reaktor nuklir

Reaktor terdiri dari banyak mesin dan struktur, dan ada banyak jenis material yang digunakan di dalamnya. Diantaranya, ada bahan yang memainkan peran unik untuk reaktor nuklir, dan ini digunakan sebagai bahan reaktor nuklir. Itu adalah. Ini adalah badan bahan bakar yang berisi bahan bakar nuklir di inti reaktor nuklir dan menghasilkan panas melalui fisi nuklir, dan pendingin menerima panas dari badan bahan bakar ini dan membawanya keluar dari inti. Bahan kontrol dengan kapasitas penyerapan neutron yang besar dimasukkan ke dalam inti untuk mengontrol fisi nuklir, dan moderator ditempatkan di reaktor neutron termal seperti reaktor air ringan untuk mengurangi energi neutron yang dihasilkan oleh fisi nuklir. Selain itu, reflektor ditempatkan di sekitar inti sehingga neutron yang dihasilkan tidak lepas secara tidak perlu. Selain itu, inti memiliki struktur di dalam inti yang mendukung perakitan bahan bakar dan batang kendali masuk dan keluar. Di dalam bejana reaktor terdapat teras, dan juga terdapat perpipaan untuk air pendingin dan heat exchanger. Dari penjelasan di atas, poin umum di antara bahan yang terkait dengan inti adalah bahwa mereka diiradiasi dengan neutron. Secara umum, sifat-sifat material berubah ketika diiradiasi dengan neutron, jadi untuk menggunakannya dalam reaktor nuklir, perubahan tersebut harus cukup untuk digunakan. Selain itu, karena neutron perlu digunakan secara efisien dalam reaktor nuklir, sifat nuklir seperti kapasitas absorpsi neutron menjadi penting. Hubungan dengan neutron juga penting untuk pengotor yang terkandung dalam material, dan oleh karena itu pengotor yang tidak menjadi masalah dalam aplikasi umum juga dapat menjadi masalah. Berikut ini, bahan yang membutuhkan sifat nuklir khusus akan dijelaskan.

Tubuh bahan bakar

Ini adalah rakitan bahan bakar yang menghasilkan panas dengan fisi nuklir dan mentransfernya ke pendingin. Ketika bahan bakar nuklir seperti uranium bersentuhan langsung dengan pendingin, produk utama fisi radioaktif yang dihasilkan oleh fisi masuk ke pendingin dan keluar dari inti, sehingga bahan bakar biasanya tertutup. Bahan pelapis digunakan untuk pelapis ini, dan bahan yang mengandung bahan fisil yang terkandung di dalamnya disebut bahan inti bahan bakar. Reaktor daya awal dan reaktor riset menggunakan uranium logam sebagai bahan inti, sedangkan reaktor air ringan menggunakan _{uranium oksida} sinter UO 2. Stabil bahkan jika pembakaran berlangsung dan produk fisi menumpuk, dan stabil bahkan pada suhu tinggi, sehingga suhu bahan bakar dapat dinaikkan, tidak ada masalah meskipun menyentuh bahan pelapis, dan jika ada lubang di pelapis Itu stabil secara kimiawi bahkan jika bersentuhan dengan pendingin. Plutonium dan torium juga digunakan sebagai oksida. Dalam beberapa kasus, karbida digunakan di HTGR.

Bahan pelapis memiliki (1) penyerapan neutron yang rendah, (2) tidak ada efek merugikan satu sama lain bahkan ketika digunakan dalam kontak dengan bahan inti bahan bakar dan pendingin, (3) kekuatan dan keuletan sedang, (4). Persyaratan seperti pencetakan yang mudah dan kualitas yang stabil harus dipenuhi. Penyerapan neutron termal sangat bervariasi tergantung pada substansinya, dan grafit, aluminium, magnesium, dan zirkonium adalah yang kecil yang memenuhi persyaratan di atas, dan semuanya digunakan sebagai bahan pelapis. Grafit digunakan di HTGR sebagai bahan bakar partikel yang dilapisi. Aluminium memiliki ketahanan panas yang buruk dan tidak memiliki ketahanan korosi yang baik terhadap air bersuhu tinggi, sehingga digunakan pada reaktor riset dengan temperatur bahan bakar rendah. Magnox, suatu paduan magnesium, digunakan dalam reaktor pendingin karbon dioksida sebagai bahan pelapis bahan bakar logam uranium. Zirkaloy, paduan zirkonium, banyak digunakan dalam reaktor air ringan karena ketahanan korosinya yang baik terhadap air bersuhu tinggi. Karena zirkonium alami mengandung hafnium dan penyerapan neutronnya sangat besar, yang diperoleh dengan memisahkan dan menghilangkan ini digunakan. Karena penyerapan neutron yang cepat tidak banyak bergantung pada substansi, baja tahan karat dengan sifat yang baik pada suhu tinggi digunakan dalam reaktor cepat berpendingin logam cair.
→ Bahan bakar nuklir

Moderator

Neutron yang dipancarkan selama fisi uranium memiliki energi rata-rata 2 MeV yang besar. Reaktor neutron termal seperti reaktor air ringan terutama memanfaatkan fisi oleh neutron berenergi rendah 1 eV atau kurang. Oleh karena itu, neutron berkecepatan tinggi yang dihasilkan oleh fisi nuklir bertabrakan berulang kali dengan inti moderator di sekitar bahan bakar untuk mengurangi energi neutron, dan kemudian bertabrakan dengan uranium untuk menyebabkan fisi nuklir. Moderator yang menyerap lebih sedikit neutron dan yang intinya seringan mungkin dan dekat dengan neutron cocok karena mereka dapat dengan mudah menyerap energi kinetik. Yang umum digunakan adalah air ringan, air berat dan grafit. Air ringan adalah air biasa, air deras Ini secara khusus disebut untuk membedakannya dari (air terdiri dari isotop hidrogen, deuterium ^{2 H (diuterium D) dan oksigen).} Namun, pengotor sangat berkurang untuk digunakan dalam reaktor nuklir. Air ringan juga berfungsi sebagai pendingin dan tidak mahal, tetapi karena sedikit menyerap neutron, diperlukan uranium yang diperkaya sebagai bahan bakar. Air berat yang digunakan untuk moderator adalah air berat pekat yang terkandung dalam air alami, dan meskipun merupakan moderator yang sangat baik dengan daya serap neutron rendah dan efisiensi moderator yang baik, harganya mahal. Air yang deras juga bisa berfungsi sebagai pendingin. Grafit menyerap lebih sedikit neutron di samping air berat. Ini digunakan dalam reaktor berpendingin karbon dioksida dan reaktor berpendingin gas bersuhu tinggi, dan pada saat itu juga berfungsi sebagai bahan struktur inti.
→ Moderator

Pendingin

Panas yang dihasilkan dalam bahan inti bahan bakar melewati bahan pelapis dan dikeluarkan dari inti oleh pendingin. Disebut pendingin karena perannya mencegah pemanasan berlebih pada teras pada awal reaktor yang tidak menggunakan panas, namun pada reaktor daya berperan sebagai pendingin teras dan mengeluarkannya untuk memanfaatkan panas. Secara alami, itu harus berupa cairan atau gas karena fungsinya. Cairan bagus untuk mentransfer panas secara efisien. Dalam reaktor air ringan, air juga digunakan sebagai moderator. Untuk menaikkan suhu inti, tekanan harus dinaikkan. Pada suhu sekitar 300 ° C, reaktor air mendidih memiliki sekitar 70 atm dan reaktor air bertekanan memiliki sekitar 160 atm, dan bejana tekan serta perpipaan sistem air pendingin memiliki tekanan ini. Harus bertahan. Karbon dioksida juga digunakan sebagai gas, dan helium digunakan di HTGR, dan gas suhu tinggi digunakan. Reaktor cepat berpendingin logam cair menggunakan natrium atau campuran natrium dan kalium. Ini adalah cairan pada suhu operasi. Dalam hal ini, suhu dapat dinaikkan tanpa tekanan, dan bejana bertekanan yang dapat menahan tekanan tinggi, seperti reaktor air ringan, tidak diperlukan.

Masing-masing bahan di atas memiliki kombinasi bahan yang baik, yang menentukan jenis reaktornya. Untuk memberikan beberapa contoh, reaktor uranium termal termasuk pelet oksida uranium alami-zircaloy coating-heavy water cooling-heavy water deceleration, natural uranium (metal) -magnox coating-graphite deceleration-carbon dioxide cooling, konsentrasi. Ada pelet oksida uranium-zircaloy coating-perlambatan air ringan-pendingin air ringan, dan reaktor cepat termasuk pelet oksida campuran uranium-plutonium-pelapisan baja tahan karat-natrium pendingin.
→ Pendingin

Bahan kontrol

Sekitar dua neutron dihasilkan per fisi uranium. Beberapa dari neutron ini diserap oleh zat selain bahan bakar di inti atau keluar dari inti, tetapi yang lain bertabrakan dengan atom uranium dan menyebabkan fisi. Oleh karena itu, jika zat yang menyerap sejumlah besar neutron masuk dan keluar inti, fisi nuklir dapat dikontrol dan keluaran reaktor dapat dikontrol. Sebagai metode memasukkan dan mengeluarkan bahan kontrol, (1) Batang kendali , (2) Penyerap cairan, (3) Racun yang mudah terbakar (racun yang dapat terbakar). Untuk mengoperasikan reaktor nuklir untuk jangka waktu tertentu, perlu dilakukan penambahan bahan bakar dengan mempertimbangkan fakta bahwa reaktor tersebut terbakar dan dikonsumsi dan bahwa beberapa produk fisi menyerap sejumlah besar neutron. Oleh karena itu, meskipun bahan bakar masih baru, perlu untuk menempatkan zat yang menyerap sejumlah besar neutron ke dalam inti untuk menekan fisi nuklir. Batang kendali dibuat dengan memasukkan paduan Ag-In-Cd yang mengandung cadmium Cd, yang memiliki daya serap neutron yang besar, B ₄ C yang mengandung boron B, dll. Ke dalam polong stainless steel dan dimasukkan ke dalam inti sebagai pelat atau batang. Tingkat penyisipan ini disesuaikan untuk memulai / menghentikan reaktor atau menyesuaikan keluaran. Dalam reaktor air bertekanan, metode yang disebut mim kimia juga digunakan, di mana asam borat ditempatkan di pendingin dan konsentrasinya disesuaikan untuk mengontrol penggunaan penyerapan neutron boron dalam asam borat. Racun yang mudah terbakar adalah zat seperti gadolinium yang menyerap banyak neutron dan berubah menjadi zat yang kurang menyerap neutron ketika menyerap neutron. Zat yang menekan reaksi). Gadolinium oksida Gd ₂ O _{3 dicampur dengan UO 2} untuk membuat pellet sinter, yang digunakan sebagai batang bahan bakar dalam perakitan bahan bakar. Gadolinium menyerap neutron dan menekan fisi saat bahan bakar masih baru dan terdapat bahan fisil ekstra, tetapi ketika pembakaran berlangsung dan bahan fisil berkurang, gadolinium berubah menjadi bahan fisil yang lebih sedikit penyerapannya.

Reflektor

Mengelilingi inti dengan zat yang menolak neutron mengurangi jumlah neutron yang bocor dari inti, yang menguntungkan ekonomi neutron. Dalam reaktor air ringan, air sebagai pendingin juga berperan. Dalam reaktor uji material, balok berilium disusun untuk membentuk reflektor.
Tadatsune Okubo

Alat yang memiliki bahan fisil sebagai bagian dari penyusunnya dan memungkinkannya dilakukan secara terus menerus sambil mengontrol reaksi berantai fisi. Ini digunakan untuk mendapatkan berbagai zat yang dihasilkan oleh energi panas yang dihasilkan, radiasi, atau reaksi nuklir oleh neutron. Perangkat yang secara terus menerus mengekstraksi energi reaksi fusi nuklir juga disebut reaktor nuklir, tetapi secara umum, ini hanya mengacu pada yang pertama, yang dalam penggunaan praktis, dan yang terakhir. Reaktor fusi Itu yang sering terjadi.

Fisi adalah fenomena di mana inti yang berat terbagi menjadi dua inti dengan massa yang sama. Inti atom dengan kemungkinan fisi yang tinggi ketika menyerap neutron termal disebut nuklida fisil. Nuklida fisil seperti uranium 235 ^{2 3 5} U, uranium 233 ^{2 3 3} U, dan plutonium 239 ^{2 3 9 Pu digunakan dalam reaktor nuklir.} Ketika mereka menyerap neutron, mereka mungkin hanya memancarkan sinar gamma (ini disebut reaksi penangkapan neutron), tetapi dalam banyak kasus mereka menyebabkan fisi. Dua inti yang dihasilkan oleh fisi disebut potongan fisi (produk fisi). Fragmen fisi memiliki energi kinetik yang besar dan menghasilkan 2-3 neutron (disebut fisi neutron) dan radiasi pengion seperti sinar β dan sinar. Sebagian besar energi yang dihasilkan oleh fisi adalah energi kinetik dari fragmen fisi tersebut. Jika satu atau lebih dari neutron yang dihasilkan dengan cara ini dirancang untuk bertabrakan dengan nuklida fisil lain dan menyebabkan fisi, fisi akan berlanjut dalam reaksi berantai (disebut reaksi berantai fisi). Reaktor nuklir adalah perangkat yang mengontrol dan menopang reaksi berantai fisi nuklir. Reaktor nuklir pertama di dunia, Chicago Pile No. 1 (CP-1), dibangun pada tahun 1942 oleh E. Fermi et al. Di kampus Universitas Chicago.

Perkalian neutron

Untuk menjaga jumlah fisi per satuan waktu konstan dalam sistem di mana reaksi berantai terjadi, hanya satu dari beberapa neutron yang dipancarkan oleh fisi satu nuklida fisil yang kemudian akan melakukan fisi rata-rata. Perlu bangun. Ada tiga faktor yang mempengaruhi peningkatan dan penurunan jumlah neutron: (1) pembentukan neutron melalui fisi nuklir, (2) penangkapan neutron oleh berbagai zat di dalam reaktor, dan (3) kebocoran neutron dari sistem reaktor. . Jika ini seimbang, jumlah neutron dalam reaktor akan dijaga agar tetap konstan, dan sejumlah fisi akan terus terjadi per satuan waktu.

Reaksi antara neutron dan inti meliputi reaksi absorpsi di mana neutron yang bertabrakan diserap oleh inti, dan hamburan di mana neutron bertukar energi dengan inti dan kemudian neutron menjauh dari inti dan terus bergerak bebas. .. Sebagai hasil dari reaksi hamburan, neutron memberikan sebagian energinya ke inti atom, sehingga mereka mengurangi energinya. Inti atom yang telah menyerap neutron dapat mengalami fisi atau memancarkan partikel (radiasi) selain neutron (penangkapan neutron). Reaksi ini adalah fenomena di dunia yang didominasi oleh mekanika kuantum, dan reaksi mana yang terjadi hanya dapat ditentukan secara stokastik. Kuantitas yang disebut <luas penampang> digunakan untuk menyatakan kemungkinan terjadinya reaksi nuklir. Luas penampang <Probabilitas bahwa reaksi nuklir akan terjadi ketika satu neutron terjadi pada lapisan tipis material yang terdiri dari banyak inti A adalah luas penampang inti yang diproyeksikan pada bidang tegak lurus terhadap arah datangnya neutron. Itu dihitung dari asumsi bahwa itu sama dengan persentase bagian dalam. Oleh karena itu, semakin besar penampang, semakin tinggi kemungkinan terjadinya reaksi nuklir akibat insiden neutron. Luas penampang mengambil nilai yang berbeda tergantung pada substansi dan energi neutron yang datang.

Neutron yang dihasilkan oleh fisi nuklir memiliki energi rata-rata 2 MeV yang tinggi dan bergerak dengan kecepatan yang mendekati kecepatan cahaya, sehingga disebut neutron cepat. Kecuali bocor dari sistem atau diserap, neutron cepat berulang kali menyebar dengan inti di sekitarnya, kehilangan energi setiap kali, dan melambat ke tingkat yang sama dengan energi kinetik inti ini. Zat yang menyusun inti dengan tujuan menyebabkan perlambatan Moderator Itu adalah. Neutron dalam proses perlambatan disebut neutron perlambatan, dan neutron yang energi kinetiknya sama dengan inti di sekitarnya (mencapai kesetimbangan termal) disebut neutron termal. Energi neutron termal dalam reaktor nuklir umumnya sekitar 0,025 hingga 0,07 eV.

Zat yang mengandung nuklida fisil yang digunakan dalam reaktor nuklir disebut bahan bakar. Disini perilaku neutron dalam reaktor nuklir akan dijelaskan dengan menggunakan reaktor nuklir (light water reactor) yang menggunakan air ringan (air biasa) sebagai moderator sebagai pendingin sebagai modelnya.

Bahan bakar reaktor air ringan ^{hanya mengandung sekitar 2 sampai 3% dari 2 3 5} U, dan sisanya sekitar 97 sampai 98% adalah uranium 238 ^{2 3 8} U. Saat ini ^{2 3 8} U menyerap neutron yang melambat dan neutron termal dengan rendah energi, itu menjadi ^{2 3 9} U dan hanya memancarkan sinar-, tetapi ketika ia menyerap neutron yang cepat, ia hanya memancarkan sinar-. Menyebabkan fisi nuklir. ^Karena beberapa neutron cepat yang dihasilkan oleh fisi ^{2 3 5 U dapat menyebabkan fisi 2 3 8} U, jumlah neutron yang melambat meningkat 1,05-1,2 kali lipat (koefisien ini disebut koefisien fisi cepat). (Diwakili oleh ε). ^{Penampang absorpsi neutron 2 3 8} U untuk neutron yang diperlambat membutuhkan nilai yang besar untuk neutron dari berbagai energi karena adanya reaksi resonansi. Di sisi lain, ^{penampang absorpsi 2 3 5} U sangat besar untuk neutron termal, tetapi kecil untuk neutron cepat dan neutron yang diperlambat. Oleh karena itu, dalam reaktor ke ^{2 3 5} uranium alam yang tidak hanya mengandung 0,7% U a dan bahan bakar, hilang diserap menjadi ^{2 3 8} U sebelum neutron yang dibangkitkan oleh fisi nuklir menyebabkan fisi ^{2 3 5} U Cenderung sulit untuk dilakukan. reaksi berantai terjadi.

Ada dua cara untuk mengatasi kesulitan ini. Salah satunya adalah meningkatkan (memusatkan) proporsi ^{2 3 5 U dalam uranium bahan bakar.} Ini karena jumlah neutron fisi yang dihasilkan per neutron termal yang diserap oleh bahan bakar meningkat. Dalam reaktor air ringan Pengayaan uranium Digunakan di pabrik dengan ^{konsentrasi 2 3 5} U meningkat menjadi 2-4%. Reaktor riset mungkin menggunakan konsentrasi uranium yang lebih tinggi. Cara lain adalah dengan tidak mencampur bahan bakar dan moderator secara seragam, tetapi mengelilingi bahan bakar dengan moderator dengan ketebalan tertentu agar dapat ditangkap oleh ^{2 3 8 U dalam bahan bakar selama perlambatan.} Untuk mengurangi seks. Dengan cara ini, probabilitas p untuk lolos dari absorpsi resonansi selama perlambatan dapat ditingkatkan menjadi sekitar 0,8 hingga 0,9.

Karena bagian dari reaktor tempat bahan bakar dan moderator berada (inti) memiliki ukuran yang terbatas, neutron bocor dari permukaan inti. Umumnya, semakin besar benda, semakin kecil luas permukaan untuk volumenya, sehingga kemungkinan kebocoran neutron semakin kecil. Selain itu, jika inti dikelilingi oleh zat dengan penampang tangkapan neutron kecil dan penampang hamburan besar, beberapa neutron yang bocor dapat dikembalikan ke inti dengan hamburan. Zat yang ditempatkan untuk tujuan ini disebut reflektor.

Seperti disebutkan di atas, neutron berulang kali bertabrakan dengan inti dan diserap oleh inti atau bocor keluar sistem. Probabilitas bahwa neutron tidak bocor selama perlambatan adalah P _f , probabilitas bahwa neutron tidak bocor setelah menjadi neutron termal adalah P _t , dan rasio neutron termal yang diserap oleh inti atom yang diserap oleh bahan bakar (disebut laju pemanfaatan neutron termal) . Jika) adalah f , probabilitas satu neutron yang dibangkitkan oleh fisi nuklir akan diserap oleh bahan bakar adalah ε pf ( P _f P _t ). Ketika bahan bakar menyerap neutron termal, itu mungkin atau mungkin tidak menyebabkan fisi (dalam reaksi penangkapan). Jumlah neutron fisi yang dihasilkan per neutron termal yang diserap oleh bahan bakar disebut laju regenerasi dan dinyatakan dengan η. Satu neutron yang dihasilkan oleh penyebab fisi (εη pf ) ( P _f P _t ) dari fisi generasi kedua. Neutron akan dihasilkan (gambar) 1 ). Di sini, jika k _{e f f} = (εη pf ) ( P _f P _t ), jumlah neutron ketika k _{e f f} > 1, dan oleh karena itu jumlah fisi, dikalikan dengan k _{e f f untuk setiap generasi, itu adalah,} Ia meningkat secara eksponensial dengan waktu, sedangkan ketika k _{e f f} <1, jumlah neutron menurun dengan setiap generasi. Dan hanya jika k _{e f f} = 1, jumlah neutron, dan oleh karena itu, jumlah fisi per satuan waktu, tidak berubah dari generasi ke generasi. Keadaan ini disebut kekritisan. Ketika k _{e f f>} 1, hal itu disebut subkritis atau superkritis, dan ketika k _{e f f} <1, itu disebut subkritis atau kurang kritis. Dengan cara ini, k _{e f f} adalah indeks dasar yang mengatur karakteristik reaksi berantai dalam agregat mengandung fisil bahan (disebut sistem neutron multiplikasi), seperti inti reaktor nuklir, dan disebut faktor multiplikasi efektif . Sebaliknya, jika agregat ini memiliki luas tak hingga, neutron tidak bisa bocor dan P _f P _t = 1, jadi indeksnya adalah εη pf = k ∞. k ∞ disebut faktor perkalian tak hingga, dan persamaan ini disebut rumus empat faktor.

Dari uraian di atas, terlihat bahwa agar sistem perkalian neutron seperti inti menjadi kritis, diperlukan ukuran tertentu yang ditentukan oleh komposisinya. Ukuran ini disebut dimensi kritis, dan jumlah bahan bakar yang terkandung di dalamnya disebut massa kritis. Massa kritis terkait dengan komposisi bahan bakar, bentuk inti, moderator, jenis reflektor, dll. (Gbr.) 2 ).

Energi fisi

Sebagian besar energi yang dihasilkan oleh fisi (sekitar 167 MeV) muncul sebagai energi kinetik dari potongan fisi, tetapi potongan fisi bertabrakan dengan atom sekitarnya segera setelah pembangkitan, kehilangan energinya, dan memanaskan zat di sekitarnya. Oleh karena itu, dapat dianggap bahwa semua energi sekitar 167 MeV per fisi diubah menjadi energi panas pada titik terjadinya fisi. Neutron dan sinar-yang dipancarkan selama fisi juga memiliki bagian dari energi fisi, sekitar 5 MeV untuk yang pertama dan 4,6 MeV untuk yang terakhir. Ini juga menjadi energi panas sebagai hasil interaksi dengan zat di sekitarnya. Selain itu, produk fisi umumnya bersifat radioaktif dan terus memancarkan sinar β dan sinar untuk waktu yang lama. Energi total sinar-β sekitar 7 MeV, yang sebagian besar berada dalam bahan bakar, dan energi total yang dipancarkan sinar-adalah 6 MeV, yang menjadi panas tidak hanya pada bahan bakar tetapi juga pada moderator dan pendingin. Panas ini terus dihasilkan bahkan jika reaktor menjadi subkritis setelah penghentian dan tidak ada fisi yang terjadi. Oleh karena itu, perlu dilakukan pendinginan bahan bakar bahkan setelah reaktor dimatikan. Tabel merangkum hal di atas 1 Aku s. Neutrino dalam tabel dihasilkan dengan sinar β, tetapi energinya tidak dapat digunakan di reaktor nuklir karena mereka memiliki sedikit interaksi dengan materi. Di sisi lain, meskipun tidak termasuk dalam tabel ini, panas yang dihasilkan oleh sinar dan sinar β yang dipancarkan oleh bahan struktural yang diaktivasi oleh neutron juga sekitar 10 MeV. Dari uraian di atas, dapat dipertimbangkan energi reaktor sekitar 200MeV per fisi yang terjadi, oleh karena itu untuk mendapatkan keluaran 1W per detik dibutuhkan 3,1 × 10 ^{1 0} atau fisi. ^{Dari 2 3 5} U yang telah menyerap neutron, 84% menjalani fisi nuklir, jadi jika 1000 kW panas terus menerus dibangkitkan oleh fisi nuklir selama satu hari, sekitar 1,3 g ^{2 3 5} U akan hilang.

Konfigurasi reaktor

Tempat terjadinya reaksi berantai fisi nuklir dalam reaktor nuklir disebut inti. Inti terdiri dari bahan bakar, pendingin, moderator, bahan kontrol, dan bahan struktur yang menghubungkannya. Umumnya, bahan bakar berbentuk batang, dan beberapa bahan bakar dirangkai menjadi struktur yang disebut rakitan bahan bakar (atau rakitan bahan bakar). Inti terdiri dari rakitan bahan bakar ini. Panas yang dihasilkan dalam bahan bakar dilakukan oleh pendingin. Pendingin mengalir di antara batang bahan bakar di unit bahan bakar. Kondisi yang diperlukan untuk pendingin adalah ia memiliki kapasitas transpor panas yang besar, penampang absorpsi neutron yang kecil, dan tidak terurai atau menghasilkan zat radioaktif akibat radiasi seperti neutron. Dalam reaktor nuklir yang menggunakan energi panas, semakin tinggi suhu pendingin yang meninggalkan reaktor, semakin tinggi efisiensi termal yang diinginkan. Air ringan (air biasa), air berat, gas, dan logam cair digunakan sebagai pendingin. Secara khusus, air ringan memiliki kelemahan karena proton, yang merupakan salah satu unsur penyusun hidrogen, merupakan inti hidrogen, yang menyerap neutron dan menjadi deuteron, serta memancarkan sinar-. Ini paling sering digunakan karena murah dan murah. Sebaliknya, air berat memiliki karakteristik yang sangat baik yaitu penampang serapan neutron kecil karena inti atom (deuteron) deuterium D, yang merupakan unsur penyusun air berat, sulit menyerap neutron.

Kondisi yang diperlukan untuk moderator adalah penampang absorpsi neutron kecil, penampang hamburan besar, dan seperti pendingin, tidak mudah diubah oleh radiasi seperti neutron. Lebih lanjut, secara umum, semakin dekat massa inti yang bertabrakan dengan neutron dengan massa neutron, semakin besar laju penurunan energi kinetik dari neutron akibat hamburan, sehingga cenderung menjadi termal. neutron setelah sejumlah kecil hamburan. Oleh karena itu, diperlukan moderator yang terdiri dari unsur-unsur dengan nomor massa kecil, dan karbon, air ringan, air berat, berilium, dll. Digunakan. Ada dua jenis konfigurasi teras: jenis homogen di mana bahan bahan bakar nuklir dan bahan moderator dicampur dan diintegrasikan, dan jenis non-homogen di mana bahan bakar cukup besar terdapat di moderator. Reflektor neutron biasanya ditempatkan di sekitar inti untuk mengembalikan neutron yang bocor dari pusat menuju inti.

Bahan kendali adalah zat untuk mengendalikan faktor perkalian efektif dengan mengubah kemungkinan terserapnya neutron oleh bahan bakar, dan digunakan zat penyerap neutron. Sebagai penyerap neutron, digunakan suatu zat yang memiliki penampang serapan neutron yang besar. Penggunaan khusus termasuk ketika produk berbentuk batang atau pelat diambil masuk dan keluar dari inti (ini umumnya disebut batang kendali), dan bila digunakan dengan melarutkannya dalam pendingin (umumnya disebut racun cair). Ada. Kadmium, boron, hafnium, dll digunakan sebagai zat. Bahan bakar itu sendiri atau reflektor dapat digunakan untuk mengontrol reaktor.

Di inti, sinar-, sinar neutron, dll. Dihasilkan bersama dengan reaksi fisi, dan produk fisi radioaktif juga dihasilkan. Oleh karena itu, perlu dipikirkan cara-cara untuk mencegah kebocoran tersebut keluar dari reaktor. Bahan bakar ditempatkan dalam polong logam seperti aluminium, baja tahan karat atau zirkonium (paduan zirkonium) untuk mencegah produk fisi yang dihasilkan dalam bahan bakar bocor ke pendingin. Polong ini disebut pelapis. Inti kemudian adalah logam, biasanya disebut bejana reaktor, untuk menahan pendingin yang mendinginkan inti sehingga jika lapisan bahan bakar pecah dan produk fisi bocor ke pendingin, mereka tidak bocor ke luar. Itu dipasang dalam wadah (terbuat dari baja karbon atau baja tahan karat). Bejana reaktor diisi dengan pendingin, dan pelindung yang disebut pelindung panas ditempatkan di antara bejana reaktor dan inti untuk mencegah kerusakan bahan bejana karena neutron dan pembentukan panas yang berlebihan akibat sinar gamma. Sebuah pelindung beton dipasang di bagian luar bejana reaktor. Ini disebut bioshielding karena dipasang untuk mencegah orang di luarnya terkena radiasi yang berlebihan.

Pendingin umumnya digerakkan oleh pompa yang ditempatkan di dalam atau di luar bejana reaktor, dan melewati inti menjadi panas atau uap, keluar dari inti, dan mengirimkan panas ke sistem pemanfaatan. Produk fisi akan tercampur dalam pendingin jika lapisan bahan bakar rusak. Itu sendiri juga diaktifkan oleh neutron di inti. Untuk alasan ini, pendingin yang melewati inti mungkin tidak langsung diarahkan ke sistem pemanfaatan panas, tetapi panas dapat ditransfer ke pendingin lain oleh penukar panas dan dikembalikan ke inti lagi. Dalam hal ini, pendingin yang melewati inti disebut pendingin primer, dan pendingin yang mentransfer panas melalui penukar panas disebut pendingin sekunder. Ketika air di pendingin sekunder menghasilkan uap dalam penukar panas, penukar panas ini secara khusus disebut generator uap. Menempatkan perangkat yang menangkap bahan radioaktif dalam sistem sirkulasi pendingin yang melewati inti efektif dalam mengurangi paparan karyawan selama pemeliharaan dan inspeksi sistem pendingin reaktor dan sistem pendingin primer. Jika pendinginnya adalah air, perangkat pemurnian desalinasi menggunakan resin penukar ion atau sejenisnya biasanya digunakan. Selanjutnya, bejana reaktor dan bagian utama dari sistem pendingin primer harus ditempatkan dalam wadah kedap udara sehingga sejumlah besar bahan radioaktif tidak akan terlepas ke lingkungan jika sistem pendingin primer rusak. Wadah ini disebut bejana penahanan. Di atas diilustrasikan pada gambar 3 menjadi seperti itu.

Jenis reaktor

Reaktor dapat dirancang dengan berbagai cara tergantung pada desain inti, pemilihan bahan yang akan digunakan, tujuan penggunaan, dll., Dan oleh karena itu berbagai jenis juga tersedia.

Dalam hal desain inti, ada pilihan antara neutron termal, yang utamanya menyebabkan fisi nuklir, neutron berkecepatan menengah yang telah melambat sampai batas tertentu, atau neutron cepat yang hampir tidak melambat. , Reaktor kecepatan sedang (neutron), dan cepat (neutron) diklasifikasikan. Moderator diperlukan dalam reaktor kecepatan sedang dan reaktor neutron termal. Di dalam inti, beberapa neutron ditangkap oleh ^{2 3 8} U, thorium ^{2 2 3 2 Th, dll.} Ketika inti ini menangkap neutron

^{2 3 8} U ＋ n─ → ^{2 3 9} U ＋ γ

^{2 3 9} U─ → ^{2 3 9} Np + β (waktu paruh 23,5 menit)

^{2 3 9} Np─ → ^{2 3 9} Pu + β (waktu paruh 2,35 hari)

^{2 3 2} Th ＋ n─ → ^{2 3 3} Th ＋ γ

^{2 3 3} Th─ → ^{2 3 3} Pa + β (waktu paruh 22,2 menit)

^{2 3 3} Pa─ → ^{2 3 3} U + β (waktu paruh 27 hari)

Setelah dua peluruhan β, ^{ia berubah menjadi bahan fisil seperti 2 3 9} Pu dan ^{2 3 3} U (di mana n adalah neutron, γ adalah sinar γ, dan β adalah sinar β). Fenomena ini disebut konversi, dan jumlah atom fisil yang dihasilkan selama fisi satu atom fisil disebut laju konversi. Ketika laju konversi lebih besar dari 1, jumlah bahan fisil meningkat di teras sesuai dengan operasi reaktor, sehingga disebut laju pertumbuhan daripada laju konversi. Reaktor dengan laju konversi besar (biasanya target 0,7 atau lebih tinggi) disebut reaktor konversi, dan reaktor dengan desain lebih besar dari 1 disebut reaktor breeder. Di sisi lain, reaktor nuklir yang menggunakan bahan fisil yang diperoleh dengan cara ini sebagai bahan bakar disebut reaktor pembakaran khusus.

Klasifikasi berdasarkan bahan yang digunakan juga umum. Reaktor uranium alam dan reaktor uranium yang diperkaya diklasifikasikan berdasarkan bahan bakar, tungku grafit, reaktor air berat, reaktor air ringan, reaktor berylium diklasifikasikan oleh moderator, dan reaktor berpendingin gas, reaktor berpendingin air, reaktor berpendingin natrium, dll. Diklasifikasikan dengan pendingin. disana. Deselerasi air ringan Reaktor air ringan sering disebut reaktor air ringan, yang meliputi reaktor air bertekanan yang memperoleh air bersuhu tinggi sekaligus menekan pendidihan dengan memberikan tekanan pada air pendingin, dan pendidihan yang memungkinkan pendidihan di inti untuk mengeluarkan uap dari bejana reaktor . Ada tipe berpendingin air.

Selanjutnya, dalam hal struktur inti, selain tipe terpisah di mana hanya inti yang ditempatkan di bejana reaktor, teras berada di genangan air dengan permukaan bebas, dan air ini berfungsi ganda sebagai pendingin dan perisai biologis. . Tipe kolam renang, tipe terintegrasi dengan sistem pendingin primer dan penukar kalor di dalam bejana reaktor, atau masing-masing rakitan bahan bakar berada dalam satu pipa dengan pendingin, dan pipa ini berisi moderator Ada tipe tabung bertekanan yang menembus wadah.

Reaktor juga dapat diklasifikasikan menurut tujuan penggunaannya. Secara garis besar, ada yang menggunakan radiasi, terutama neutron, dan ada yang menggunakan panas. Yang pertama mencakup reaktor riset, reaktor uji material, reaktor medis, dll., Dan yang terakhir mencakup reaktor pembangkit listrik dan reaktor sumber panas proses yang digunakan untuk pemanasan distrik dan keperluan desalting air laut.

Pabrik reaktor

Peralatan yang membentuk reaktor nuklir berbeda-beda tergantung pada jenis reaktornya. Di sini, reaktor tenaga nuklir akan dijelaskan terutama.

Konfigurasi sistem pendingin inti dan utama

Inti umumnya terdiri dari rakitan bahan bakar, moderator, dan pendingin.

(1) Reaktor air ringan Pada reaktor air ringan, pendingin juga berfungsi sebagai moderator, dan terdapat reaktor air mendidih dan reaktor air bertekanan. Karena reaktor air ringan menggunakan air yang telah digunakan secara luas dalam industri umum, pengembangan teknologi yang kurang diperlukan untuk penggunaan praktis, dan penggunaan praktis dipromosikan di Amerika Serikat pada tahun 1960-an.Pada tahun 1996, sekitar 300 unit digunakan di seluruh dunia, terhitung 80% dari fasilitas pembangkit tenaga nuklir. Ketika reaktor air ringan yang disebut VVER buatan Rusia ditambahkan ke dalamnya, mencapai sekitar 90%. Kerugian dari jenis tungku ini adalah bahwa sistem pendingin primer memiliki tekanan tinggi dan efisiensi termalnya buruk bahkan jika tekanan melebihi 100 atm.

(A) Boiling water reactor (BWR) Ini adalah jenis reaktor yang menggunakan pendingin dengan cara merebusnya di dalam reaktor dan mengirimkan uapnya langsung ke generator turbin. Pendingin, yang juga berfungsi sebagai moderator, adalah air dengan suhu sekitar 278 ° C bertekanan hingga sekitar 70 atm, yang mendidih saat melewati antara batang bahan bakar di inti, dan sebagian menjadi uap dan air udara di bagian atas inti. Ini dipisahkan menjadi uap dan air melalui pemisah, dan uap selanjutnya dilewatkan melalui pengering uap untuk meninggalkan inti reaktor dan dikirim ke turbin uap (Gbr.). 5-a ). Di sisi lain, air yang dipisahkan dicampur dengan resapan air di sekitar inti dan dikirim kembali ke inti. Uap yang telah melewati turbin dikembalikan ke air oleh kondensor, dikirim ke bejana reaktor oleh pompa pemasok air, dicampur dengan air reaktor oleh pompa jet, dan dikirim ke inti. Batang bahan bakar adalah massa uranium dioksida konsentrasi rendah (sekitar 3%) (disebut pelet) dengan diameter sekitar 1,1 cm dan panjang sekitar 1 cm yang dikemas dalam tabung kelongsong yang terbuat dari Zirkaloy-2. Perakitan bahan bakar terdiri dari 63 batang bahan bakar dan satu batang berisi air, yang totalnya 64 batang yang disusun dalam grid 8x8 dan ditempatkan di kotak saluran Zirkaloy-4. 5-b Ini memiliki struktur. Dalam reaktor nuklir dengan kapasitas pembangkit listrik 1 juta kW, 764 badan dikumpulkan untuk membentuk inti. Ukuran inti sekitar 4,5 m (bagian penghasil panas 3,7 m), diameter sekitar 4,75 m, dan berat total bahan bakar sekitar 140 ton. Batang kendali memiliki bentuk melintang yang melewati persimpangan antara empat perangkat bahan bakar, dan bilahnya mengandung bubuk boron karbida. 185 di antaranya disiapkan dan digerakkan dari bawah dengan mekanisme penggerak batang kendali yang disediakan di bawah bejana reaktor. Bejana reaktor memiliki tekanan desain 88 atm dan suhu desain 302 ° C.

(B) Reaktor Air Bertekanan (PWR) Reaktor air bertekanan dirancang sedemikian rupa sehingga tekanan pendingin, air ringan, sekitar 157 atm, dan memasuki inti dari bawah pada suhu 289 ° C dan keluar dari inti. pada 325 ° C. Air ini melewati tabung tipis berbentuk U terbalik di dalam generator uap di luar bejana reaktor untuk memanaskan dan mendidihkan air pendingin sekunder di luar, dan kemudian dikirim ke bejana reaktor lagi (Gbr. ). 4-a ). Pendingin sekunder menjadi uap jenuh atau super panas pada sekitar 80 atm dan dikirim ke turbin uap. PWR yang memiliki kapasitas pembangkit 1 juta kW ini memiliki diameter pellet bahan bakar 8,2 mm yang sedikit lebih kecil dibandingkan dengan BWR. Rakitan bahan bakar terdiri dari sekitar 200 batang bahan bakar dan sedikit kurang dari 20 pipa pemandu (bidal) yang terhubung ke cluster batang kendali, dan ini disusun dalam kisi persegi 14 × 14, 15 × 15, atau 17 × 17. (Angka 4-d ). Inti terdiri dari 193 bahan bakar, memiliki diameter sekitar 3,4 m, dan berat total uranium dioksida yang dimuat sekitar 89 ton. Batang kendali adalah sistem di mana batang yang diisi dengan paduan perak-indium-kadmium dimasukkan ke dalam setiap tabung pemandu dari atas, dan sekitar 20 batang yang masuk ke satu unit bahan bakar dihubungkan ke satu perangkat penggerak cluster batang kendali. Ada 61 set ini di inti (Gbr.) 4-b ). Karakteristik peralatan PWR adalah pressurizer dan pembangkit uap. Pressurizer adalah alat yang mengatur tekanan sistem pendingin primer. Ketika tekanan sistem turun, air di dalam dipanaskan oleh panas listrik untuk meningkatkan uap dan meningkatkan tekanan, dan ketika tekanan naik terlalu tinggi, air dingin disemprotkan ke uap di dalam. Untuk memadatkan dan mengurangi tekanan. Jika tekanan di sistem pendingin primer tiba-tiba naik dan melebihi kapasitas kontrol air dingin, katup pelepas dan katup pengaman yang disediakan di sini akan terbuka (Gbr.). 6 ). Di sisi lain, pembangkit uap ditunjukkan pada gambar. 4-c Ini secara kasar dibagi menjadi jenis di mana air pendingin primer suhu tinggi mengalir melalui pipa berbentuk U terbalik untuk memanaskan air di sekitarnya, dan jenis di mana air pendingin primer suhu tinggi mengalir melalui pipa lurus. Yang pertama memiliki lebih banyak contoh penggunaan. Bagaimanapun, karena jumlah tabung perpindahan panas sebanyak sekitar 10.000 atau lebih, dan karena retak korosi tegangan dapat menyebabkan retakan pada tabung perpindahan panas selama penggunaan karena kesalahan manufaktur atau kesalahan manajemen kualitas air, pembuatan, inspeksi, dan inspeksi, Pertimbangan khusus diperlukan untuk manajemen. Tekanan desain dan suhu bejana reaktor adalah 175 atm dan 343 ° C.

(2) Reaktor air berat Ini adalah reaktor yang menggunakan air berat dengan penampang serapan neutron kecil sebagai moderator (atau sebagai pendingin dalam beberapa kasus) sebagai pengganti air ringan. Oleh karena itu, uranium alami dapat digunakan sebagai bahan bakar, tetapi air yang berat mahal harganya dan memiliki kelemahan yaitu mudah menyerap neutron dan menjadi tritium. Pada reaktor tipe tabung bertekanan buatan Kanada yang telah banyak digunakan, badan reaktor memiliki banyak pipa yang menembus sebuah wadah (tangki calandria) yang berisi air berat sebagai moderator, dan air ringan bertekanan tinggi atau air deras melewatinya. wadah ini. Strukturnya sedemikian rupa sehingga pendingin mengalir. Tabung ini disebut tabung tekanan. Tabung tekanan ini berisi 28 atau 37 batang bahan bakar dengan diameter sekitar 16 mm dan panjang 4,5 m. Reaktor air berat juga memiliki desain di mana pendingin yang mengalir melalui pipa ini direbus seperti BWR, dan desain di mana pendingin sekunder direbus dengan generator uap yang dipasang secara terpisah tanpa mendidih seperti PWR (Gbr.). ..

(3) Reaktor berpendingin natrium Dahulu telah dicoba untuk menggunakan natrium cair sebagai pendingin untuk reaktor neutron termal yang menggunakan grafit sebagai moderator, tetapi sekarang hanya digunakan sebagai pendingin untuk reaktor fast breeder. Reaktor cepat tidak membutuhkan moderator, jadi moderator dengan moderator besar, seperti air ringan, tidak bisa digunakan sebagai pendingin. Selain itu, untuk meningkatkan laju pertumbuhan, penting untuk mengurangi rasio volume pendingin dalam inti untuk meningkatkan ekonomi neutron, dan untuk tujuan ini digunakan natrium cair dengan konduktivitas termal dan kapasitas pengangkutan panas yang tinggi. disana. Natrium cair memiliki aktivitas kimia yang kuat dan dapat menyala atau meledak jika terkena udara atau air, jadi penanganannya harus dilakukan dengan hati-hati, tetapi karena titik didih pada tekanan normal 880 ° C, tidak perlu diberi tekanan. Efisiensi termal tinggi dapat dicapai dengan mudah karena suhu tinggi dapat diperoleh dan uap air berkualitas baik dapat diperoleh.

Struktur di dalam bejana reaktor reaktor cepat berpendingin natrium sama seperti sebelumnya, tetapi inti terdiri dari rakitan bahan bakar, tetapi selubung bahan bakar terbuat dari baja tahan karat, dan pelet bahan bakar yang terkandung di dalamnya rusak. Ini terbuat dari campuran oksida uranium yang dicampur dengan sekitar 20% fisil plutonium, dan diameter batang bahan bakar setipis sekitar 8 mm. Ada fitur di tempat di mana itu terkandung. Natrium memasuki perakitan bahan bakar dari bawah inti pada sekitar 380 ° C dan keluar pada sekitar 550 ° C. Natrium yang telah meninggalkan inti diaktifkan oleh iradiasi neutron. Saat ini, natrium ini dikirim ke penukar panas perantara alih-alih ke pembangkit uap, di mana ia memanaskan natrium lain (natrium sekunder) dan kembali ke inti. Natrium sekunder dikirim ke pembangkit uap untuk menghasilkan uap. Sebagai batang kendali, _{batang yang diisi dengan} butir B 4 C digunakan (Gbr.).

(4) Reaktor berpendingin gas Ada dua jenis reaktor berpendingin gas, satu yang menggunakan karbon dioksida sebagai pendingin dan yang lainnya menggunakan helium. Yang pertama termasuk jenis perlambatan grafit Calder Hall dan versi perbaikannya, AGR, dan perlambatan air berat yang dikembangkan di Prancis. Dari jumlah tersebut, AGR, yang masih menjadi operasi utama di Inggris, terbuat dari baja 20Cr-25Ni-Nb dengan menumpuk balok grafit, yang merupakan moderator, dan menempatkan pelet oksida uranium yang diperkaya secara halus di dalam lubang yang dibuka secara teratur. di blok. Inti terdiri dari elemen bahan bakar yang terdiri dari batang bahan bakar yang ditempatkan di tabung kelongsong. Gas karbon dioksida, yang merupakan pendingin, memasuki inti pada suhu sekitar 300 ° C, keluar di dalam dan di luar 650 ° C, dan dikirim ke pembangkit uap.

Di sisi lain, dalam reaktor nuklir yang menggunakan gas helium sebagai pendingin, partikel (partikel bersalut) di mana karbida uranium dan torium berlapis ganda atau tiga lapis dengan grafit terkandung dalam grafit tanpa menggunakan bahan bakar yang dilapisi logam. Sejumlah besar kolom heksagonal (juga disebut grafit) dikumpulkan menjadi inti untuk membentuk inti, dan pendingin dituangkan melalui sejumlah besar lubang yang dibuat di kolom. Di tungku Fort St. Vrain yang dibangun di Amerika Serikat, suhu saluran masuk pendingin 338 ° C, suhu saluran keluar 761 ° C, dan tekanan sekitar 50 atm. Reaktor semacam itu disebut HTGR. Selain metode yang menggunakan elemen bahan bakar kolom prisma yang dijelaskan di atas untuk inti HTGR, sejumlah besar partikel berlapis grafit yang disebutkan di atas dibentuk menjadi bola dengan diameter sekitar 5 cm dengan grafit ditempatkan dalam wadah grafit. untuk membentuk inti. Ada juga sistem tempat tidur kerikil. Pendingin mengalir melalui celah di bidang ini. Suatu metode juga sedang dipertimbangkan dimana cairan pendingin yang dikeluarkan dari inti HTGR dikirim langsung ke pembangkit uap, turbin gas diputar dan kemudian dikirim ke pembangkit uap, atau digunakan sebagai sumber panas untuk proses industri. .
[Klasifikasi reaktor nuklir]

[Klasifikasi berdasarkan neutron yang terutama menyebabkan fisi nuklir] [Klasifikasi menurut moderator dan penempatan bahan bakar] [Klasifikasi berdasarkan tingkat konversi dan tingkat proliferasi] [Klasifikasi berdasarkan bahan bakar dan pendingin] [Klasifikasi berdasarkan struktur] [Klasifikasi berdasarkan tujuan penggunaan] Shunsuke Kondo

Sistem pendingin saat reaktor dimatikan

Segera setelah reaktor dimatikan, bahan bakar di dalam reaktor lebih tinggi dari titik leleh bahan pelapis, jadi jika pendinginan tidak mencukupi, panas yang ditahan oleh reaktor akan dipindahkan ke bahan pelapis, sehingga menyebabkan kerusakan pada lapisan. Selanjutnya, karena pembangkitan panas berlanjut karena peluruhan produk fisi yang terakumulasi dalam bahan bakar, maka perlu dilakukan pendinginan (penghilangan panas peluruhan) yang sepadan dengan itu untuk menjaga kesehatannya dalam jangka waktu yang lama. Sistem yang dipasang di reaktor untuk tujuan ini disebut sistem pendingin shutdown atau sistem pembuangan panas peluruhan.

Peralatan pengelolaan air reaktor

Pengelolaan air di reaktor air ringan dibagi menjadi pengelolaan air baku, pemurnian air pendingin reaktor, dan pengolahan limbah cair. Dari jumlah tersebut, pemurnian air pendingin dilakukan oleh perangkat pemurnian air reaktor di BWR. Hal ini mencegah (1) kerusakan koefisien perpindahan panas pada permukaan batang bahan bakar karena adhesi kotoran dalam air reaktor ke permukaan perpindahan panas, dan (2) aktivasi produk korosi dan kotoran lain dalam air reaktor. , Sinar-dan sinar-β dicegah menjadi sumber sekunder, dan air reaktor disaring dan ditukar ion untuk menjaga kualitas air. Ini disebut perangkat pemurnian desalinasi. Peralatan yang sesuai di PWR adalah peralatan kimia dan kontrol volume. Peralatan ini tidak hanya menghilangkan produk korosi pada pendingin, tetapi juga mengisi kembali sistem pendingin primer dengan pendingin, menyesuaikan konsentrasi asam borat dalam pendingin sebagai penyerap neutron, dan menyegel pompa pendingin utama. Ini memiliki fungsi seperti penyediaan air sealant poros. Pada sistem sekunder PWR, hidrazin diinjeksikan untuk mengontrol konsentrasi oksigen untuk mencegah retak korosi tegangan pada kapiler pembangkit uap.

Sistem pengolahan limbah

Sejumlah kecil produk fisi yang keluar dari fasilitas reaktor ke lingkungan melalui pipa dan peralatan. Ini disebut limbah radioaktif gas, cair, atau padat. Selain gas langka radioaktif seperti kripton dan xenon, limbah gas termasuk gas seperti yodium dan tritium, serta partikel halus seperti kromium, mangan, dan kobalt. Dalam kasus BWR, jalur emisi utama adalah gas buang dari ekstraktor udara kondensor dan atmosfer bejana penahanan dan bangunan. Karena gas buang ini mengandung hidrogen dan oksigen yang dihasilkan oleh radiolisis air, ia digabungkan kembali, dikompresi dan disimpan dalam tangki atenuasi, dan setelah radioaktivitas dilemahkan, ia dilepaskan ke atmosfer melalui filter. Dalam kasus PWR, gas buang yang dihasilkan dalam proses pemurnian gas bengkok dari berbagai tangki pendingin terutama terdiri dari nitrogen dan gas pembersih yang terutama terdiri dari hidrogen dari sistem kontrol volume / kimia merupakan komponen utama bersama dengan atmosfer bangunan. Limbah gas dikompresi, disimpan, dilemahkan dalam radioaktivitas, dan kemudian dilepaskan. Limbah cair termasuk saluran pembuangan peralatan (air bocor), drainase lantai, dan limbah cair yang dihasilkan selama regenerasi kondensor yang dipasang untuk tujuan memurnikan pendingin. Pengurasan peralatan digunakan di reaktor setelah penyaringan dan desalinasi. Setelah perawatan filtrasi, floor drain dibuang ke saluran drainase air pendingin kondensor setelah memastikan bahwa tingkat radioaktivitas rendah. Setelah netralisasi, limbah cair yang didaur ulang diuapkan dan dipekatkan jika tingkat radioaktivitasnya tinggi. Selain itu, resin penukar ion bekas, lumpur filter, konsentrat penguapan, dll. Dicampur dengan bahan penyerap air atau bahan pemadat, dan yang dapat dikompresi dan dikurangi volumenya kemudian dikemas dalam drum. Pengurangan volume dengan pembakaran juga efektif, dan akhir-akhir ini, jumlah limbah padat yang dihasilkan telah berkurang secara signifikan dengan mengadopsi metode ini.Pada reaktor cepat dan reaktor gas hampir tidak ada saluran radioaktif, sehingga limbah radioaktif yang dihasilkan sedikit. Untuk pemurnian natrium cair, perangkap dingin yang memanfaatkan fenomena bahwa kotoran dalam cairan mengendap pada suhu rendah atau perangkap panas yang memanfaatkan adhesi kotoran ke permukaan logam suhu tinggi tertentu digunakan. Oleh karena itu, meskipun dihasilkan sebagai limbah padat, tidak sulit untuk menyimpannya dalam volume yang lebih kecil.

Sistem kendali reaktor

Sistem kendali instalasi reaktor nuklir terdiri dari sistem kendali keluaran, sistem instrumentasi neutron, sistem instrumentasi proses, sistem pengukuran radiasi, sistem proteksi keselamatan, sistem diagnosis kelainan, dan lain-lain.

(1) Sistem kendali keluaran Ketika reaktor nuklir dioperasikan, nuklida fisil dapat diproduksi dalam bahan bakar melalui konversi, tetapi dalam desain normal, konsumsi nuklida fisil lebih besar, dan proporsi nuklida fisil menurun seiring waktu. Untuk pergi. Di sisi lain, produk fisi yang menyerap neutron terakumulasi karena jumlah produk fisi yang dihasilkan besar bahkan jika produk fisi tersebut meluruh secara radioaktif. Oleh karena itu, tabung pengganda foto inti yang efektif umumnya berkurang. Dalam reaktor daya, dll., Perlu untuk menambah atau mengurangi faktor perkalian efektif inti sesuai dengan permintaan untuk keluaran. Pada saat itu densitas bahan bakar dan moderator berubah karena perubahan temperatur teras, dan ukuran efektif penampang absorpsi juga berubah karena efek Doppler, sehingga faktor perkalian efektif juga berhubungan dengan temperatur teras. Oleh karena itu, untuk mengontrol keluaran, diperlukan alat yang menggerakkan batang kendali masuk dan keluar sambil mengamati perbedaan antara keluaran yang dibutuhkan dan keluaran arus. Ini adalah sistem kontrol keluaran.

Dalam BWR, metode kontrol keluaran menggunakan batang kendali dan metode pengendalian keadaan didih di inti terutama dengan laju aliran resirkulasi dan penyesuaian keluaran dengan efek pada faktor perkalian efektif digunakan bersama-sama. Ketika laju aliran resirkulasi dinaikkan atau diturunkan, volume bagian tempat air pendingin mendidih di teras berubah. Karena jumlah hidrogen sebagai moderator kecil pada bagian didih, keluarannya menurun dengan bertambahnya bagian ini. Metode ini tidak terlalu banyak mengubah distribusi keluaran radial dalam tungku, jadi ini adalah metode kontrol yang lebih disukai dibandingkan dengan sistem batang kendali. Oleh karena itu, metode ini digunakan untuk mengikuti fluktuasi beban di dekat keluaran pengenal, dan sistem batang kendali memiliki perubahan tingkat keluaran yang besar dan perubahan reaktivitas jangka panjang serta keluaran seperti dalam kasus menghidupkan dan menghentikan reaktor. Digunakan untuk mengatur distribusi.

Di sisi lain, dalam PWR, batang kendali adalah pembawa langsung kendali keluaran, dan sehubungan dengan ini, sistem kendali tekanan pressurizer yang mengontrol tekanan dan volume air dari sistem pendingin primer, sistem kendali ketinggian air yang menahan ketinggian air di dalam pembangkit uap, dan Ada sistem kontrol pembuangan uap yang mengontrol uap bypass turbin ketika beban tiba-tiba berubah. Pengoperasiannya menggunakan metode mengubah suhu rata-rata pendingin primer secara sistematis sesuai dengan keluarannya. Diagram diagram sistem untuk mencapai ini 6 Tampil di. Kontrol reaktivitas jangka panjang yang sesuai dengan akumulasi produk fisi dilakukan dengan menyesuaikan konsentrasi asam borat dalam pendingin primer. Biasanya, konsentrasinya sekitar 1000ppm pada inti awal dan sekitar 40ppm pada akhir pembakaran.

(2) Sistem instrumentasi neutron Karena kendali reaktor nuklir terutama dilakukan dengan mengubah jumlah kerapatan neutron, penting untuk mengukur kerapatan jumlah neutron secara akurat. Umumnya, neutron diukur dalam tiga rentang. Kisaran dari 0 keluaran hingga sekitar 1/1000 dari keluaran pengenal disebut daerah aktivasi, dan penghitung fisi atau pencacah proporsional dengan sinyal keluaran berdenyut umumnya digunakan. Di wilayah ini, sumber neutron sering ditempatkan di dalam inti agar jumlah kerapatan neutron tidak jatuh di bawah batas deteksi alat, sehingga disebut juga wilayah sumber neutron. Daerah antara juga disebut daerah periodik reaktor, dan mencakup kisaran dari sekitar 0,01% sampai sekitar 1% dari keluaran pengenal. Ruang ionisasi yang mengkompensasi efek sinar-sering digunakan sebagai alat ukur. Rentang keluaran berada dalam kisaran 1% hingga 100% dari keluaran pengenal, dan biasanya arus keluaran ruang ionisasi diperkuat dan ditampilkan pada pengukur keluaran.

(3) Sistem instrumentasi proses Ini adalah alat untuk mengukur status operasi setiap sistem instalasi, yaitu suhu, tekanan, dan laju aliran, dan mengontrolnya sesuai kebutuhan.

(4) Sistem pengukuran radiasi Perangkat ini mengukur konsentrasi dan laju dosis zat radioaktif di dalam dan di luar pabrik untuk mencegah bahaya radiasi bagi manusia dan memastikan pengoperasian fasilitas pabrik yang aman.

(5) Sistem proteksi keselamatan Ketika dinilai telah terjadi kondisi yang dapat mengganggu keselamatan reaktor berdasarkan sinyal dari alat pengukur neutron atau alat pengukur proses, pemadaman darurat (scram) reaktor atau turbo generator Merupakan alat untuk menghentikan (tripping) reaktor, mencegah kerusakan pada reaktor dan generator turbo, dan mengoperasikan fasilitas keselamatan teknik seperti sistem pendingin teras darurat.

(6) Sistem Diagnosis Abnormalitas Penting untuk mengidentifikasi anomali yang terjadi dengan menganalisis perubahan jumlah berbagai proses dalam reaktor, memberi tahu operator tentang fenomena prekursor, dan membantu operator mengambil keputusan terkait anomali tersebut. Ini adalah perangkat yang menyajikan parameter dan menu tindakan yang akan diambil. Kepentingannya telah diakui secara luas sejak kecelakaan di pembangkit listrik tenaga nuklir Three Mile Island di Amerika Serikat pada tahun 1979, dan telah dikembangkan serta digunakan sebagai sistem diagnosis kondisi tanaman.

Keamanan reaktor

Untuk memastikan keselamatan reaktor, lokasi, struktur, dan peralatan fasilitas tidak menghalangi pencegahan bencana, dan orang yang mengoperasikan fasilitas tersebut memiliki kemampuan teknis yang memadai. ..

(1) Lokasi Fasilitas Terkait dengan lokasi fasilitas, telah terjadi peristiwa alam atau buatan yang mengganggu keselamatan misalnya adanya pabrik yang menangani gempa bumi, tsunami, banjir, dan bahan peledak. Pertama-tama, hal itu dituntut agar tidak terjadi di masa depan. Kedua, dengan tujuan tidak menimbulkan bencana radiasi kepada masyarakat sekitar walaupun terjadi kecelakaan yang serius, jika seseorang berdiam di sana dalam waktu yang lama pada saat terjadinya kecelakaan tersebut, orang tersebut akan mengalami luka radiasi. Wilayah yang mungkin ditentukan untuk melakukannya haruslah "wilayah non-pemukiman" di mana pada prinsipnya masyarakat tidak tinggal. Di sini, kecelakaan serius adalah kecelakaan serius yang dapat terjadi dalam kasus terburuk dari segi teknis dengan mempertimbangkan kejadian di sekitar lokasi, karakteristik reaktor, fasilitas keselamatan dan perlindungan, dan sebagainya. Ketiga, tujuannya agar tidak menimbulkan bencana radiasi yang signifikan kepada masyarakat sekitar sekalipun terjadi kecelakaan maya, dan jika tidak ada tindakan yang diambil dalam kasus kecelakaan ini, maka dapat menimbulkan bencana radiasi yang signifikan bagi masyarakat. Kisaran jarak yang dinilai tidak ada mensyaratkan bahwa jarak tersebut <wilayah populasi rendah> sehingga tindakan yang tepat dapat diambil. Di sini, kecelakaan virtual adalah kecelakaan yang tidak mungkin terjadi dari segi teknis, seperti kecelakaan yang melebihi kecelakaan serius, misalnya beberapa fasilitas perlindungan keselamatan yang diasumsikan berfungsi saat terjadi kecelakaan serius. Kecelakaan ketika diasumsikan tidak berfungsi. Keempat, dalam kasus kecelakaan maya, nilai terintegrasi dari dosis paparan seluruh tubuh harus cukup jauh dari daerah padat penduduk sehingga cukup dapat diterima dari sudut pandang dosis genetik nasional.

(2) Struktur dan peralatan Tabel yang menunjukkan distribusi bahan radioaktif di dalam reaktor 2 Sebagian besar berada di celah (celah) antara bahan bakar itu sendiri dan tabung kelongsong, dan ini tidak dilepaskan kecuali bahan bakar meleleh atau lapisannya rusak, sehingga keluaran bahan bakar yang berlebihan dicegah dan bahan bakar diisi. Diperlukan bahwa pendinginan bahan bakar dapat dipastikan kapan saja dan bahwa gas radioaktif dapat dikurung (disimpan) dengan andal bahkan jika dilepaskan. Masalah terbesar dalam hal mencegah keluaran yang berlebihan adalah apakah reaktor akan meledak seperti bom atom atau tidak, tetapi sebagai hasil dari beberapa percobaan pelarian reaktor, bom tersebut pada awalnya merupakan fenomena alam seperti ekspansi termal. Meskipun perlu dilakukan tindakan khusus untuk menjaga kepadatan tinggi terhadap hal tersebut di atas, ditemukan bahwa ledakan seperti bom nuklir tidak dapat terjadi karena tidak ada mekanisme seperti itu dalam reaktor nuklir. Selain itu, telah dipastikan bahwa kecelakaan akibat kehabisan daya dapat sangat diringankan dengan menanamkan kemampuan pengendalian diri ke inti. Oleh karena itu, kelebihan ini dicapai dengan merancang koefisien umpan balik reaktivitas teras menjadi negatif dan memasang sistem pemadaman darurat reaktor. Dipahami bahwa persyaratan perlindungan daya dapat dipenuhi. Telah disebutkan bahwa peralatan pendingin teras darurat digunakan untuk mengamankan pendinginan bahan bakar jika terjadi kecelakaan, dan bejana penahanan digunakan untuk menyimpan bahan radioaktif.

Untuk menilai bahwa desain peralatan dengan fungsi keselamatan ini sesuai dan dapat diandalkan, pertama-tama pertimbangkan apakah sistem memiliki desain yang sangat andal, kemudian asumsikan terjadi kegagalan pada reaktor dan tanggapi. Dan konfirmasikan bahwa itu dalam kisaran yang diharapkan dengan fungsi keselamatan mereka. Prosedur terakhir disebut analisis kecelakaan, evaluasi kecelakaan, atau evaluasi keselamatan, dan merupakan sarana penting dalam pemeriksaan keselamatan.

Omong-omong, keandalan peralatan keselamatan yang dibangun tergantung pada kualitasnya. Jelas merupakan tanggung jawab pemilik untuk memastikan kualitas, tetapi di Jepang, pemerintah akan terlibat sampai batas tertentu dalam hal ini juga, dan pemerintah akan menyetujui metode desain dan konstruksi. Wajib lulus inspeksi pra-penggunaan, dan pemerintah diwajibkan untuk memeriksa kinerjanya secara teratur saat fasilitas sedang digunakan. Ide ini juga diterapkan pada operator, dan pemerintah pusat telah mengakreditasi kualifikasi operator yang bertanggung jawab langsung.

(3) Pengolahan limbah radioaktif Penanganan limbah radioaktif yang mengatur keamanan reaktor pada waktu yang teratur. Seperti yang telah disebutkan, limbah gas dan limbah cair dengan tingkat radioaktivitas yang sangat rendah cukup dilemahkan dalam semangat "Serendah mungkin dicapai (ALARA)". Dikeluarkan dari. Sebagian dari limbah cair dan limbah padat pada dasarnya dikurangi volumenya, dipekatkan dan dipadatkan. Bahkan jika pelepasan ini dilanjutkan untuk waktu yang lama, perubahan dapat terlihat jika hanya konsentrasi elemen tertentu yang difokuskan. Radiasi lingkungan Itu tidak memberikan variasi level yang signifikan.

Sejumlah besar limbah dihasilkan ketika fasilitas reaktor dihapuskan. Metode dekomisioning reaktor meliputi pembongkaran dan pelepasan, manajemen penyegelan, dan isolasi perisai, yang semuanya secara teknis memungkinkan, tetapi dua yang terakhir ini juga dianggap sebagai langkah perantara untuk pembongkaran dan pelepasan. ， Penerapannya akan diputuskan sehubungan dengan rencana pemanfaatan situs setelah penghapusan. Jika penggunaan tenaga nuklir berkembang dan pembangunan sosial yang berpusat pada pembangkit listrik tenaga nuklir berkembang, maka akan umum untuk terus menggunakan situs tersebut sebagai situs fasilitas nuklir. Pembongkaran dan pemindahan akan dilakukan lebih awal.

Desain reaktor

Pekerjaan desain reaktor dimulai dengan menetapkan tujuan desain. Tujuan ditetapkan untuk keluaran dan kinerjanya (misalnya suhu cairan pendingin), keandalan, kemudahan perawatan, penghematan, keselamatan, dll. Pekerjaan desain reaktor meliputi (1) rancangan nuklir untuk merancang teras yang dapat menghasilkan keluaran yang telah ditentukan dengan tetap menjaga kondisi kritis , desain termal untuk merancang kondisi perpindahan panas aliran untuk mengekstraksi panas dari teras ini, dan bahan bakar dan desain inti yang terdiri dari desain struktural yang memungkinkan material struktural untuk mempertahankan kesehatannya selama masa pakainya meskipun mengalami iradiasi neutron parah dalam kondisi penggunaan, (2) Reaktor bejana dan yang disebut struktur inti di dalamnya Disebut desain peralatan untuk mendesain objek, pompa, penukar panas, pipa dan struktur pendukungnya, dll. (3) Proses seperti inti, sistem transportasi panas, sistem pemurnian cairan pendingin, sistem pendingin tambahan, sistem pengolahan limbah dan peralatannya Desain proses untuk desain, (4) Desain sistem kontrol untuk mendesain kontrol l sistem yang diperlukan untuk mengontrol operasi instalasi, (5) Mempertimbangkan keseluruhan desain dari sudut pandang memastikan keselamatan, terutama mencegah kecelakaan atau nya Ada bidang seperti desain keselamatan yang mendesain fungsi dan keandalan sistem shutdown reaktor, teras darurat sistem pendingin, sistem penahanan, dll., yang merupakan fungsi penting untuk mengurangi efek. Berikut ini, (1), (2) dan (5) akan dijelaskan sebagai yang utama.

Desain inti

Dalam desain teras, pertama-tama tentukan jenis dan konfigurasi reaktor yang akan dirancang dengan mempertimbangkan tujuan penggunaan reaktor. Yaitu, pertama, apakah itu reaktor neutron termal atau reaktor neutron cepat, kedua, jenis bahan bakar (uranium alami, uranium yang diperkaya, plutonium) dan bentuk kimianya (logam, oksida, karbida), dan ketiga, pendingin . Keempat, tentukan jenis bahan pelapis dan bahan struktur yang memiliki koeksistensi yang baik dengan bahan bakar dan pendingin. Setelah menentukan ini, tentukan bentuk dan dimensi komponen inti. Untuk melakukan ini, rancang area perpindahan panas dan laju aliran pendingin yang diperlukan dan memadai untuk keluaran panas, yang merupakan target desain. Dalam hal desain keselamatan, diperlukan untuk mencegah kerusakan bahan bakar selama pengoperasian normal dan dalam kondisi sementara yang disebabkan oleh kegagalan atau malfungsi peralatan. Oleh karena itu, (1) bahan bakar tidak meleleh bahkan sebagian, (2) regangan bahan pelapis tidak melebihi batas kekuatannya, dan (3) fluks panas pada permukaan bahan bakar tidak menjadi berlebihan, terutama pada tungku pendingin cair. Jika Anda memanfaatkan fakta bahwa pendidihan tidak terjadi, atau bahkan jika itu terjadi, itu tergantung pada titik didih lokal, dan bahwa koefisien perpindahan panas meningkat selama pendidihan seperti pada tungku jenis air mendidih, ia akan mendidih jika panas. fluks menjadi terlalu besar. Karena mode bergeser dari titik didih nukleat ke titik didih film dan koefisien perpindahan panas menurun, maka fluks panas tidak boleh melebihi batas ini (fluks panas marginal).

Dengan pemikiran ini, nilai batas q ′ _{m a x} keluaran (kerapatan keluaran linier) per satuan panjang bahan bakar ditetapkan. Dengan bahan bakar oksida, nilainya sekitar 600 W / cm2. Selanjutnya, untuk memenuhi persyaratan bahwa bahan bakar tidak akan rusak walaupun outputnya berlebihan karena kelainan atau kegagalan, F _{HAI V.} = (Keluaran berlebihan / keluaran normal pada saat kelainan / kegagalan) dari desain keselamatan, F inti _N Nilai = (kerapatan keluaran jalur maksimum pada kerapatan keluaran jalur inti / rata-rata) diperoleh dari perhitungan distribusi fluks neutron, dan kerapatan keluaran jalur rata-rata inti q ′ _a pada waktu normal adalah q ′ _a ＝ q ′ _{m a x} / ( F _{HAI V.} F _N ). Di sini F _{HAI V.} Koefisien overpower, F _N Disebut koefisien puncak keluaran.

Selanjutnya, dengan asumsi bahwa panjang bagian penghasil panas dari pin bahan bakar adalah Z (cm) dan keluaran reaktor adalah Q (W), jumlah bahan bakar yang dibutuhkan N dapat dihitung sebagai N = Q / ( q ′ _a Z) . , Jika pin bahan bakar disusun dalam kotak persegi dan jarak bingkai (pitch) P (cm) diberikan, radius inti yang diperlukan R _c dapat dihitung dari π R _c ² = NP ^2. Dalam desain aliran panas, Temperatur keluaran inti dan jumlah uap pendingin yang diharapkan dari sudut pandang efisiensi termal pabrik diperiksa dengan mengubah radius pin bahan bakar γ _{f (cm), sedangkan panas dapat diambil dari bahan bakar seperti yang diharapkan.} Pertimbangkan apakah. Dalam desain nuklir, dengan asumsi bahwa struktur ini berulang tanpa batas waktu dengan pengayaan bahan bakar sebagai parameter untuk pengaturan batang bahan bakar yang ditentukan oleh r _f dan P, persamaan difusi neutron dan persamaan transpor diselesaikan, dan ε, Find P , η, f , k ∞. Secara umum, k ∞ memiliki nilai maksimum untuk nilai tertentu dari rasio volume bahan bakar moderator, sehingga titik desain dipilih sehingga k ∞ menjadi lebih kecil dengan berkurangnya moderator. Dengan demikian, dalam hal yang tidak mungkin terjadi bahwa pendidihan berlangsung terlalu banyak dan jumlah moderator di teras berkurang, k ∞ menjadi kecil, dan dimungkinkan untuk memberikan keamanan inheren bahwa reaktor berjalan ke arah subkritis. .. Selain pertimbangan desain gaya aliran panas dan desain nuklir di atas, pertimbangan efisiensi ekonomi seperti daya pompa pendingin dan biaya pembuatan pin bahan bakar akan ditambahkan untuk menentukan pitch, radius pin bahan bakar, dan pengayaan.

Desain inti batang kendali akan dilakukan pada saat yang bersamaan. Dalam desain batang kendali, (1) bahkan jika satu batang kendali tidak dimasukkan, k _{e f f} <0,99 menjadi subkritis, dan (2) keluaran dinilai dari 0 karena keamanan intrinsik reaktor. Karena reaktivitas menurun drastis ketika reaktor naik, batang kendali harus memiliki marjin reaktivitas yang cukup untuk mengkompensasi penurunan reaktivitas (keluaran override) yang menyertai peningkatan daya ini, dan (3) pembangkitan fisi nuklir ketika operasi reaktor dilanjutkan. Ketika zat terakumulasi, jumlah zat yang dapat fisi menurun, dan oleh karena itu reaktivitasnya menurun. Oleh karena itu, untuk melanjutkan operasi untuk jangka waktu yang telah ditentukan, diperlukan margin reaktivitas yang dapat mengkompensasi penurunan reaktivitas ini. Untuk. Ini membutuhkan batang kendali yang jauh lebih banyak daripada yang dibutuhkan untuk mematikan reaktor. Dalam hal desain keselamatan, meskipun terjadi kecelakaan di mana satu batang kendali tiba-tiba lepas, batas pendingin primer harus tidak mengganggu kesehatan, sehingga reaktivitas per batang kendali tidak dapat ditingkatkan banyak. Oleh karena itu, agar tidak menambah jumlah batang kendali terlalu banyak, untuk mengkompensasi sebagian dari penurunan reaktivitas akibat operasi, penyerap dicampur dalam pendingin untuk mengatur konsentrasi, atau penyerap neutron digunakan sebagai bagian dari inti. Ini mungkin dimuat masuk Penyerap ini menyerap neutron saat beroperasi dan kehilangan perannya sebagai penyerap, tetapi jika itu hanya membatalkan peningkatan penyerapan neutron karena akumulasi produk fisi, beban reaktivitas pada batang kendali juga kecil . Karena tidak apa-apa. Bahan penyerap seperti itu disebut racun yang dapat dibakar.

Desain peralatan

Desain struktur bejana, pipa, pompa, katup, dll. Yang membentuk fasilitas reaktor, atau struktur pendukung ini, secara teknis sama dengan instalasi proses normal, tetapi margin keselamatannya bersifat nasional. Diamankan sesuai dengan standar teknis yang ditetapkan. Standar ini terus disempurnakan dengan cara yang rasional untuk mencerminkan temuan baru. Konsep ASME Code Section III saat ini yang ditetapkan oleh American Society of Mechanical Engineers, yang merupakan dasar dari standar yang digunakan dalam desain struktural reaktor air ringan, adalah bahwa (1) deformasi material dan fraktur didasarkan pada tegangan geser maksimum teori, dan (2) atom. Keadaan operasi reaktor diklasifikasikan ke dalam keadaan operasi normal, keadaan berfluktuasi, keadaan abnormal, dll., Dan tekanan kerja maksimum dalam keadaan yang penting tergantung pada peran peralatan yang ditetapkan sebagai tekanan kerja maksimum. (3) Stres masing-masing bagian dihitung dan divariasikan. Penilaian kesesuaian desain dengan membandingkan dengan batas kekuatan tegangan untuk kombinasi (4) Mengklasifikasikan peralatan menurut kepentingannya, dan melakukan inspeksi dan inspeksi pra-penggunaan selama masa servis sesuai dengan klasifikasi. Ini terdiri dari titik-titik. Ketika digunakan pada temperatur tinggi, analisis inelastis dari deformasi creep dan kelelahan creep harus dilakukan dan dibandingkan dengan nilai batas. Di antara peralatan, kemungkinan peningkatan suhu transisi getas harus diperiksa untuk material yang terpapar neutron, seperti struktur internal reaktor, bahan bakar, dan bejana reaktor. Evaluasi potensi patah tulang getas, mengasumsikan adanya cacat maksimum yang dapat virtual di tempat yang dimaksud, tegangan referensi material ditentukan oleh jumlah iradiasi yang mencari faktor intensitas tegangan k _m untuk cacat ini dalam keadaan tegangan kerja Koefisien pembesaran k _{saya R} Pastikan lebih kecil.

Desain gempa juga merupakan tugas penting dalam desain struktur reaktor. Kebijakan dasarnya adalah memberikan ketahanan seismik yang cukup terhadap setiap gaya seismik yang diasumsikan sehingga tidak memicu kecelakaan besar. Langkah pertama dalam desain adalah menentukan gerakan tanah standar untuk desain, yang saat ini didasarkan pada sumber-sumber sejarah gempa bumi yang mungkin telah mempengaruhi situs atau lingkungannya di masa lalu dan aktivitas yang mungkin mempengaruhi situs dalam waktu dekat. Di antara gempa bumi yang disebabkan oleh sesar aktif tinggi, gempa dengan dampak terbesar diasumsikan sebagai gempa terkuat untuk desain, gerakan gempa karena ini dianggap sebagai gerakan gempa terkuat untuk desain S _1, dan gempa yang melebihi gempa terkuat ini. gempa bumi untuk desain adalah status kejadian gempa bumi masa lalu. Berdasarkan sifat sesar aktif di sekitar tapak dan struktur zona gempa, dianggap gempa batas desain dengan pertimbangan dari sudut pandang teknik, dan gerakan seismik yang dihasilkan S ₂ ditetapkan sebagai batas desain. gerakan gempa. Kedua, fasilitas reaktor diklasifikasikan menurut kepentingannya. Hal ini karena bangunan biasa dirancang tahan gempa sesuai dengan standar yang ditetapkan dalam Undang-Undang Standar Bangunan, yaitu intensitas gempa horizontal C ₀ , tetapi untuk bangunan dan struktur yang mengandung zat radioaktif yang sangat tinggi dianggap sebagai kelas B dan gempa horizontal. intensitas. Didesain 1,5 kali lebih besar, dan jika rusak akan mengakibatkan kecelakaan reaktor nuklir, atau fasilitas yang diperlukan untuk melindungi masyarakat dari bencana radiasi pada saat terjadi kecelakaan reaktor nuklir adalah kelas A, khususnya bejana penahanan dan reaktor nuklir. kontainer sebagai _{kelas s} , intensitas seismik horizontal adalah tiga kali C _0, selanjutnya, gempa S _{1 yang} ditentukan di atas, dan untuk mempertimbangkan batas aman untuk gempa S _2.

Saat merancang pelindung radiasi, pertimbangkan bahwa jumlah radiasi yang diharapkan diterima oleh karyawan pembangkit listrik dan penduduk di daerah sekitar pembangkit listrik jauh di bawah nilai yang diizinkan yang ditetapkan oleh undang-undang. Tingkat dosis yang menjadi pedoman desain harus dirancang dengan mempertimbangkan pekerjaan selama operasi normal secara komprehensif, frekuensi dan waktu pemasukan, dan pengelompokan menurut waktu masuk maksimum tempat tersebut. Saat memilih bahan pelindung, pertimbangkan tidak hanya kemampuan perisai radiasi tetapi juga kesehatan bahan di bawah suhu dan kondisi lingkungan lainnya.

Desain keamanan

Desain keselamatan didasarkan pada gagasan "pertahanan mendalam", dan fungsi keselamatan dirancang dalam beberapa tahap untuk memastikan bahwa sejumlah besar bahan radioaktif, yang merupakan sumber potensial bencana reaktor nuklir, dapat ditekan ke lingkungan. Ini didasarkan pada perancangan beberapa atau beragam perangkat terkait sehingga fungsinya dapat direalisasikan dengan keandalan tinggi. Artinya, yang pertama adalah bahwa kegagalan tidak terjadi dan stabil terhadap gangguan. Secara khusus, ini menanamkan pengendalian diri ke inti untuk mewujudkan keamanan intrinsik dan diperlukan untuk operasi normal. Desain peralatan, terutama bahan pelapis bahan bakar yang mengandung bahan radioaktif, dan peralatan yang akan menjadi pembatas pendingin primer, dengan margin keamanan yang memadai.

Kedua, kami percaya bahwa kegagalan dan malfungsi akan terjadi bahkan dengan desain yang tidak mungkin menyebabkan kegagalan, dan untuk mencegah kecelakaan dalam kasus tersebut, reaktor akan segera dimatikan jika terjadi kelainan. Ketika sistem pemadaman darurat reaktor (sistem scram) atau aliran keluar pendingin karena kerusakan batas pendingin primer (disebut kecelakaan kehilangan pendingin) terjadi, pendingin disuntikkan ke dalam teras untuk mencegah suhu bahan bakar naik. Pasang emergency core coolant (ECCS) untuk memastikan integritas bahan bakar pendingin, yang merupakan salah satu penghalang utama pelepasan bahan radioaktif (Gambar) 7 ). ECCS tidak terlalu diperlukan jika tidak ada kemungkinan kehilangan pendingin sama sekali seperti pada reaktor berpendingin natrium dan reaktor berpendingin gas, dan jika sisa pendingin dapat mempertahankan pendinginan.Ada dua jenis peralatan pendingin teras darurat: sistem semprotan inti yang menyemprotkan air dari bagian atas teras dan sistem injeksi air yang menyuntikkan air ke dalam bejana reaktor. Selain itu, untuk menggunakan pompa injeksi air bertekanan rendah dan berkapasitas besar secara efektif, BWR juga menggunakan sistem dekompresi otomatis yang mengurangi tekanan di bejana reaktor pada saat terjadi kerusakan kecil.

Ketiga, sejumlah besar bahan radioaktif tidak akan dilepaskan dari bahan bakar karena fungsi keselamatan tahap kedua, tetapi sejumlah besar bahan radioaktif yang telah dilepaskan atau yang terjadi jika fungsi tersebut tidak berfungsi. . Untuk tujuan mencegah pelepasan zat radioaktif ke lingkungan, bejana penahanan, sistem pengurangan tekanan bejana penahanan untuk memastikan fungsinya, sistem filter pembuangan yodium darurat, dll. Akan dipasang. Bejana penahanan BWR adalah bejana penahanan yang memandu bagian yang disebut sumur kering dan sejumlah besar uap air dilepaskan ketika batas pendingin primer pecah ke kolam penekan melalui pipa ventilasi, di mana ia dilepaskan ke dalam air untuk kondensat terkondensasi. Ini terdiri dari sistem penekan tekanan. Ini disebut bejana penahanan penekan tekanan. Dalam PWR, dinding beton luar pelindung silinder yang tingginya sama dengan bejana penahanan disediakan di bagian luar bejana penahan baja, dan bagian bawah dari bagian melingkar antara ini dan bejana penahanan, yang memiliki banyak penetrasi seperti itu. sebagai pipa dan kabel listrik, disegel. Dalam banyak kasus, sistem penahanan dengan struktur penahanan setengah ganda (disebut bagian anulus) diadopsi. Berdasarkan konsep yang sama dengan BWR, rak es dibuat di dalam bejana penahanan, dan uap yang dilepaskan mengembun saat melewatinya untuk mengurangi tekanan dan secara signifikan mengurangi volume bejana penahanan. Kapal penahanan tipe rak es juga telah dibangun untuk sementara waktu.

Sistem pengolahan gas darurat merupakan fasilitas untuk mengurangi bahan radioaktif yang bocor dari wadah penahanan. Dalam kasus BWR, karena bejana kontainmen ditempatkan di gedung reaktor, ketika tingkat radiasi di dalam gedung reaktor naik, sistem ventilasi normal secara otomatis ditutup dan sungkup disimpan sambil memberikan ventilasi udara di dalam gedung dengan kipas angin. Ini dirancang untuk menghilangkan zat radioaktif yang bocor dari bejana dengan filter dan kemudian mengeluarkannya dari cerobong asap. Filter yodium darurat yang digunakan di sini terdiri dari filter karbon aktif yang diresapi kalium iodida dan zat organik yang juga menyerap yodium organik dengan baik, dan filter partikel yang menghilangkan zat radioaktif padat, dan menghilangkan 99% atau lebih. Telah dikonfirmasi secara eksperimental memiliki efisiensi. Dalam PWR, peralatan resirkulasi udara kontainmen yang mendinginkan dan menurunkan tekanan udara di dalam bejana penahanan sambil mengeluarkan zat radioaktif yang dilepaskan ke dalam bejana penahanan pada saat kecelakaan, dan bagian anulus dijaga pada tekanan negatif, dan knalpotnya filter dan partikel yodium. Itu dilengkapi dengan fasilitas knalpot annulus yang memurnikan dengan filter.

Catu daya penting untuk mencapai fungsi keselamatan di atas. Sebagai sumber tenaga darurat di fasilitas, arus searah akan disuplai oleh baterai dan arus bolak-balik akan disuplai oleh generator diesel, dan keduanya akan memiliki konfigurasi sistem dengan redundansi yang cukup untuk mendapatkan keandalan yang tinggi.
→ Daya nuklir
Shunsuke Kondo

Suatu peralatan yang menyadari dan mengembangkan reaksi berantai fisi nuklir sementara secara artifisial mengendalikannya. CP-1 buatan Fermi pada tahun 1942 adalah yang pertama. Bahan bakar nuklir yang menyebabkan fisi nuklir dan moderator yang mengurangi kecepatan neutron yang dilepaskan oleh fisi digunakan untuk membentuk inti reaktor, dan reflektor (menggunakan moderator yang sama sebagai moderator) yang memantulkan neutron yang bocor dari teras reaktor dan mengembalikannya ke inti reaktor. Sertakan dengan bahan pembungkus dan pelindung (air, besi, beton dll.) untuk mencegah radiasi . Dalam teras reaktor, pendingin (gas karbon dioksida, air ringan, air berat, natrium cair, kalium, dll.) Disirkulasikan untuk mengekstrak panas untuk mencegah pemanasan inti dan menggunakannya untuk daya. Untuk mengontrol reaksi tungku, masukkan batang kendali yang menyerap neutron. Reaktor nuklir dapat dibagi menjadi banyak jenis sesuai dengan kombinasi unsur-unsur penyusun di atas, tetapi mereka diklasifikasikan secara kasar menjadi tungku yang homogen di mana bahan bakar nuklir secara substansial terdispersi merata di moderator dan tungku non-homogen di mana reaktor nuklir diatur dalam bentuk independen. Tergantung pada tujuannya, itu dapat dibagi menjadi penelitian eksperimental, uji materi, uji reaktor daya, daya (untuk pembangkit listrik, propulsi), produksi plutonium , produksi isotop , penggunaan medis dan sejenisnya. Sebagian besar reaktor nuklir adalah reaktor neutron termal yang lambat, tetapi beberapa konverter memiliki tingkat konversi yang lebih tinggi dari bahan bakar nuklir. 1. Jenis ketel air (ketel) (WBR). Tungku homogen diisi dengan tangki bulat sebagai uranium pekat dan air ringan moderator sebagai larutan sulfat uranyl. Daya rendah, untuk eksperimen. 2. Renang (berenang) tipe kolam renang (SPR). Sebuah tungku eksperimental di mana uranium dan batang aluminium paduan yang diperkaya direndam dalam kolam air ringan (air biasa). Bentuk yang kita masukkan ke dalam tangki bukannya kolam disebut tipe tangki, itu banyak digunakan untuk reaktor riset, dan juga digunakan untuk tungku pengujian material. 3. Tipe air bertekanan (PWR). Air ringan bertekanan untuk 100 hingga 140 atmosfer disirkulasikan melalui batang atau piring uranium diperkaya rendah untuk membuat deselerasi dan pendingin. Untuk pembangkit listrik, untuk propulsi kapal. 4. Jenis air mendidih (BWR). Inti hampir sama dengan 3., tetapi tekanan air ringan rendah dan mendidih di dalam. Untuk pembangkit listrik. 5. Jenis deselerasi grafit uranium alami. Nama umum tipe Coulder Hall. Batang uranium logam dimasukkan di antara grafit yang ditumpuk dalam bentuk blok, dan gas karbon dioksida digunakan sebagai pendingin. Ini telah dikembangkan dan ditingkatkan terutama di Inggris sejak 1956. Sebagian besar reaktor pembangkit listrik di dunia adalah reaktor air ringan (jenis air bertekanan di 3. dan tipe air mendidih di 4.), dan pembangunan reaktor juga terutama dalam cahaya reaktor air, tetapi dalam beberapa tahun terakhir, untuk meningkatkan efisiensi bahan bakar nuklir, Pengembangan reaktor pemulia (rasio konversi 1 atau lebih) yang telah maju satu langkah (rasio konversi 0,7) juga telah mengalami kemajuan. Juga, tungku gas suhu tinggi (HTGR) sedang diteliti dan dikembangkan untuk tujuan menggunakan tenaga nuklir tidak hanya untuk pembangkitan listrik tetapi juga untuk penggunaan multiguna seperti pembuatan baja, industri kimia, pemanasan distrik, dll. HTGR menggunakan gas helium sebagai pendingin, meningkatkan suhu keluaran tungku sampai sekitar 1000 ° C, menggerakkan turbin secara langsung dengan gas suhu tinggi, atau menggunakan panas dari gas suhu tinggi. Karena reaktor nuklir secara artifisial menyebabkan fisi dan kontrol artifisial, mereka harus dioperasikan di bawah desain yang sangat aman dan manajemen keselamatan menyeluruh. Sama sekali tidak ada cara untuk memastikan keamanan, kita harus terus-menerus menangani inovasi teknologi untuk meningkatkan keselamatan. Selain itu, jika terjadi kecelakaan, penanggulangan terhadap konvergensi kecelakaan segera harus disiapkan untuk menyebabkan keluarnya / pelepasan sejumlah besar bahan radioaktif dan menyebabkan kontaminasi radioaktif terburuk. → Tenaga nuklir / pembangkit listrik nuklir / daur bahan bakar nuklir / limbah radioaktif / manajemen kecelakaan / kecelakaan nuklir
→ Rekayasa energi nuklir | Industri tenaga nuklir | Baja kekuatan nuklir | Kapal nuklir | Asuransi tenaga nuklir | Roket tenaga nuklir | Kecelakaan nuklir Three Mile Island | Kecelakaan nuklir Chernobyl | Organisasi Pengembangan Energi Semenanjung Korea | Pompa elektromagnetik | Daya Tungku | Pluthermal | Meltdown | Yoshida Masahiro | Jumlah kritis