az oxigén , mind a víz hidrogéne , valamint a szennyező atommagok aktivációnak vannak kitéve : például az 1. kör berendezéseinek korróziós termékei ( vas , kobalt , nikkel , króm ), valamint nátrium-, kalcium-, magnézium- stb. vízben oldva magát a vizet főként a nitrogén-16 izotóp aktivitása határozza meg (n, p) reakció során az oxigén-16 izotóp, amelynek felezési ideje körülbelül 7 másodperc. Így kevesebb mint egy perccel a reaktor leállítása után az 1. kör hűtőközegének radioaktivitása több százszorosára csökken, és csak a vízből ioncserélő szűrőkön eltávolított korróziós termékek aktivitása határozza meg.

Vízaktiválás akkor is előfordulhat, ha a fűtőelem burkolatának tömítettsége megsérül, ami hasadási termékek, elsősorban radioaktív jód és cézium bejutásához vezet a hűtőfolyadékba .

Minden indukált radioaktivitás azonban a primer körön belül maradó anyagokra vonatkozik, ezért a túlnyomásos vizes reaktorokban a forrásvizes reaktorokkal ellentétben az indukált aktivitással jellemezhető radioaktív anyagok nem jutnak be a turbinába és a kondenzátorba, illetve más szekunderköri berendezésekbe.

Lásd még

Irodalom