Бърз реактор

образуване

Въпреки че работата на всеки ядрен реакторе разграждането на радиоактивен материал, придружено от освобождаването на температурата, в зависимост от характеристиките на дизайна отличават два от видовете си - реакторът на бързо неутрони и бавен, понякога наричан термичен.

Неутроните, освободени по време на реакцията,Те имат много висока начална скорост, теоретично преодолявайки за секунда хиляди километри. Това са бързи неутрони. В процеса на придвижване поради сблъсъка с атомите на заобикалящата ги материя скоростта им се забавя. Един от лесните и достъпни начини за изкуствено намаляване на скоростта е поставянето им на водна или графитна пътека. Така, след като се научи да регулира нивото на кинетичната енергия на тези частици, човекът успя да създаде два вида реактори. Името "термични" неутрони е получено поради факта, че скоростта на тяхното движение след забавянето на практика съответства на естествената скорост на вътреатомно топлинно движение. В цифров еквивалент, той е до 10 км в секунда. За микроскопа тази стойност е относително ниска, така че улавянето на частици от ядрото се случва много често, причинявайки нови навивки на делене (верижна реакция). Последствието от това е нуждата от много по-малко разпадащ се материал, отколкото бързо реакторите не могат да се похвалят. Освен това някои други режийни разходи са намалени. Този момент обяснява защо повечето от работещите атомни електроцентрали използват бавни неутрони.

Тя ще изглежда - ако всеки се брои, тогава защо ни е нужнобърз реактор? Оказва се, че не всичко е толкова просто. Най-важното предимство на тези инсталации е способността да се осигури ядрено гориво за други реактори, както и да се създаде увеличен цикъл на делене. Нека разгледаме по-подробно това.

Бързото неутронно реактор е по-пълноТя използва зареден в активната зона на реактора гориво. Нека да започнем в ред. Теоретично, използването като гориво може само два елемента: плутоний и уран-239 (изотопи 233 и 235). В природата, тя среща само изотопа U-235, но много малко се говори за перспективите на такъв избор. Това уран и плутоний - е получен от Торий-232 и уран-238, които се образуват в резултат на излагане на неутронен поток. И сега тези две радиоактивен материал е много по-вероятно да се появи в естествената им форма. По този начин, ако е възможно да се работи самостоятелно верижна реакция на делене на U-238 (или плутоний-232), резултатът би бил появата на нови порции от ядрен материал - уран-233 или плутоний-239. При забавянето на неутроните топлинни скорости (класически реактори) този процес е невъзможно: те служат като гориво е U-233 и Pu-239, но бърз неутронен реактор позволява да се изпълни като допълнително превръщане.

Процесът е както следва: ние зареждаме уран-235 или торий-232 (суровини), както и част от уран-233 или плутоний-239 (гориво). Последните (всеки от тях) осигуряват неутронния поток, необходим за "запалване" на реакцията в първите елементи. В процеса на разпадане се отделя топлинна енергия, която се превръща от генераторите на станции в електричество. Бързите неутрони засягат суровините, превръщайки тези елементи в ... нови части на гориво. Обикновено количеството изгорено и формирано гориво е равно, но ако суровината е заредена повече, генерирането на нови части от делящи се материали се извършва дори по-бързо от потреблението. Оттук и второто име на такива реактори - животновъди. Излишното гориво може да се използва в класически по-бавни реактори.

Липсата на бързи модели на неутрони ече преди товаренето, уран-235 трябва да бъде обогатен, което изисква допълнителни финансови инвестиции. В допълнение, дизайнът на самата сърцевина е по-сложен.

Коментари (0)
Добавете коментар