Теплоноситель ядерного реактора

Охлаждающая жидкость ядерного реактора является охлаждающей жидкостью в ядерном реакторе , используемый для отвода тепла от активной зоны ядерного реактора и перенести его на электрические генераторы и окружающую среду . Часто используется цепочка из двух контуров теплоносителя, потому что контур теплоносителя первого контура принимает кратковременную радиоактивность от реактора.

Вода [ править ]

Практически все действующие в настоящее время атомные электростанции представляют собой легководные реакторы, использующие обычную воду под высоким давлением в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов . Примерно 1/3 - это реакторы с кипящей водой, в которых теплоноситель первого контура претерпевает фазовый переход в пар внутри реактора. Примерно 2/3 - это реакторы с водой под давлением еще более высокого давления. Текущие реакторы остаются ниже критической точки при температуре около 374 ° C и 218 бар, где исчезает различие между жидкостью и газом, что ограничивает тепловой КПД , но предлагаемый реактор со сверхкритической водой будет работать выше этой точки.

В реакторах с тяжелой водой используется оксид дейтерия, который имеет такие же свойства, как и обычная вода, но с гораздо меньшим захватом нейтронов , что обеспечивает более тщательное замедление.

Недостатки [ править ]

Утечка трития [ править ]

Когда атомы водорода в водяных охлаждающих жидкостях бомбардируются нейтронами, некоторые из них поглощают нейтрон, превращаясь в дейтерий, а затем некоторые становятся радиоактивным тритием. Вода, загрязненная тритием, иногда попадает в подземные воды случайно или с официального разрешения. ^[1]

Взрыв водорода при отключении электроэнергии [ править ]

Топливные стержни создают высокие температуры, которые кипятят воду, а затем превращают воду в пар. Во время бедствия, когда происходит отключение электроэнергии и дизельные генераторы, обеспечивающие аварийное питание водяного насоса, повреждены цунами или землетрясением, если пресная вода не перекачивается для охлаждения топливных стержней, тогда топливные стержни продолжают нагреваться. . Когда температура в топливных стержнях превышает 1200 градусов Цельсия, циркониевые трубки, содержащие ядерное топливо, будут взаимодействовать с паром и отделять водород от воды. Затем этот водород может быть выпущен из активной зоны реактора и защитной оболочки. Если этот водород накапливается в воздухе в достаточных количествах - концентрациях 4 процента или более, то этот водород может взорваться, как, по-видимому, произошло на реакторах Фукусима-дайити №№ 1, 3, 4, но реактор № 2 открыл вентиляционное отверстие, чтобы выпустить радиоактивный газообразный водород, снизив давление водорода, но он загрязнил окружающую среду, поэтому реактор № 2 не взорвался. ^[2]

Борированная вода [ править ]

Борированная вода используется в качестве теплоносителя при нормальной работе реакторов с водой под давлением (PWR), а также в системах аварийного охлаждения активной зоны (САОЗ) как PWR, так и реакторов с кипящей водой (BWR). ^{[3] [4] [5]}

Преимущества [ править ]

Бор , часто в форме борной кислоты или бората натрия, соединяется с водой - дешевым и доступным ресурсом - где он действует как хладагент, отводя тепло от активной зоны реактора и передавая тепло во вторичный контур. ^[6] Частью вторичного контура является парогенератор, который используется для вращения турбин и выработки электроэнергии. Борированная вода также дает дополнительные преимущества, действуя как нейтронный яд из-за ее большого поперечного сечения поглощения нейтронов, где она поглощает избыточные нейтроны, чтобы помочь контролировать скорость деления реактора. Таким образом, реактивность ядерного реакторалегко регулируется изменением концентрации бора в теплоносителе. То есть, когда концентрация бора увеличивается (борация) за счет растворения большего количества борной кислоты в теплоносителе, реакционная способность реактора снижается. И наоборот, когда концентрация бора уменьшается (разбавление) за счет добавления большего количества воды, реакционная способность реактора увеличивается. ^[7]

Недостатки [ править ]

Примерно 90% трития в теплоносителях PWR образуется в результате реакции бора-10 с нейтронами. Поскольку тритий сам по себе является радиоактивным изотопом водорода, теплоноситель загрязняется радиоактивными изотопами, и его необходимо предохранять от утечки в окружающую среду. Кроме того, этот эффект необходимо учитывать при более длительных циклах работы ядерного реактора и, следовательно, требует более высокой начальной концентрации бора в теплоносителе. ^[7]

Расплавленный металл [ править ]

Реакторы на быстрых нейтронах обладают высокой плотностью мощности и не нуждаются в замедлении нейтронов и должны избегать этого. Большинство из них были реакторами с жидкометаллическим охлаждением, в которых использовался расплавленный натрий . Свинец, эвтектика свинец-висмут и другие металлы также предлагались и иногда использовались . Ртуть использовалась в первом реакторе на быстрых нейтронах .

Расплавленная соль [ править ]

Расплавленные соли разделяют с металлами то преимущество, что низкое давление пара даже при высоких температурах, и они менее химически активны, чем натрий . Соли, содержащие легкие элементы, такие как FLiBe, также могут способствовать умеренности. В эксперименте с реактором с расплавленной солью он даже служил растворителем для ядерного топлива.

Газ [ править ]

Газы также использовались в качестве хладагента. Гелий является чрезвычайно инертным как химически , так и в отношении ядерных реакций , но имеет низкую теплоемкость ,

Углеводороды [ править ]

Первоначально изучалась концепция реакторов с органическим замедлителем и охлаждением с использованием углеводородов в качестве теплоносителя. Они не увенчались успехом.

Ссылки [ править ]

• Натрий как охлаждающая жидкость быстрого реактора, Томас Фаннинг, ANL. Натрий выгодно отличается от свинца и гелия.

Внешние ссылки [ править ]

• СМИ, связанные с теплоносителями ядерных реакторов, на Викискладе?