Теплоноситель ядерного реактора - Nuclear reactor coolant

Теплоносители ядерных реакторов
Охлаждающая жидкостьТемпература плавленияТочка кипения
Тяжелая вода при 154 бар345 ° С
NaK эвтектика-11 ° С785 ° С
Натрий97,72 ° С883 ° С
FLiNaK454 ° С1570 ° С
FLiBe459 ° С1430 ° С
Свинец327,46 ° С1749 ° С
Свинцово-висмутовая эвтектика123,5 ° С1670 ° С

А теплоноситель ядерного реактора это охлаждающая жидкость в ядерный реактор используется для отвода тепла от активная зона ядерного реактора и передать его электрические генераторы и среда.Часто используется цепочка из двух контуров теплоносителя, потому что контур теплоносителя первого контура принимает кратковременные радиоактивность от реактора.

Вода

Практически все действующие в настоящее время атомная электростанция находятся легководные реакторы используя обычную воду под высоким давлением в качестве охлаждающей жидкости и замедлитель нейтронов Около 1/3 соток. реакторы с кипящей водой где теплоноситель первого контура подвергается фаза перехода к пар внутри реактора. Около 2/3 реакторы с водой под давлением при еще более высоком давлении. Текущие реакторы остаются под критическая точка около 374 ° C и 218 бар где исчезает различие между жидкостью и газом, что ограничивает тепловая эффективность, но предлагаемый реактор со сверхкритической водой будет работать выше этой точки.

Реакторы на тяжелой воде использовать дейтерий оксид, который имеет такие же свойства, как и обычная вода, но намного ниже захват нейтронов, позволяя более тщательную модерацию.

Недостатки

Тритий утечка

Когда атомы водорода в водяных теплоносителях бомбардируются нейтронами, некоторые из них поглощают нейтрон, превращаясь в дейтерий, а затем некоторые становятся радиоактивным тритием. Вода загрязнена тритий иногда утечки в грунтовые воды случайно или с официального разрешения[1]

Взрыв водорода при отключении электроэнергии

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, повреждаются в результате цунами или землетрясения, если пресная вода не перекачивается для охлаждения топливных стержней, тогда топливные стержни продолжают нагреваться. . Как только 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 при Реакторы Фукусима-дайити №№ 1, 3, 4 но реактор №2 открыл вентиляционное отверстие, чтобы выпустить радиоактивный газообразный водород, уменьшив давление водорода, но он загрязнил окружающую среду, поэтому реактор № 2 не взорвался[2]

Борированная вода

Борированная вода используется в качестве охлаждающей жидкости при нормальной работе реакторы с водой под давлением (PWR), а также в Системы аварийного охлаждения активной зоны (ECCS) как PWR, так и реакторы с кипящей водой (BWR).[3][4][5]

Преимущества

Бор, часто в виде борная кислота или борат натрия, сочетается с водой - дешевым и доступным ресурсом - где он действует как хладагент, отводя тепло от активной зоны реактора и передавая тепло во вторичный контур.[6] Часть вторичного контура - это парогенератор который используется для вращения турбин и выработки электроэнергии. Борированная вода также дает дополнительные преимущества, действуя как нейтронный яд из-за большого поперечного сечения поглощения нейтронов, где он поглощает избыточные нейтроны, чтобы помочь контролировать скорость деления реактора. Таким образом, реакционная способность ядерный реактор легко 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

Примерно 90% тритий в теплоносителях PWR образуется реакциями бора-10 с нейтронами. Поскольку тритий сам по себе является радиоактивным изотопом водорода, теплоноситель загрязняется радиоактивные изотопы и не допускать попадания 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

Быстрые реакторы иметь высокий удельная мощность и не нуждаются в замедлении нейтронов и должны избегать этого. Большинство из них были реакторы с жидкометаллическим теплоносителем с использованием расплавленного натрий. Вести, свинцово-висмутовая эвтектика, и другие металлы также были предложены и иногда используется. Меркурий использовался в первый быстрый реактор.

Расплавленная соль

Расплавленные соли поделиться с металлами преимуществом низкой давление газа даже при высоких температурах и менее химически активны, чем натрий. Соли, содержащие легкие элементы, такие как FLiBe также может обеспечить модерацию. в Эксперимент в реакторе с расплавленной солью он даже служил растворителем для ядерного топлива.

Газ

Смотрите также: Реактор с газовым охлаждением

Газы также использовались в качестве хладагента. Гелий чрезвычайно инертен как химически, так и по отношению к ядерным реакциям, но имеет низкую теплоемкость,

Углеводороды

Реакторы с органическим замедлителем и охлаждением были изучены ранние концепции с использованием углеводородов в качестве хладагента. Они не увенчались успехом.

Рекомендации

  1. ^ "в результате регулярных утвержденных выпусков; из Google (почему утечка трития) результат 2".
  2. ^ «Частичные аварии привели к взрывам водорода на АЭС Фукусима; из Google (взрыв водорода на Фукусиме) результат 1».
  3. ^ «Реакторные системы с водой под давлением» (PDF). Центр технического обучения USNRC. Получено 12 марта, 2019.
  4. ^ Аалтонен1, Ханнинен2, Ч.1, Н.2. «Химический состав воды и поведение материалов в реакторах PWR и BWR» (PDF). Технология производства VTT. Получено 12 марта, 2019.
  5. ^ Буонджорно, Якопо. «Ядерная безопасность» (PDF). MIT OpenCourseWare. Получено 12 марта, 2019.
  6. ^ «Борированная вода» (PDF). Columbus Chemical Industries. Получено 12 марта, 2019.
  7. ^ а б Монтерроса, Энтони (5 мая 2012 г.). «Использование бора и контроль в PWR и FHR» (PDF). Кафедра ядерной инженерии, Калифорнийский университет, Беркли. Получено 12 марта, 2019.

внешняя ссылка