Rýchly reaktor

Hoci základom pre prevádzku akéhokoľvek jadrového reaktora spočíva štiepenia rádioaktívneho materiálu, sprevádzané vývojom teploty, v závislosti na konštrukcii vlastnosti rozlišovať dva varianty - rýchly reaktor a pomalé, niekedy volal teplo.

Neutróny uvoľnené do reakčného procesu, vykazujú veľmi vysokú počiatočnú rýchlosť, teoreticky prekonanie druhý tisíc kilometrov. Táto - na rýchle neutróny. V procese pohybuje zo zrážky s okolitými atómami tom, ich rýchlosť spomaľuje. Jeden jednoduché a cenovo dostupné spôsoby, ako umelo znížiť rýchlosť je umiestnenie v ceste voda alebo grafitu. To znamená, naučiť sa nastaviť úroveň kinetickej energie týchto častíc, muž bol schopný vytvoriť dva typy reaktorov. Názov "tepelné" neutróny dosiahnuté vďaka tomu, že rýchlosť ich pohybu po spomalení v podstate zodpovedá prirodzenej rýchlosti vnútri tepelného pohybu. V číselnom vyjadrení to je až 10 kilometrov za sekundu. Pre mikrosveta táto hodnota je relatívne nízka, takže zachytávanie častíc jadra sa vyskytuje veľmi často spôsobuje nové rozdelenie vinutia (reťazová reakcia). Dôsledkom toho je, že oveľa menšie množstvo štiepneho materiálu, než sa môže pýšiť rýchlych reaktorov. Navyše redukuje niektoré z ďalších režijných nákladov. V súčasnej dobe práve vysvetľuje, prečo väčšina prevádzkové jadrovej elektrárne používať presne pomalých neutrónov.

Zdalo by sa - keby každý sa počíta, tak prečo potrebujeme BN-reaktor? Ukázalo sa, že nie je tak jednoduché. Hlavnou výhodou týchto systémov - schopnosť poskytnúť jadrového paliva ďalších reaktorov, ako aj vytvoriť zväčšený delenie cyklu. Poďme preskúmať to podrobnejšie.

Rýchly množivý reaktor používa viac plne naložená do jadra paliva. Začnime od začiatku. Teoreticky je ich využitie ako paliva je možné iba dva prvky: plutónia a uránu-239 (izotopmi 233 a 235). V prírode sa nachádza iba izotop U-235, ale len veľmi málo hovoriť o vyhliadkach takejto voľby. Tieto urán a plutónium - je odvodená od Tórium-232 a uránu-238, ktoré sú vytvorené ako výsledok vystavenia toku neutrónov. A teraz títo dvaja rádioaktívny materiál je oveľa pravdepodobnejšie, že sa vyskytujú v ich prirodzenej podobe. Preto, ak to bolo možné prevádzkovať štiepny reťazovú reakciu U-238 (alebo plutónium-232), jeho výsledok by bol vznik nových častí štiepneho materiálu - uránu-233 alebo plutónia-239. Pri spomaľovaní neutrónov na tepelné rýchlosti (klasické reaktory), tento proces je nemožné: slúži ako palivo, je U-233 a Pu-239, ale rýchly reaktor umožňuje vykonávať také ďalšie konverziu.

Postup je nasledujúci: zaťaženie 235 alebo tórium-232 (surovina), a časť uránu-233 alebo plutónia-239 (paliva). Posledný (niektoré z nich), poskytuje tok neutrónov potrebný pre "zapaľovanie" reakcia v prvej bunke. V procese rozpadu uvoľní tepelnej energie , ktoré majú byť prevedené na elektriny stanice. Rýchle neutróny pôsobí na suroviny, transformovať tieto prvky do ... novej časti paliva. Typicky je množstvo spáleného paliva a výsledný sú si rovné, ale ak je surovina vložený viac, vytváranie nových častí štiepneho materiálu je ešte rýchlejšie ako spotreba. Preto je druhé meno z týchto reaktorov - chovateľ. Prebytkové palivo možno použiť v klasických pomalých druhov reaktorov.

Nedostatok modely na rýchlych neutrónov, ktorá bola pred naložením uránu-235 musí byť obohatené, čo si vyžaduje dodatočné investície. Okrem toho, jadro konštrukcia je zložitejšia.