nükleer reaktör

english Nuclear reactor

özet

  • enerji üretmek için kontrollü nükleer fizyon kullanan bir nükleer reaktör
  • enerji veya yapay elementlerin üretimi için nükleer bir reaksiyonu sürdüren ve kontrol eden birkaç çeşit cihazdan herhangi biri
  • örgüden çıkan iplik (halı veya kadife veya kadife gibi)
    • Üniforma renk ve doku terzi için aynı yönde çalışan kazık ile kadife kesilmiş
  • Bir yapıya destek sağlamak için yere sürülen ahşap veya çelik veya beton bir kolon
  • bir devreye reaktans vermek için kullanılan bir elektrikli cihaz
  • Seri olarak düzenlenmiş volta hücrelerini içeren pil, Volta tarafından tasarlanan en eski elektrik aküsü
  • ince yumuşak yoğun saçlar (büyükbaş hayvanların veya geyiklerin kısa tüyleri veya koyun veya bazı köpeklerin alt kısmı)
  • birbirinin üzerine konan nesnelerin bir koleksiyonu
  • büyük miktarda para (özellikle ödeme veya kar gibi)
    • o bir gayrimenkul satan bir demet yaptı
    • megabucks'ı yeni evlerine battılar
  • büyük bir sayı veya miktar veya ölçüde
    • harflerden oluşan bir parti
    • bir sorun
    • çok para
    • borsada bir nane yaptı
    • Büyük porsiyon fotoğraflarımızda kazananların geri kalanını görün
    • çok maliyetli olmalı
    • bir grup gazeteci
    • bir para parası

genel bakış

Eskiden atomik bir yığın olarak bilinen bir nükleer reaktör , kendi kendini idame ettiren nükleer zincir reaksiyonunu başlatmak ve kontrol etmek için kullanılan bir cihazdır. Nükleer reaktörler, elektrik üretimi ve gemilerin ithali için nükleer santrallerde kullanılır. Nükleer fizyondan gelen ısı, buhar türbinlerinden geçen bir çalışma akışkanına (su veya gaz) iletilir. Bunlar bir geminin pervanelerini tahrik eder veya elektrik jeneratörlerinin millerini döndürür. Prensip olarak üretilen nükleer buhar, endüstriyel proses ısısı veya bölgesel ısıtma için kullanılabilir. Bazı reaktörler, tıbbi ve endüstriyel kullanım için veya silah dereceli plütonyum üretimi için izotop üretmek için kullanılır. Bazıları sadece araştırma için çalıştırılmaktadır. Nisan 2014 itibariyle, UAEA, dünya çapında 31 ülkede 435 nükleer güç reaktörünün faaliyet gösterdiğini bildirmektedir. 2017'ye gelindiğinde, bu, Dünya Nükleer Derneği'ne göre 447 işletilebilir reaktöre yükseldi.

Reaktörler birçok makine ve yapıdan oluşur ve içlerinde kullanılan birçok malzeme türü vardır. Bunların arasında nükleer reaktörlere özgü rol oynayan malzemeler var ve bunlar nükleer reaktör malzemesi olarak kullanılıyor. Yani. Bir nükleer reaktörün çekirdeğinde nükleer yakıt malzemesi içeren ve nükleer fisyon ile ısı üreten yakıt gövdesidir ve soğutucu bu yakıt gövdesinden ısıyı alır ve çekirdeğin dışına taşır. Nükleer fisyonu kontrol etmek için çekirdeğe büyük nötron absorpsiyon kapasitesine sahip bir kontrol malzemesi yerleştirilir ve nükleer fisyon tarafından üretilen nötronların enerjisini azaltmak için hafif su reaktörleri gibi termal nötron reaktörlerine moderatörler yerleştirilir. Ayrıca, üretilen nötronların gereksiz yere kaçmaması için çekirdeğin etrafına reflektörler yerleştirilir. Ek olarak, çekirdek, çekirdek içinde yakıt düzeneğini destekleyen ve kontrol çubuklarını içeri ve dışarı alan yapılara sahiptir. Çekirdek reaktör kabında yer alır ve ayrıca soğutma suyu için borular ve bir ısı eşanjörü vardır. Yukarıdakilerden çekirdekle ilgili malzemeler arasında ortak nokta, nötronlarla ışınlanmış olmalarıdır. Genel olarak, nötronlarla ışınlandıklarında malzemelerin özellikleri değişir, bu nedenle onları bir nükleer reaktörde kullanmak için, değişikliklerin kullanım için yeterli olması gerekir. Ayrıca bir nükleer reaktörde nötronların verimli kullanılması gerektiğinden nötron soğurma kapasitesi gibi nükleer özellikler önemlidir. Nötronlarla ilişki, malzemede bulunan safsızlıklar için de önemlidir ve bu nedenle, genel uygulamalarda bir sorun olmayan safsızlıklar da bir sorun olabilir. Aşağıda, özel nükleer özellikler gerektiren malzemeler açıklanacaktır.

Yakıt gövdesi

Nükleer fisyon yoluyla ısı üreten ve bunu soğutucuya aktaran yakıt grubudur. Uranyum gibi nükleer yakıt malzemesi soğutucu ile doğrudan temas ettiğinde, fisyon tarafından üretilen radyoaktif fisyon ana ürünleri soğutucuya girer ve çekirdekten çıkar, bu nedenle yakıt malzemesi genellikle kaplanır. Kaplama malzemesi bu kaplama için kullanılır ve içinde bulunan bölünebilir malzemeyi içeren malzemeye yakıt çekirdek malzemesi denir. Erken güç reaktörleri ve araştırma reaktörleri çekirdek malzeme olarak metalik uranyum kullanırken, hafif su reaktörleri sinterlenmiş uranyum oksit UO 2 kullanıyordu. Yanma ilerlese ve fisyon ürünleri birikse bile kararlıdır ve yüksek sıcaklıklarda bile kararlıdır, yakıt yükseltilebilir, kaplama malzemesine değse bile sorun olmaz ve kaplamada delik varsa Soğutma sıvısı ile temas etse bile kimyasal olarak stabildir. Plütonyum ve toryum da oksit olarak kullanılır. Bazı durumlarda, HTGR'de karbürler kullanılır.

Kaplama malzemesi (1) düşük nötron absorpsiyonuna, (2) yakıt çekirdek malzemesi ve soğutucu ile temas halinde kullanıldığında bile birbiri üzerinde olumsuz etkiye sahip değildir, (3) orta derecede mukavemet ve süneklik, (4). Kolay kalıplama ve sabit kalite gibi gereksinimler karşılanmalıdır. Termal nötronların emilimi büyük ölçüde maddeye bağlı olarak değişir ve grafit, alüminyum, magnezyum ve zirkonyum, yukarıdaki gereksinimleri karşılayan küçük olanlardır ve hepsi kaplama malzemesi olarak kullanılır. HTGR'de kaplanmış partikül yakıtı olarak grafit kullanılır. Alüminyumun ısı direnci zayıftır ve yüksek sıcaklıktaki suya karşı iyi bir korozyon direncine sahip değildir, bu nedenle düşük yakıt sıcaklıklarına sahip araştırma reaktörlerinde kullanılır. Bir magnezyum alaşımı olan Magnox, metalik uranyum yakıtı için kaplama malzemesi olarak karbondioksit soğutma reaktörlerinde kullanılır. Bir zirkonyum alaşımı olan Zircaloy, yüksek sıcaklıktaki suya karşı iyi korozyon direnci nedeniyle hafif su reaktörlerinde yaygın olarak kullanılmaktadır. Doğal zirkonyum hafniyum içerdiğinden ve nötron absorpsiyonu son derece büyük olduğundan, bunun ayrılması ve uzaklaştırılmasıyla elde edilen zirkonyum kullanılır. Hızlı nötron absorpsiyonu maddeye fazla bağlı olmadığından, sıvı metal soğutmalı hızlı reaktörlerde yüksek sıcaklıklarda iyi özelliklere sahip paslanmaz çelik kullanılmaktadır.
Nükleer yakıt

Moderatör

Uranyum fisyonu sırasında salınan nötronlar, ortalama olarak 2 MeV'lik büyük bir enerjiye sahiptir. Hafif su reaktörleri gibi termal nötron reaktörleri, esas olarak 1 eV veya daha düşük düşük enerjili nötronlar tarafından fisyondan yararlanır. Bu nedenle, nükleer fisyon tarafından üretilen yüksek hızlı nötronlar, nötronların enerjisini azaltmak için yakıtın etrafındaki moderatörün çekirdekleriyle tekrar tekrar çarpışır ve ardından nükleer fisyona neden olmak için uranyum ile çarpışır. Daha az nötron absorbe eden ve çekirdekleri olabildiğince hafif ve nötronlara yakın olan moderatörler, kinetik enerjiyi kolaylıkla absorbe edebildikleri için uygundur. Yaygın olarak kullanılanlar hafif su, ağır su ve grafittir. Hafif su sıradan sudur, ağır su Özellikle onu (hidrojen, döteryum 2 H (diuterium D) ve oksijenin izotopundan oluşan su) ayırmak için adlandırılır. Bununla birlikte, bir nükleer reaktörde kullanım için safsızlıklar aşırı derecede azaltılır. Hafif su aynı zamanda bir soğutucu görevi görür ve ucuzdur, ancak nötronları biraz emdiği için yakıt olarak zenginleştirilmiş uranyum gereklidir. Moderatör için kullanılan ağır su, doğal suda bulunan yoğunlaştırılmış bir ağır sudur ve düşük nötron absorpsiyonu ve iyi moderatör verimliliği ile mükemmel bir moderatör olmasına rağmen pahalıdır. Ağır su aynı zamanda soğutucu olarak da kullanılabilir. Grafit, ağır suyun yanında daha az nötron emer. Karbondioksit soğutmalı reaktörlerde ve yüksek sıcaklıkta gaz soğutmalı reaktörlerde kullanılır ve o sırada çekirdek yapısal malzeme olarak da görev yapar.
Moderatör

Soğutma sıvısı

Yakıt çekirdek malzemesinde üretilen ısı, kaplama malzemesinden geçer ve soğutucu ile göbeğin dışına taşınır. Isı kullanmayan erken reaktörlerde çekirdeğin aşırı ısınmasını önleme rolü olduğu için soğutucu olarak adlandırılır, ancak güç reaktöründe çekirdeği soğutma ve ısıyı kullanmak için dışarı çıkarma rolü vardır. Doğal olarak işlevi gereği sıvı veya gaz olmalıdır. Sıvılar, ısıyı verimli bir şekilde aktarmak için iyidir. Hafif su reaktörlerinde su da moderatör olarak kullanılır. Çekirdeğin sıcaklığını yükseltmek için basınç yükseltilmelidir. Yaklaşık 300 ° C'lik bir sıcaklıkta, kaynar su reaktörü yaklaşık 70 atm'ye sahiptir ve basınçlı su reaktörü yaklaşık 160 atm'ye sahiptir ve soğutma suyu sisteminin basınçlı kabı ve boruları bu basınca sahiptir. Dayanmalı. Gaz olarak karbondioksit de kullanılır ve HTGR'de helyum kullanılır ve yüksek sıcaklıkta gaz kullanılır. Sıvı metal soğutmalı hızlı reaktörler sodyum veya sodyum ve potasyum karışımı kullanır. Çalışma sıcaklıklarında sıvı haldedir. Bu durumda, sıcaklık basınçlandırılmadan yükseltilebilir ve hafif su reaktörü gibi yüksek basınca dayanabilen bir basınçlı kap gerekli değildir.

Yukarıdaki malzemelerin her biri, reaktör tipini belirleyen iyi bir malzeme kombinasyonuna sahiptir. Birkaç örnek vermek gerekirse, termal uranyum reaktörleri arasında doğal uranyum oksit peletleri-zirkonyum kaplama-ağır su soğutma-ağır su yavaşlatma, doğal uranyum (metal) -magnox kaplama-grafit yavaşlama-karbondioksit soğutma, konsantrasyon yer alır. Uranyum oksit peletleri-zirkonyum kaplama-hafif su yavaşlatma-hafif su soğutma vardır ve hızlı reaktörler arasında uranyum-plütonyum karışık oksit peletleri-paslanmaz çelik kaplama-sodyum soğutma bulunur.
Soğutma sıvısı

Kontrol malzemesi

Uranyum fisyonu başına yaklaşık iki nötron üretilir. Bu nötronların bir kısmı çekirdekte yakıt dışındaki maddeler tarafından emilir veya çekirdekten dışarı çıkar, ancak diğerleri uranyum atomları ile çarpışarak fisyona neden olur. Bu nedenle, çok miktarda nötron absorbe eden bir madde çekirdekten içeri ve dışarı alınırsa, nükleer fisyon kontrol edilebilir ve reaktörün çıkışı kontrol edilebilir. Kontrol malzemesini yerleştirme ve çıkarma yöntemi olarak, (1) Kontrol çubuğu , (2) Sıvı emici, (3) Yanıcı zehir (yanabilir zehir). Bir nükleer reaktörün belli bir süre işletilebilmesi için, yakılıp tüketildiği ve bazı fisyon ürünlerinin büyük miktarda nötron absorbe ettiği göz önünde bulundurularak fazladan yakıt eklemek gerekir. Bu nedenle, yakıt yeniyken, nükleer fisyonu bastırmak için çekirdeğe büyük miktarda nötron emen bir madde koymak gerekir. Kontrol çubukları, büyük nötron absorpsiyonuna sahip kadmiyum Cd içeren Ag-In-Cd alaşımı, bor B içeren B 4 C vb. Paslanmaz çelik bir pod içerisine sokularak ve bir plaka veya çubuk olarak göbeğe sokulmasıyla yapılır. Bu sokmanın derecesi, reaktörü başlatmak / durdurmak veya çıktıyı ayarlamak için ayarlanır. Basınçlı su reaktöründe, borik asidin soğutucuya yerleştirildiği ve konsantrasyonunun borik asitte borun nötron absorpsiyonunu kontrol etmek için ayarlandığı kimyasal mim adı verilen bir yöntem de kullanılır. Yanıcı bir zehir, gadolinyum gibi nötronları büyük ölçüde emen ve nötronları emdiğinde nötronları daha az emen bir maddeye dönüşen bir maddedir. Reaksiyonu baskılayan bir madde). Gadolinyum oksit Gd 2 O 3 , yakıt düzeneğinde yakıt çubukları olarak kullanılan sinterlenmiş peletler yapmak için UO 2 ile karıştırılır. Gadolinyum, yakıt yeniyken ve ekstra bölünebilir malzeme varken nötronları emer ve fisyonu bastırır, ancak yanma ilerledikçe ve bölünebilir malzeme azaldığında, gadolinyum daha az nötron absorpsiyonlu olana dönüşür.

Reflektör

Çekirdeği nötronları iten bir maddeyle çevrelemek, çekirdekten sızan nötron miktarını azaltır, bu da nötron ekonomisi için avantajlıdır. Hafif bir su reaktöründe, soğutucu olarak su da bir rol oynar. Malzeme test reaktöründe, berilyum blokları reflektörler oluşturacak şekilde dizilir.
Tadatsune Okubo

Bileşenlerinin bir parçası olarak bölünebilir malzemeye sahip olan ve fisyon zinciri reaksiyonunu kontrol ederken sürekli olarak yürütülmesine izin veren bir cihaz. Nötronlar tarafından üretilen termal enerji, radyasyon veya nükleer reaksiyonla üretilen çeşitli maddeleri elde etmek için kullanılır. Bir nükleer füzyon reaksiyonunun enerjisini sürekli olarak çıkaran bir cihaz aynı zamanda bir nükleer reaktör olarak da adlandırılır, ancak genel olarak, yalnızca pratik kullanımda olan birincisine ve ikincisine atıfta bulunur. Füzyon reaktörü Bu genellikle böyledir.

Fisyon, ağır bir çekirdeğin benzer kütleli iki çekirdeğe bölündüğü bir fenomendir. Termal nötronları emdiklerinde yüksek fisyon olasılığı olan atom çekirdeklerine bölünebilir çekirdekler denir. Uranyum 235 2 3 5 U, uranyum 233 2 3 3 U ve plütonyum 239 2 3 9 Pu gibi bölünebilir çekirdekler nükleer reaktörlerde kullanılır. Nötronları emdiklerinde, basitçe gama ışınları yayabilirler (buna nötron yakalama reaksiyonu denir), ancak çoğu durumda fisyona neden olurlar. Fisyon tarafından üretilen iki çekirdeğe fisyon parçaları (fisyon ürünleri) denir. Fisyon fragmanları büyük kinetik enerjiye sahiptir ve 2-3 nötron (fisyon nötronları olarak adlandırılır) ve β-ışınları ve y-ışınları gibi iyonlaştırıcı radyasyon üretir. Fisyon tarafından üretilen enerjinin çoğu, bu fisyon parçalarının kinetik enerjisidir. Bu şekilde üretilen bir veya daha fazla nötron, diğer bölünebilir çekirdeklerle çarpışacak ve fisyona neden olacak şekilde tasarlandıysa, fisyon bir zincir reaksiyonunda (fisyon zinciri reaksiyonu olarak adlandırılır) devam edecektir. Nükleer reaktör, nükleer fisyonun zincirleme reaksiyonunu kontrol eden ve sürdüren bir cihazdır. Dünyanın ilk nükleer reaktörü olan Chicago Pile No. 1 (CP-1), 1942'de E. Fermi ve ark. Chicago Üniversitesi kampüsünde.

Nötron çarpımı

Bir zincirleme reaksiyonun meydana geldiği bir sistemde birim zaman başına fisyon sayısını sabit tutmak için, bölünebilir bir nüklidin fisyonuyla yayılan birkaç nötrondan yalnızca biri, ortalama olarak bölünecektir. Uyanman gerek. Nötron sayısının artmasını ve azalmasını etkileyen üç faktör vardır: (1) nükleer fisyon yoluyla nötronların oluşumu, (2) nötronların reaktördeki çeşitli maddeler tarafından yakalanması ve (3) nötronların reaktör sisteminden sızması . Bunlar dengelenirse, reaktördeki nötron sayısı sabit tutulacak ve birim zamanda belirli sayıda bölünme meydana gelmeye devam edecektir.

Nötronlar ve çekirdekler arasındaki reaksiyonlar, çarpışan nötronların çekirdekler tarafından emildiği absorpsiyon reaksiyonlarını ve nötronların çekirdeklerle enerji alışverişinde bulundukları ve ardından nötronların çekirdekten uzaklaşıp serbestçe hareket etmeye devam ettiği saçılmayı içerir. .. Saçılma reaksiyonu sonucunda nötronlar enerjilerinin bir kısmını çekirdeğe verirler, böylece enerjilerini azaltırlar. Nötronları emen atom çekirdekler fisyona uğrayabilir veya nötronlar (nötron yakalama) dışındaki parçacıklar (radyasyon) yayabilir. Bu reaksiyonlar, kuantum mekaniğinin hakim olduğu dünyadaki olaylardır ve hangi reaksiyonun meydana geldiği ancak stokastik olarak belirlenebilir. Bir nükleer reaksiyon olasılığını ifade etmek için <kesit alanı> adı verilen bir miktar kullanılır. Enine kesit alanı, <Bir nötronun çok sayıda çekirdek içeren ince bir malzeme tabakası üzerine düştüğü zaman bir nükleer reaksiyonun meydana gelme olasılığı A, olay yönüne dik düzlem üzerinde yansıtılan çekirdeklerin enine kesit alanıdır. nötronlar. İç yüzdeye eşit olduğu varsayımından hesaplanır. Bu nedenle, enine kesit ne kadar büyükse, nötron olayından kaynaklanan nükleer reaksiyon olasılığı o kadar yüksek olur. Kesit alanı, madde ve olay nötronunun enerjisine bağlı olarak farklı değerler alır.

Nükleer fisyon tarafından üretilen nötronlar ortalama 2 MeV yüksek enerjiye sahiptir ve ışık hızına yakın bir hızda hareket ederler, bu nedenle hızlı nötronlar olarak adlandırılırlar. Hızlı nötronlar, sistemden sızmadıkça veya emilmedikçe, çevreleyen çekirdeklerle tekrar tekrar saçılır, her seferinde enerji kaybeder ve bu çekirdeklerin kinetik enerjisi ile aynı seviyeye yavaşlar. Yavaşlamaya neden olmak amacıyla çekirdeği oluşturan maddeler Moderatör Yani. Yavaşlama sürecindeki nötronlar yavaşlama nötronları olarak adlandırılır ve kinetik enerjisi çevreleyen çekirdeklerinkine eşit olan (termal dengeye ulaşılan) nötronlar termal nötronlar olarak adlandırılır. Bir nükleer reaktördeki termal nötronların enerjisi genellikle yaklaşık 0,025 ila 0,07 eV'dir.

Nükleer reaktörlerde kullanılan bölünebilir çekirdekler içeren maddelere yakıt denir. Burada, bir nükleer reaktördeki nötronların davranışı, model olarak soğutucu olarak moderatör olarak hafif su (normal su) kullanan bir nükleer reaktör (hafif su reaktörü) kullanılarak açıklanacaktır.

Hafif su reaktörünün yakıtı, 2 3 5 U'nun yalnızca yaklaşık% 2 ila 3'ünü içerir ve kalan yaklaşık% 97 ila 98 uranyumdur 238 2 3 8 U. Bu 2 3 8 U, yavaşlayan nötronları ve düşük termal nötronları emdiğinde enerji, 2 3 9 U olur ve yalnızca γ ışınları yayar, ancak hızlı nötronları emdiğinde yalnızca γ ışınları yayar. Nükleer fisyona neden olur. 2 3 5 U fisyon tarafından oluşturulan hızlı nötronlar bazı yana 2 3 8 U, yavaşlayan nötronlar artar 1.05-1.2 sayısı (bu katsayı hızlı fizyon katsayısı olarak adlandırılır) bölünmesine neden olabilir. (Ε ile temsil edilir). Yavaşlatılmış nötronlar için 2 3 8 U'luk nötron absorpsiyon kesiti , rezonans reaksiyonu nedeniyle çeşitli enerjilere sahip nötronlar için büyük bir değer alır. Öte yandan, 2 3 5 U'luk absorpsiyon kesiti , termal nötronlar için çok büyük, ancak hızlı nötronlar ve yavaşlatılmış nötronlar için küçüktür. Bu nedenle, reaktörde sadece% 0,7 Ua ve yakıt içermeyen 2 3 5 doğal uranyum, nükleer fisyon tarafından üretilen nötronlar fisyona neden olmadan önce 2 3 8 U'ya absorbe edilir 2 3 5 U için zor olma eğilimindedir. zincirleme reaksiyonlar meydana gelir.

Bu zorluğu çözmenin iki yolu vardır. Birincisi, yakıt uranyumundaki 2 3 5 U oranını artırmak (konsantre etmektir). Bunun nedeni, yakıt tarafından emilen termal nötron başına üretilen fisyon nötronlarının sayısının artmasıdır. Hafif bir su reaktöründe Uranyum zenginleştirme Fabrikada 2 3 5 U konsantrasyonu% 2-4'e yükseltilerek kullanılmaktadır. Araştırma reaktörleri daha yüksek konsantrasyonlarda uranyum kullanabilir. Diğer bir yöntem, yakıtı ve moderatörü eşit şekilde karıştırmamak, yakıtı, yavaşlama sırasında yakıttaki 2 3 8 U tarafından yakalanabilmesi için belirli bir kalınlıktaki moderatörle çevrelemektir. Cinsiyeti azaltmak için. Bu şekilde, yavaşlama sırasında rezonans absorpsiyonundan kaçma olasılığı p , yaklaşık 0.8 ila 0.9'a yükseltilebilir.

Reaktörün yakıt ve moderatörün bulunduğu (çekirdek) kısmı sonlu bir boyuta sahip olduğundan, çekirdek yüzeyinden nötronlar sızar. Genel olarak, nesne ne kadar büyükse, hacmi için yüzey alanı o kadar küçük olur, bu nedenle nötron sızıntısı olasılığı azalır. Ek olarak, çekirdek küçük bir nötron yakalama kesiti ve geniş bir saçılma kesiti olan bir madde ile çevrelenmişse, sızan nötronların bir kısmı saçılarak çekirdeğe geri döndürülebilir. Bu amaçla yerleştirilen maddeye reflektör denir.

Yukarıda bahsedildiği gibi, nötronlar tekrar tekrar çekirdeklerle çarpışır ve çekirdekler tarafından emilir veya sistemden dışarı sızar. Nötron yavaşlama sırasında sızıntı olasılığı o P f, nötronlar, termal nötron olduktan sonra sızıntı olasılığı o p t ve termal nötron oranı yakıt tarafından emilir atom çekirdekleri tarafından emilen (termal nötron kullanım oranı olarak adlandırılır) . Eğer) f ise , nükleer fisyon tarafından üretilen bir nötronun yakıt tarafından absorbe edilme olasılığı ε pf ( P f P t ) 'dir. Yakıt termal nötronları emdiğinde, fisyona neden olabilir veya olmayabilir (bir yakalama reaksiyonunda). Yakıt tarafından emilen termal nötron başına üretilen fisyon nötronlarının sayısına rejenerasyon hızı denir ve η ile ifade edilir. İkinci nesil fisyonun fisyon nedenleri (εη pf ) ( P f P t) tarafından üretilen bir nötron. Nötronlar üretilecek (şekil) 1 ). Burada k e f f = (εη pf ) ( P f P t ) ise, k e f f > 1 olduğunda nötron sayısı ve dolayısıyla fisyon sayısı her nesil için k e f f ile çarpılır. k e f f <1, nötron sayısı her nesil düştüğünde iken, zamanla katlanarak artar vardır. Ve sadece k e f f = 1 olduğunda, nötron sayısı ve dolayısıyla birim zamanda fisyon sayısı nesiller boyunca değişmez. Bu duruma kritiklik denir. K e f f > 1 olduğunda alt kritik veya süper kritik olarak adlandırılır ve k e f f <1 olduğunda alt kritik veya daha az kritik olarak adlandırılır. Bu şekilde, k e f f , bir nükleer reaktörün çekirdeği gibi bölünebilir malzemeler (nötron çarpma sistemi olarak adlandırılır) içeren bir kümedeki zincir reaksiyonunun özelliklerini yöneten temel bir indekstir ve etkin çarpma faktörü olarak adlandırılır. . Öte yandan, bu kümenin sonsuz bir boyutu varsa, nötronlar sızamaz ve P f P t = 1, dolayısıyla bu indeks εη pf = k ∞ olur. k ∞ sonsuz çarpım faktörü olarak adlandırılır ve bu denkleme dört faktörlü formül denir.

Yukarıdan, çekirdek gibi bir nötron çarpma sisteminin kritik hale gelmesi için, bileşimi tarafından belirlenen belirli bir boyutun gerekli olduğu görülebilir. Bu boyuta kritik boyut denir ve içerdiği yakıt miktarına kritik kütle denir. Kritik kütle, yakıtın bileşimi, çekirdeğin şekli, moderatör, reflektör tipi vb. İle ilgilidir (Şekil). 2 ).

Fisyon enerjisi

Fisyon tarafından üretilen enerjinin çoğu (yaklaşık 167 MeV), fisyon parçalarının kinetik enerjisi olarak görünür, ancak fisyon parçaları, oluşumun hemen ardından çevredeki atomlarla çarpışır, enerjilerini kaybeder ve çevresindeki maddeleri ısıtır. Bu nedenle, fisyon başına yaklaşık 167 MeV'lik tüm enerjinin fisyonun oluşma noktasında termal enerjiye dönüştürüldüğü düşünülebilir. Fisyon sırasında yayılan nötronlar ve γ-ışınları da fisyon enerjisinin bir kısmına sahiptir, birincisi için yaklaşık 5 MeV ve ikincisi için 4.6 MeV. Bunlar aynı zamanda çevredeki maddelerle etkileşimin bir sonucu olarak termal enerjiye dönüşür. Ayrıca fisyon ürünleri genellikle radyoaktiftir ve uzun süre β-ışınları ve y-ışınları yaymaya devam ederler. Β-ışınlarının toplam enerjisi yaklaşık 7 MeV'dir, bu çoğunlukla yakıttadır ve γ ışınlarının yaydığı toplam enerji 6 MeV'dir ve bu sadece yakıtta değil, aynı zamanda moderatörlerde ve soğutucularda da ısı haline gelir. Bu ısıtmalar, kapatmadan sonra reaktör kritik altı hale gelse ve herhangi bir fisyon oluşmasa bile üretilmeye devam eder. Bu nedenle, reaktör kapatıldıktan sonra bile yakıtı soğutmaya devam etmek gerekir. Tablo yukarıdakileri özetlemektedir 1 Dır-dir. Tablodaki nötrinolar β ışınları ile üretilir, ancak enerjileri nükleer reaktörlerde kullanılamaz çünkü madde ile çok az etkileşime sahiptirler. Öte yandan, bu tabloya dahil edilmemesine rağmen, nötronlar tarafından aktive edilen yapısal malzemeler tarafından yayılan γ ışınları ve β ışınlarının ürettiği ısı da yaklaşık 10 MeV'dir. Yukarıdakilerden, reaktör enerjisinin fisyon başına yaklaşık 200MeV olduğu düşünülebilir, bu nedenle 1W'lık bir çıktı elde etmek için saniyede 3.1 × 10 1 0 veya fisyon gereklidir. Nötronları absorbe eden 2 3 5 U'nun% 84'ü nükleer fisyona uğrar, bu nedenle bir gün boyunca nükleer fisyon tarafından 1000 kW'lık ısı sürekli olarak üretilirse, yaklaşık 1,3 g 2 3 5 U kaybolur.

Reaktör konfigürasyonu

Bir nükleer reaktörde nükleer fisyonun zincirleme reaksiyonunun meydana geldiği yere çekirdek denir. Çekirdek; yakıt, soğutucu, moderatör, kontrol malzemesi ve bunları birbirine bağlayan yapısal malzemeden oluşur. Genel olarak, yakıt çubuk şeklindedir ve birkaç yakıt, yakıt grubu (veya yakıt grubu) adı verilen bir yapıya birleştirilir. Çekirdek, bu yakıt grubundan oluşur. Yakıtta üretilen ısı, soğutma sıvısı tarafından gerçekleştirilir. Soğutucu, yakıt grubundaki yakıt çubukları arasında akar. Soğutucu için gerekli şartlar, büyük bir ısı taşıma kapasitesine, küçük bir nötron soğurma kesitine sahip olması ve nötronlar gibi radyasyon nedeniyle radyoaktif maddeler oluşturmaması veya parçalanmamasıdır. Termal enerji kullanan bir nükleer reaktörde, reaktörden çıkan soğutucunun sıcaklığı ne kadar yüksekse, istenen termal verimlilik o kadar yüksek olur. Soğutucu olarak hafif su (normal su), ağır su, gaz ve sıvı metal kullanılır. Özellikle hafif su, hidrojenin kurucu unsurlarından biri olan protonun, nötronları absorbe ederek döteron haline gelen ve-ışınları yayan hidrojenin çekirdeği olması dezavantajına sahiptir. Çoğu zaman ucuz ve ucuz olduğu için kullanılır. Öte yandan, ağır su, nötron absorpsiyon kesitinin küçük olması gibi mükemmel bir özelliğe sahiptir, çünkü ağır suyun kurucu bir unsuru olan döteryum D'nin atom çekirdeği (döteron), nötronları neredeyse hiç absorbe etmez.

Moderatörler için gerekli koşullar, nötron absorpsiyon kesitinin küçük olması, saçılma kesitinin büyük olması ve soğutucu gibi nötronlar gibi radyasyonla kolayca değiştirilmemesidir. Ayrıca, genel olarak, bir nötronun çarpıştığı çekirdek kütlesi ne kadar yakınsa, nötronun kütlesine ne kadar yakınsa, nötronun kinetik enerjisinde saçılmaya bağlı olarak o kadar büyük bir azalma, az sayıda saçılmadan sonra nötron. Bu nedenle, moderatörün küçük kütle numaralı elementlerden oluşması ve karbon, hafif su, ağır su, berilyum vb. Kullanılması arzu edilir. İki tür çekirdek konfigürasyonu vardır: nükleer yakıt materyali ve moderatör materyalin karıştırıldığı ve entegre edildiği homojen bir tip ve moderatörde orta derecede büyük bir yakıt düzeneğinin bulunduğu homojen olmayan tip. Merkezden çekirdeğe sızan nötronları geri döndürmek için genellikle çekirdeğin etrafına bir nötron yansıtıcı yerleştirilir.

Kontrol malzemesi, nötronların yakıt tarafından emilme olasılığını değiştirerek etkili çarpım faktörünü kontrol etmek için bir maddedir ve bir nötron emici madde kullanılır. Nötron absorbe edici olarak, büyük bir nötron absorpsiyon kesitine sahip bir madde kullanılır. Spesifik kullanım, çubuk şeklindeki veya plaka şeklindeki bir ürünün çekirdeğin içine ve dışına alındığında (buna genellikle bir kontrol çubuğu denir) ve onu bir soğutucuda (genellikle sıvı zehir olarak adlandırılır) çözülerek kullanıldığında içerir. Var. Madde olarak kadmiyum, bor, hafniyum vb. Kullanılmaktadır. Reaktörü kontrol etmek için yakıtın kendisi veya reflektörler kullanılabilir.

Çekirdekte fisyon reaksiyonu ile birlikte γ-ışınları, nötron ışınları vb. Üretilir ve radyoaktif fisyon ürünleri de üretilir. Bu nedenle, bunların reaktörden dışarı sızmasını önlemek için yollar bulmak gerekir. Yakıtta oluşan fisyon ürünlerinin soğutucuya sızmasını önlemek için yakıt, alüminyum, paslanmaz çelik veya zirkonyum (zirkonyum alaşımı) gibi metal bir bölmeye yerleştirilir. Bu bölmeye kaplama denir. Bu durumda çekirdek, çekirdeği soğutan soğutucuyu tutmak için genellikle reaktör kabı olarak adlandırılan bir metaldir, böylece yakıt kaplaması kırılırsa ve fisyon ürünleri soğutucuya sızarsa, dışarıya sızmazlar. Bir konteynere (karbon çelik veya paslanmaz çelikten yapılmış) monte edilir. Reaktör kabı soğutucu ile doldurulur ve nötronlar nedeniyle kap malzemesinin zarar görmesini ve gama ışınlarından kaynaklanan aşırı ısı oluşumunu önlemek için reaktör kabı ile çekirdek arasına ısı kalkanı adı verilen bir kalkan yerleştirilir. Reaktör kabının dışına beton bir kalkan yerleştirilir. Buna biyo-kalkanlama denir çünkü dışarıdaki insanların aşırı radyasyona maruz kalmasını önlemek için kurulur.

Soğutucu genellikle reaktör kabının içine veya dışına yerleştirilen bir pompa tarafından çalıştırılır ve ısınmak veya buharlaşmak, çekirdekten çıkmak ve ısıyı kullanım sistemine göndermek için göbekten geçer. Yakıt kaplaması arızalı olduğunda fisyon ürünleri soğutucuya karışır. Çekirdekteki nötronlar tarafından kendisi de aktive edilir. Bu nedenle, çekirdekten geçen soğutucu doğrudan ısı kullanım sistemine yönlendirilemeyebilir, ancak ısı bir ısı eşanjörü ile başka bir soğutucuya aktarılabilir ve tekrar göbeğe geri döndürülebilir. Bu durumda, çekirdekten geçen soğutucuya birincil soğutucu, ısıyı ısı eşanjöründen aktaran soğutucuya ikincil soğutucu denir. İkincil soğutucudaki su bir ısı eşanjöründe buhar ürettiğinde, bu ısı eşanjörüne özellikle buhar jeneratörü denir. Çekirdekten geçen soğutucu sirkülasyon sistemine radyoaktif materyalleri yakalayan bir cihaz yerleştirmek, reaktör soğutma sistemi ve birincil soğutma sisteminin bakımı ve denetimi sırasında çalışanların maruziyetini azaltmada etkilidir. Soğutucu su olduğunda, genellikle bir iyon değişim reçinesi veya benzerini kullanan bir tuzdan arındırma saflaştırma cihazı kullanılır. Ayrıca, reaktör kabı ve birincil soğutma sisteminin ana parçası hava geçirmez bir kapta muhafaza edilmelidir, böylece birincil soğutma sistemi hasar görürse büyük miktarda radyoaktif malzeme çevreye salınmayacaktır. Bu konteynere muhafaza kabı denir. Yukarıdakiler şekilde gösterilmiştir 3 bu şekilde ol.

Reaktör tipi

Reaktörler, çekirdek tasarımlarına, kullanılacak malzemelerin seçimine, kullanım amacına vb. Bağlı olarak çeşitli şekillerde tasarlanabilir ve bu nedenle çeşitli türleri de mevcuttur.

Çekirdek tasarım açısından, esas olarak nükleer fisyona neden olan termal nötronlar, bir dereceye kadar yavaşlamış orta hızlı nötronlar veya neredeyse hiç yavaşlamayan hızlı nötronlar arasında bir seçim vardır. , Orta hızlı (nötron) reaktörler ve hızlı (nötron) reaktörler sınıflandırılır. Orta hızlı reaktörlerde ve termal nötron reaktörlerinde moderatörlere ihtiyaç vardır. Çekirdekte, bazı nötronlar 2 3 8 U, toryum 2 2 3 2 Th, vb. Tarafından yakalanır. Bu çekirdekler nötronları yakaladığında

2 3 8 U + n─ → 2 3 9 U + γ

2 3 9 U─ → 2 3 9 Np + β (yarılanma ömrü 23,5 dakika)

2 3 9 Np─ → 2 3 9 Pu + β (yarılanma ömrü 2.35 gün)

2 3 2 Th + n─ → 2 3 3 Th + γ

2 3 3 Th─ → 2 3 3 Pa + β (yarılanma ömrü 22,2 dakika)

2 3 3 Pa─ → 2 3 3 U + β (yarılanma ömrü 27 gün)

İki β bozunumundan sonra, 2 3 9 Pu ve 2 3 3 U gibi bölünebilir malzemelere dönüşür (burada n bir nötron, γ bir γ-ışını ve β bir β-ışınıdır). Bu fenomen dönüşüm olarak adlandırılır ve bölünebilir bir atomun bölünmesi sırasında üretilen bölünebilir atomların sayısına dönüşüm oranı denir. Dönüşüm oranı 1'den büyük olduğunda, reaktörün çalışmasına göre çekirdekteki bölünebilir malzeme miktarı artar, bu nedenle dönüşüm oranından ziyade büyüme oranı olarak adlandırılır. Büyük bir dönüşüm oranına (genellikle 0,7 veya daha yüksek bir hedef) sahip bir reaktöre dönüşüm reaktörü, 1'den büyük tasarıma sahip bir reaktöre ise damızlık reaktörü denir. Öte yandan, bu şekilde elde edilen bölünebilir malzemeyi yakıt olarak kullanan bir nükleer reaktöre özel bir yanma reaktörü denir.

Kullanılan malzemelere göre sınıflandırma da yaygındır. Doğal uranyum reaktörleri ve zenginleştirilmiş uranyum reaktörleri yakıt, grafit fırınları, ağır su reaktörleri, hafif su reaktörleri, berilyum reaktörleri moderatörlere göre sınıflandırılır ve gaz soğutmalı reaktörler, su soğutmalı reaktörler, sodyum soğutmalı reaktörler vb. soğutucu ile. var mı. Hafif su yavaşlaması Hafif su reaktörleri, soğutma suyuna basınç uygulayarak kaynamayı bastırırken yüksek sıcaklıkta su elde eden basınçlı su reaktörlerini ve reaktör kabından buhar çıkarmak için çekirdekte kaynamaya izin veren kaynamayı içeren genellikle hafif su reaktörleri olarak adlandırılır. . Su soğutmalı tipi vardır.

Daha sonra, çekirdek yapısı açısından, reaktör kabına sadece çekirdeğin yerleştirildiği ayrı tipe ek olarak, çekirdek serbest yüzeyli bir su havuzundadır ve bu su, bir soğutucu ve biyolojik bir kalkan olarak ikiye katlanır. . Yüzme havuzu tipi, reaktör kazanında birincil soğutucu sistemli ve ısı eşanjörlü entegre tip veya her yakıt grubu soğutuculu bir boru içindedir ve bu boru moderatör içerir Konteynere giren basınçlı tüp tipi vardır.

Reaktörler, kullanım amaçlarına göre de sınıflandırılabilir. Genel olarak konuşursak, radyasyon kullananlar, özellikle nötronlar ve ısı kullananlar var. İlki, araştırma reaktörlerini, malzeme test reaktörlerini, tıbbi reaktörleri, vb. İçerir ve ikincisi, bölgesel ısıtma ve deniz suyunu tuzdan arındırma amacıyla kullanılan güç üretim reaktörlerini ve proses ısı kaynağı reaktörlerini içerir.

Reaktör tesisi

Bir nükleer reaktör tesisini oluşturan ekipman, reaktör tipine göre farklılık gösterir. Burada nükleer enerji reaktörü esas olarak tanımlanacaktır.

Çekirdek ve ana soğutma sistemi konfigürasyonu

Çekirdek genellikle bir yakıt grubu, moderatör ve soğutucudan oluşur.

(1) Hafif su reaktörleri Hafif su reaktörlerinde, soğutucu aynı zamanda bir moderatör görevi görür ve kaynar su reaktörleri ve basınçlı su reaktörleri vardır. Hafif su reaktörleri genel endüstride yaygın olarak kullanılan suyu kullandığından, pratik kullanım için daha az teknolojik gelişme gerekiyor ve 1960'larda Amerika Birleşik Devletleri'nde pratik kullanım teşvik edildi.1996 itibariyle, dünya çapında yaklaşık 300 ünite kullanılmaktadır ve nükleer enerji üretim tesislerinin% 80'ini oluşturmaktadır. Buna Rusya'da yapılan VVER adlı hafif su reaktörü de eklendiğinde yaklaşık% 90'a ulaşıyor. Bu fırın tipinin dezavantajları, birincil soğutma sisteminin yüksek bir basınca sahip olması ve basınç 100 atm'yi aşsa bile ısıl verimliliğin zayıf olmasıdır.

(A) Kaynar su reaktörü (BWR) Bu, soğutucuyu reaktörde kaynatıp buharı doğrudan türbin jeneratörüne göndererek kullanan bir tür reaktördür. Moderatör olarak iki katına çıkan soğutucu, çekirdekteki yakıt çubukları arasından geçerken kaynayan yaklaşık 278 ° C'de yaklaşık 70 atm'ye kadar basınçlı sudur ve bir kısmı buhar ve üst kısmındaki hava suyu olur. çekirdek. Bir ayırıcı aracılığıyla buhar ve suya ayrılır ve buhar ayrıca bir buhar kurutucusundan geçirilerek reaktör çekirdeğinden ayrılır ve buhar türbinine gönderilir (Şekil). 5-bir ). Öte yandan ayrıştırılan su, çekirdek etrafındaki alanda su absorpsiyonu ile karıştırılarak tekrar nüveye gönderilir. Türbinden geçen buhar, kondenser tarafından suya döndürülür, su besleme pompası ile reaktör kazanına gönderilir, jet pompası ile reaktör suyu ile karıştırılarak nüveye gönderilir. Yakıt çubuğu, Zircaloy-2'den yapılmış bir kaplama tüpü içinde paketlenmiş yaklaşık 1.1 cm çapında ve yaklaşık 1 cm uzunluğunda düşük konsantrasyonlu (yaklaşık% 3) bir uranyum dioksit kütlesidir (pelet olarak adlandırılır). Yakıt grubu, 63 adet yakıt çubuğu ve 8x8'lik bir ızgaraya yerleştirilmiş ve bir Zircaloy-4 kanal kutusu içine yerleştirilmiş toplam 64 adet su içeren bir çubuktan oluşmaktadır. 5-b Yapısına sahiptir. 1 milyon kW güç üretim kapasitesine sahip bir nükleer reaktörde, çekirdeği oluşturmak için 764 gövde toplanmıştır. Çekirdeğin boyutu yaklaşık 4,5 m yüksekliğindedir (ısı üreten kısım 3,7 m'dir), çap yaklaşık 4,75 m'dir ve yakıtın toplam ağırlığı yaklaşık 140 tondur. Kontrol çubukları, dört yakıt düzeneği arasındaki kavşaktan geçen çapraz bir şekle sahiptir ve bıçaklar bor karbür tozu içerir. Bunlardan 185 tanesi, reaktör kabı altında sağlanan bir kontrol çubuğu tahrik mekanizması ile aşağıdan hazırlanır ve sürülür. Reaktör kabı, 88 atm'lik bir tasarım basıncına ve 302 ° C'lik bir tasarım sıcaklığına sahiptir.

(B) Basınçlı Su Reaktörü (PWR) Basınçlı su reaktörü, soğutucunun, hafif suyun basıncı yaklaşık 157 atm olacak şekilde tasarlanmıştır ve çekirdeğe alttan 289 ° C sıcaklıkta girer ve çekirdekten çıkar. 325 ° C'de bu su, ikincil soğutucunun suyunu dışarıdan ısıtmak ve kaynatmak için reaktör kabının dışındaki buhar jeneratörünün içindeki ters çevrilmiş U şeklinde ince bir tüpten geçer ve ardından tekrar reaktör kabına gönderilir (Şek. ). 4-bir ). İkincil soğutucu, yaklaşık 80 atm'de doymuş veya aşırı ısıtılmış buhar haline gelir ve buhar türbinine gönderilir. 1 milyon kW elektrik üretim kapasitesine sahip olan PWR, BWR'den biraz daha küçük olan 8.2 mm'lik bir yakıt pelet çapına sahiptir. Yakıt grubu, yaklaşık 200 yakıt çubuğundan ve kontrol çubuğu kümelerine bağlı 20'den biraz daha az kılavuz borudan (yüksükler) oluşur ve bunlar 14x14, 15x15 veya 17x17 kare ızgara şeklinde düzenlenmiştir. (Şekil 4-d ). Çekirdek 193 yakıt düzeneğinden oluşur, yaklaşık 3.4 m çapa sahiptir ve yüklenen toplam uranyum dioksit ağırlığı yaklaşık 89 tondur. Kontrol çubukları, gümüş indiyum-kadmiyum alaşımı ile doldurulmuş çubukların her bir kılavuz tüpe üstten sokulduğu ve bir yakıt düzeneğine giren yaklaşık 20 çubuğun bir kontrol çubuğu kümesi tahrik cihazına bağlandığı bir sistemdir. Çekirdekte bunun 61 seti var (Şekil). 4-b ). PWR'nin ekipman özelliği bir basınçlandırıcı ve bir buhar üreticisidir. Basınçlandırıcı, birincil soğutma sisteminin basıncını düzenleyen bir cihazdır. Sistemin basıncı düştüğünde içerideki su elektrik ısısı ile ısıtılarak buharı arttırır ve basıncı arttırır, basınç çok yükseldiğinde içerideki buharın üzerine soğuk su püskürtülür. Basıncı yoğunlaştırmak ve azaltmak için. Birincil soğutma sistemindeki basınç aniden yükselir ve soğuk suyun kontrol kapasitesini aşarsa, burada sağlanan tahliye vanası ve emniyet vanası açılır (Şekil). 6 ). Öte yandan, buhar üreteci şekilde gösterilmiştir. 4-c Kabaca, yüksek sıcaklıktaki birincil soğutma suyunun, çevredeki suyu ısıtmak için ters çevrilmiş U şeklindeki bir borudan aktığı bir türe ve yüksek sıcaklıklı birincil soğutma suyunun düz bir borudan aktığı bir türe ayrılır. İlki daha fazla kullanım örneğine sahiptir. Her durumda, ısı transfer tüplerinin sayısı yaklaşık 10.000 veya daha fazla olduğu için ve gerilme korozyonu çatlaması, kullanım sırasında imalat hataları veya su kalitesi yönetimi hataları, imalat, muayene ve Muayene, Yönetim için özel dikkat gereklidir. Reaktör kazanının tasarım basıncı ve sıcaklığı 175 atm ve 343 ° C'dir.

(2) Ağır su reaktörü Bu, hafif su yerine moderatör (veya bazı durumlarda soğutucu olarak) olarak küçük nötron soğurma kesitine sahip ağır su kullanan bir reaktördür. Bu nedenle yakıt olarak doğal uranyum kullanılabilir ancak ağır su pahalıdır ve nötronları kolayca emerek trityum olma dezavantajına sahiptir. Çok kullanılan Kanada'da yapılan basınçlı tüp tipi reaktörde, reaktör gövdesi, moderatör olarak ağır su içeren bir kaba (calandria tankı) giren çok sayıda boruya sahip olup, içinden yüksek basınçlı hafif su veya ağır su geçmektedir. bu konteyner. Yapı, soğutucu akışkan olacak şekildedir. Bu tüpe basınç tüpü denir. Bu basınç tüpü, yaklaşık 16 mm çapında ve 4,5 m uzunluğunda 28 veya 37 yakıt çubuğu içerir. Ağır su reaktörleri ayrıca bu borudan akan soğutucunun BWR gibi kaynatıldığı bir tasarıma ve ikincil soğutucunun PWR gibi kaynamadan ayrı olarak monte edilmiş bir buhar jeneratörü tarafından kaynatıldığı bir tasarıma sahiptir (Şekil). ..

(3) Sodyum soğutmalı reaktör Geçmişte, moderatör olarak grafiti kullanan termal nötron reaktörleri için soğutucu olarak sıvı sodyum kullanılmaya çalışılmıştı, ancak şimdi sadece hızlı besleyici reaktörler için bir soğutucu olarak kullanılıyor. Hızlı reaktörler moderatör gerektirmez, bu nedenle hafif su gibi büyük moderatörlere sahip moderatörler soğutucu olarak kullanılamaz. Ayrıca büyüme oranını arttırmak için nötron ekonomisini iyileştirmek için çekirdekteki soğutucu akışkanın hacim oranını düşürmek önemlidir ve bu amaçla yüksek ısı iletkenliği ve ısı taşıma kapasitesine sahip sıvı sodyum kullanılır. var mı. Sıvı sodyum, güçlü kimyasal aktiviteye sahiptir ve hava veya su ile temas ettiğinde tutuşabilir veya patlayabilir, bu nedenle kullanım sırasında dikkatli olunmalıdır, ancak normal basınçta kaynama noktası 880 ° C olduğundan, basınçlandırma gerekli değildir. Yüksek ısıl verim elde etmek kolaydır çünkü yüksek sıcaklık elde edilebilir ve kaliteli su buharı elde edilebilir.

Sodyum soğutmalı hızlı reaktörün reaktör kabının içindeki yapı öncekiyle aynıdır, ancak çekirdek yakıt düzeneklerinden oluşur, ancak yakıt kaplaması paslanmaz çelikten yapılmıştır ve içindeki yakıt peletleri bozulmuştur. Yaklaşık% 20 bölünebilir plütonyum ile karıştırılmış karışık bir uranyum oksitten yapılmıştır ve yakıt çubuklarının çapı yaklaşık 8 mm kadar incedir. Bulunduğu yerde bir özellik var. Sodyum, yaklaşık 380 ° C'de yakıt düzeneğine çekirdeğin altından girer ve yaklaşık 550 ° C'de çıkar. Çekirdeği terk eden sodyum, nötron ışınlamasıyla etkinleştirilir. Şu anda, bu sodyum buhar üreteci yerine ara ısı eşanjörüne gönderilir ve burada başka bir sodyumu (ikincil sodyum) ısıtır ve çekirdeğe geri döner. İkincil sodyum, buhar üretmek için bir buhar jeneratörüne gönderilir. Kontrol çubuğu olarak B 4 C taneleri ile dolu bir çubuk kullanılır (Şekil).

(4) Gaz soğutmalı reaktör İki tür gaz soğutmalı reaktör vardır; biri soğutucu olarak karbondioksit, diğeri helyum kullanır. İlki, Calder Hall tipi grafit yavaşlamayı ve geliştirilmiş versiyonu olan AGR'yi ve Fransa'da geliştirilen ağır su yavaşlamasını içerir. Bunlardan Birleşik Krallık'ta halen ana operasyon olan AGR, 20Cr-25Ni-Nb çeliğinden moderatör olan grafit bloklarının istiflenmesi ve düzenli olarak açılan deliklere ince zenginleştirilmiş uranyum oksit peletlerinin yerleştirilmesi ile yapılmaktadır. bloklarda. Çekirdek, bir kaplama tüpüne yerleştirilmiş yakıt çubuklarından oluşan bir yakıt elemanından oluşur. Soğutucu madde olan karbondioksit gazı çekirdeğe yaklaşık 300 ° C sıcaklıkta girer, 650 ° C içerden ve dışarıdan çıkar ve buhar jeneratörüne gönderilir.

Öte yandan, soğutucu olarak helyum gazı kullanan bir nükleer reaktörde, uranyum ve toryum karbürlerinin grafit ile çift veya üçlü kaplandığı partiküller (kaplanmış partiküller), metalle kaplanmış bir yakıt kullanılmadan grafit içinde bulunur. Çok sayıda altıgen sütun (grafit olarak da adlandırılır) bir çekirdek oluşturmak için bir çekirdek içinde toplanır ve soğutucu, sütunlarda yapılan çok sayıda delikten dökülür. Amerika Birleşik Devletleri'nde inşa edilen Fort St. Vrain fırınında, soğutucu giriş sıcaklığı 338 ° C, çıkış sıcaklığı 761 ° C ve basınç yaklaşık 50 atm'dir. Böyle bir reaktöre HTGR adı verilir. HTGR'nin çekirdeği için yukarıda açıklanan prizma sütunlu yakıt elemanını kullanan yönteme ek olarak, grafit ile yaklaşık 5 cm çapında küreler halinde oluşturulmuş yukarıda bahsedilen grafit kaplı parçacıkların büyük bir kısmı bir grafit kaba yerleştirilir. çekirdeği oluşturmak için. Çakıl yatak sistemi de mevcuttur. Soğutucu, bu küredeki boşluklardan akar. HTGR'nin çekirdeğinden boşaltılan soğutucunun doğrudan buhar jeneratörüne gönderildiği, gaz türbininin çevrilerek buhar jeneratörüne gönderildiği veya endüstriyel bir işlem için ısı kaynağı olarak kullanıldığı bir yöntem de düşünülmektedir. .
[Nükleer reaktörlerin sınıflandırılması]

Fisyon reaktörü Sürekli bir fisyon zinciri reaksiyonu tarafından üretilen enerjiyi kullanmak için bir cihaz. Genel olarak konuşursak, bir nükleer reaktör buna atıfta bulunur. Füzyon reaktörü Sürekli bir füzyon reaksiyonu tarafından üretilen enerjiyi kullanmak için bir cihaz. Hibrit fırın Battaniyeyi bölünebilir malzeme ile hafifçe yükleyerek veya (füzyon reaktörü için yakıt üreterek) füzyon nötronları tarafından fisyon ve dönüşüme neden olarak enerji dengesini geliştiren bir tür füzyon reaktörü. Ekonomik verimliliği artırmaya çalışanlar.
[Esas olarak nükleer fisyona neden olan nötronlara göre sınıflandırma]
Termal nötron reaktörü Fisyonuna esas olarak termal nötronlar neden olan reaktörler. Çekirdekte bir moderatör var. Hızlı nötron reaktörü Fisyonuna esas olarak hızlı nötronlar neden olan reaktörler. Hızlı reaktör olarak da adlandırılır. 1'den büyük dönüşüm oranına sahip bir çekirdek tasarlamak kolay olduğundan, onu bir damızlık reaktörü olarak kullanmak kolaydır.
[Moderatöre ve yakıt yerleşimine göre sınıflandırma]
Homojen reaktör Nötronlardan bakıldığında moderatör ve yakıtın homojen olduğu, yani nötronların ortalama serbest yoluna kıyasla küçük birimler halinde karıştırıldığı bir çekirdek. Bu durumda, karışımdaki yakıt kısmı ile karışıma bitişik moderatör kısım arasında nötron akı yoğunluğunda hemen hemen hiç fark olmadığı düşünülebilir. Heterojen reaktör Moderatör ve yakıtın homojen olmayan bir şekilde karıştırıldığı bir nükleer reaktör. Bu durumda moderatördeki nötron akı yoğunluğu ile yakıttaki nötron akı yoğunluğu arasında bir fark vardır ve bunu dikkate alan bir tasarım analizi gereklidir. Özel ateşleme fırını Yakıt olarak dönüştürme ile elde edilen bölünebilir malzemeyi kullanan bir nükleer reaktör.
[Dönüşüm oranı ve yayılma oranına göre sınıflandırma]
Dönüşüm fırını Yüksek dönüşüm oranlarına sahip reaktörler (ör. 0,7 veya daha yüksek). Damızlık reaktörü 1 veya daha fazla büyüme oranına sahip reaktörler. Gelişmiş Termal Reaktör Japonya'da geliştirilen ağır su yavaşlatmalı hafif su soğutma fırını. İngilizcede buna gelişmiş termal reaktör veya kısaca ATR denir. Hızlı üreyen reaktör 1 veya daha fazla büyüme oranına sahip hızlı bir reaktör. İngilizce'de, kısaca FBR, hızlı besleyici reaktör olarak adlandırılır.
[Yakıt ve soğutucuya göre sınıflandırma]
Doğal uranyum fırını Yakıt olarak doğal uranyum kullanan bir nükleer reaktör. Homojen olmayan bir çekirdek oluşturmak için moderatör olarak ağır su veya grafit kullanılırsa, doğal uranyum bile birkaç bin MWD / T'lik bir yanma sağlayabilir. Zenginleştirilmiş uranyum fırını Yakıt olarak zenginleştirilmiş uranyum kullanan bir nükleer reaktör. Hafif su reaktörü Moderatör olarak hafif su kullanan bir nükleer reaktör. İngilizcede buna hafif su reaktörü veya kısaca LWR denir. Bu durumda, soğutucu da hafif sudur. Şu anda hem PWR hem de BWR reaktör tipleri kullanılmaktadır. Ağır su reaktörü Moderatörü ağır su olan bir nükleer reaktör. Bu tip, soğutucu olarak basınçlı ağır su kullanan CANDU-PHW tipini, Birleşik Krallık'ta kaynar hafif su, ATR ve SGHWR kullanan CANDU-BLW tipini içerir. Araştırma reaktörlerinde de çok sayıda var. Erimiş tuz reaktörü Yakıtın sıvı bir erimiş tuz olduğu bir nükleer reaktör. Bir zamanlar Amerika Birleşik Devletleri'nde çalışan MSRE tek ve şu anda faaliyette değil. Gaz soğutmalı reaktör Soğutucu olarak gazı kullanan bir nükleer reaktör. Kullanılan gazlar arasında hava, karbondioksit ve helyum bulunur. İngilizcede buna gaz soğutmalı reaktör veya kısaca GCR denir. Birleşik Krallık'ta geliştirilen daha soğuk delikli reaktör (Tokai-mura'daki ilk ünite bu tiptir) ve AGR, karbondioksit soğutmalı ve yüksek sıcaklıkta gaz soğutmalı reaktörler Amerika Birleşik Devletleri'nde pratik kullanıma sunuluyor. ve Batı Almanya helyum soğutmalıdır. HTGR Gaz soğutmalı reaktörler arasında, yüksek soğutma suyu çıkış sıcaklığına sahip olanlar. İngilizcede, yüksek sıcaklıkta gaz soğutmalı reaktör veya kısaca HTGR olarak adlandırılır. Özellikle, bu ismin kullanılması gereken sıcaklık koşulları belirlenmemiştir, ancak genellikle çıkış sıcaklığı 700 ° C veya daha yüksek olan ve helyum soğutmalı bir nükleer reaktöre atıfta bulunur. Amerika Birleşik Devletleri'ndeki Fort St. Bren enerji santrali ve Batı Almanya'daki AVR ve THTR bu türdendir. Basınçlı su reaktörü Moderatör olarak basınçlı suyu kullanan ve aynı zamanda soğutucu görevi gören bir nükleer reaktör. İngilizce'de PWR olarak kısaltılmış basınçlı su reaktörü. Bir tür hafif su reaktörü. Mihama Elektrik Santrali ve Oi Elektrik Santrali'ndeki reaktörler bu türdendir. Kaynar su reaktörü Moderatör olarak kaynar suyu kullanan ve aynı zamanda soğutucu görevi gören bir nükleer reaktör. İngilizce'de kaynar su reaktörü veya kısaca BWR olarak adlandırılır. Bir tür hafif su reaktörü. Fukushima Daiichi ve 2 numaralı santrallerdeki reaktörler bu tiptedir.
[Yapıya göre sınıflandırma]
Yüzme havuzu tipi reaktör Tıpkı yüzme havuzu gibi, tepesinde açık bir tankta çekirdek bulunan bir nükleer reaktör. Bu su, bir kalkan ve soğutucu görevi görür. Örneklerin ısı kullanılmadan çekirdeğe yerleştirildiği araştırma reaktörleri gibi birçok yaklaşma ümidi olan nükleer reaktörler için uygundur. Japonya Atom Enerjisi Araştırma Enstitüsü'ndeki JRR-4 ve bir güvenlik araştırma reaktörü olan NSRR bu türdendir. Basınçlı tüp reaktör Moderatör Kalandria tankının içinde yer alır ve bu tanka basınçlı boru denilen birçok boru girer. İçine bir yakıt elemanının yerleştirildiği ve bir soğutucunun aktığı bir nükleer reaktör. Bu, ağır su reaktörleri için kullanılan modeldir. Entegre reaktör Reaktör kabı içinde bir buhar üreteci bulunan basınçlı su reaktörü. Deniz nükleer reaktörü olarak planlandı.
[Kullanım amacına göre sınıflandırma]
Araştırma reaktörü Araştırma reaktörü. Esas olarak radyasyon, özellikle nötronları kullanarak yapılan araştırmalarda kullanılır. Japonya Atom Enerjisi Araştırma Enstitüsü'nden JRR-2, JRR-3, JRR-4, JMTR veya NSRR, Kyoto Üniversitesi KUR ve Tokyo Üniversitesi YAYOI vardır. Nötron kaynağı fırını Esas olarak bir nötron kaynağı olarak kullanılan bir tür araştırma reaktörü. Tokyo Üniversitesi'nden YAYOI, hızlı bir nötron kaynaklı reaktördür. Malzeme test reaktörü Reaktör malzemeleri üzerinde araştırma için özellikle yüksek nötron akı yoğunluğu sağlamak ve malzeme testi için yeterince büyük bir numuneyi ışınlamak için tasarlanmış bir reaktör. Japonya Atom Enerjisi Araştırma Enstitüsü'nün JMTR'si bu tür bir reaktördür. Kritik deneysel ekipman Çeşitli çekirdek malzeme bileşimleri için kritik kütleyi, çıktı dağılımını, malzemelerin reaktivite değerini vb. Ölçmek veya nükleer tasarım hesaplama yöntemlerini doğrulamak amacıyla kullanılan bir nükleer reaktör. Çekirdeğin malzeme bileşimini değiştirmeyi kolaylaştırmak için, çekirdeği oluşturmak üzere çeşitli çekirdek yapı blokları birleştirilir. Japonya Atom Enerjisi Araştırma Enstitüsü, FCA (Hızlı Reaktörler için Kritik Deneysel Ekipman) ve TCA'ya (Hafif Su Reaktörleri için Kritik Deneysel Ekipman) sahiptir. Deneysel fırın Belirli bir reaktör tipinin gerçekten inşa edilip çalıştırılabileceğini doğrulamak ve onu pratik kullanıma sokmak için gerekli verileri elde etmek için bir nükleer reaktör. Nükleer reaktör gelişimi için 20'den fazla deneysel reaktör türü inşa edildi, ancak bunlardan sadece birkaçı güç reaktörü olarak pratik kullanıma sokuldu. Genel endüstriyel alanda bir pilot tesise karşılık gelir. Prototip fırın Belirli bir tür nükleer reaktörün prototipi olan nükleer reaktör. Veya aynı tipteki bir dizi reaktörün ilki. Japonya'nın gelişmiş termal reaktörü <Fugen> ve hızlı üreme reaktörü <Monju> prototip reaktörler olarak kabul edilir. Gösteri fırını Bir tür reaktörün tasarlanabileceğini ve ekonomik olarak uygulanabilir olduğunu gösteren bir reaktör. Mühendislik gösterimine vurgu yapılırsa, bu DEMO reaktörü ile eşanlamlı olacaktır. Avrupa'da böyle kullanılıyor. Japonya ve Amerika Birleşik Devletleri'nde, ekonomik verimliliğin gösterilmesine vurgu yapılan DEMO reaktörünün bir sonraki aşama reaktörüdür. Pratik fırın Gelişmiş mühendisliğe sahip ve diğer enerji tedarik kapasiteleriyle ekonomik olarak rekabet edebilecek bir aşamada olan bir nükleer reaktör. Güç reaktörü Güç kaynağı olarak kullanılan bir nükleer reaktör. Güç reaktörleri, gemi tahrik reaktörleri vb. Çok amaçlı fırın Çeşitli amaçlarla kullanılabilen bir nükleer reaktör. Örneğin, HTGR yalnızca güç üretimi için değil, aynı zamanda çeşitli endüstriyel işlemler için bir ısı kaynağı olarak da kullanılabilir, bu nedenle bazen bu şekilde adlandırılır. Üretim fırını Bölünebilir malzeme, özellikle plütonyum üretmek için kullanılan bir nükleer reaktör. Ayrıca plütonyum üretim fırını olarak da adlandırılır. Büyük bir doğal uranyum veya biraz zenginleştirilmiş uranyum çekirdek olarak, düşük yanmalı yakıt çıkarma yöntemi benimsenmiştir. Kimyasal reaktör Çekirdekte endüstriyel bir işlem olarak radyokimyasal reaksiyona neden olan bir nükleer reaktör. Bir radyasyon polimerizasyon reaksiyonu kullanılarak bir polimer bileşiği üretilir. Tıbbi reaktör Tümörleri, özellikle nötronları radyasyon kullanarak tedavi etmek için inşa edilen ve kullanılan bir nükleer reaktör.
Shunsuke Kondo

Reaktör kapatıldığında soğutma sistemi

Reaktör kapandıktan hemen sonra, reaktördeki yakıt kaplama malzemesinin erime noktasından daha yüksektir, bu nedenle soğutma yetersizse reaktörün tuttuğu ısı kaplama malzemesine aktarılır ve kaplamaya zarar verir. Ayrıca yakıtta biriken fisyon ürünlerinin çürümesi nedeniyle ısı oluşumu devam ettiğinden, uzun süre sağlamlığını korumak için buna orantılı soğutma (bozunma ısısı giderme) yapılması gerekmektedir. Bu amaçla reaktöre kurulan sisteme kapatma soğutma sistemi veya bozunma ısı giderme sistemi denir.

Reaktör su yönetimi ekipmanı

Hafif su reaktörlerinde su yönetimi, ham su yönetimi, reaktör soğutma suyu arıtma ve sıvı atık arıtımı olarak ikiye ayrılır. Bunlardan soğutma suyunun arıtılması BWR'de reaktör suyu arıtma cihazı ile yapılmaktadır. Bu, (1) reaktör suyundaki yabancı maddelerin ısı transfer yüzeyine yapışması nedeniyle yakıt çubuğu yüzeyindeki ısı transfer katsayısının bozulmasını ve (2) reaktör suyundaki korozyon ürünlerinin ve diğer safsızlıkların aktivasyonunu önler. , Işınlarının ve β ışınlarının ikincil kaynak haline gelmesi engellenir ve su kalitesini korumak için reaktör suyu filtrelenir ve iyon değiştirilir. Tuzdan arındırma arıtma cihazı olarak adlandırılır. PWR'deki ilgili ekipman, kimyasal ve hacim kontrol ekipmanıdır. Bu ekipman yalnızca soğutucudaki korozyon ürünlerini ortadan kaldırmakla kalmaz, aynı zamanda birincil soğutma sistemini soğutma sıvısı ile yeniler, bir nötron emici olarak soğutucudaki borik asit konsantrasyonunu ayarlar ve ana soğutma sıvısı pompasını sızdırmaz hale getirir. Mil sızdırmazlık suyunun sağlanması gibi işlevleri vardır. PWR'nin ikincil sisteminde, buhar jeneratörü kılcal damarlarının gerilme korozyonu çatlamasını önlemek için oksijen konsantrasyonunu kontrol etmek için hidrazin enjekte edilir.

Atık arıtma sistemi

Reaktör tesisinden borular ve ekipmanlarla çevreye az miktarda fisyon ürünü çıkmaktadır. Bunlara gazlı, sıvı veya katı radyoaktif atık denir. Kripton ve ksenon gibi radyoaktif nadir gazlara ek olarak, gaz halindeki atıklar iyot ve trityum gibi gazları ve krom, manganez ve kobalt gibi ince parçacıkları içerir. BWR durumunda, ana emisyon yolları, kondenser hava çıkarıcıdan gelen egzoz gazı ve muhafaza kabı ve binanın atmosferidir. Bu egzoz gazı, suyun radyoliziyle üretilen hidrojen ve oksijeni içerdiğinden, yeniden birleştirilir, sıkıştırılır ve bir zayıflatma tankında depolanır ve radyoaktivite zayıflatıldıktan sonra bir filtre aracılığıyla atmosfere salınır. PWR durumunda, çeşitli soğutma tanklarından bükülmüş gazın arıtılması sürecinde üretilen atık gaz, esas olarak kimyasal / hacim kontrol sisteminden gelen hidrojenden oluşan esas olarak nitrojen ve temizleme gazından oluşur. Atık gaz sıkıştırılır, depolanır, radyoaktivite ile zayıflatılır ve sonra serbest bırakılır. Sıvı atık, soğutma suyunun arıtılması amacıyla kurulan kondansatörlerin rejenerasyonu sırasında oluşan ekipman drenajlarını (sızan su), zemin giderlerini ve atık sıvıyı içerir. Reaktörlerde filtrasyon ve tuzdan arındırma sonrasında ekipman drenleri kullanılır. Filtrasyon işleminden sonra, radyoaktivite seviyesinin düşük olduğu teyit edildikten sonra zemin drenajı kondenser soğutma suyu drenaj kanalına boşaltılır. Nötralizasyondan sonra, geri dönüştürülen atık sıvı buharlaştırılır ve radyoaktivite seviyesi yüksekse konsantre edilir. Ek olarak, kullanılan iyon değişim reçinesi, filtre çamuru, buharlaştırıcı konsantre vb. Su emici bir malzeme veya katılaştırıcı malzeme ile karıştırılır ve sıkıştırılıp hacmi küçültülebilenler daha sonra varillerde paketlenir. Yakma yoluyla hacim azaltma da etkilidir ve son zamanlarda üretilen katı atık miktarı bu yöntemin benimsenmesiyle önemli ölçüde azaltılmıştır.Hızlı reaktörlerde ve gaz reaktörlerinde neredeyse hiç radyoaktif drenaj yoktur, bu nedenle üretilen radyoaktif atık miktarı azdır. Sıvı sodyumun saflaştırılması için, sıvıdaki safsızlıkların düşük sıcaklıkta çökelmesi olgusunu kullanan bir soğuk tuzak veya safsızlıkların belirli bir yüksek sıcaklık metal yüzeye yapışmasını kullanan bir sıcak tuzak kullanılır. Bu nedenle, katı atık olarak üretilse de, azaltılmış bir hacimde depolanması zor değildir.

Reaktör kontrol sistemi

Bir nükleer reaktör tesisinin kontrol sistemi, bir çıkış kontrol sistemi, bir nötron enstrümantasyon sistemi, bir proses enstrümantasyon sistemi, bir radyasyon ölçüm sistemi, bir güvenlik koruma sistemi, bir anormallik teşhis sistemi ve benzerlerinden oluşur.

(1) Çıktı kontrol sistemi Bir nükleer reaktör çalıştırıldığında, yakıtta dönüştürme yoluyla bölünebilir çekirdekler üretilebilir, ancak normal bir tasarımda bölünebilir çekirdeklerin tüketimi daha fazladır ve bölünebilir çekirdeklerin oranı zamanla azalır. Gitmek. Öte yandan, nötronları emen fisyon ürünleri, radyoaktif olarak bozulmuş olsalar bile üretilen fisyon ürünlerinin miktarı büyük olduğu için birikir. Bu nedenle, çekirdeğin etkili foto-çoğaltıcı tüpü genellikle azalır. Güç reaktörlerinde vb. Çıktı talebine göre çekirdeğin efektif çarpma faktörünü artırmak veya azaltmak gerekir. O sırada, çekirdek sıcaklığındaki değişime bağlı olarak yakıt ve moderatörün yoğunluğu değişir ve absorpsiyon kesitinin etkili boyutu da Doppler etkisine bağlı olarak değişir, bu nedenle etkili çarpma faktörü aynı zamanda çekirdek sıcaklığıyla da ilgilidir. Bu nedenle, çıkışı kontrol etmek için, gerekli çıkış ile akım çıkışı arasındaki farkı gözlemlerken kontrol çubuklarını içeri ve dışarı hareket ettiren bir cihaz gereklidir. Bu çıkış kontrol sistemidir.

BWR'de, kontrol çubuklarını kullanan çıktı kontrol yöntemi ve esas olarak devridaim akış hızı ile çekirdekteki kaynama durumunu kontrol etme ve etkin çarpma faktörü üzerindeki etkiyle çıktıyı ayarlama yöntemi birlikte kullanılır. Devridaim debisi arttığında veya azaldığında çekirdekte soğutma suyunun kaynadığı kısmın hacmi değişir. Kaynayan kısımda moderatör olarak hidrojen miktarı az olduğu için bu kısım arttıkça çıktı azalmaktadır. Bu yöntem fırın içerisindeki radyal çıkış dağılımını çok fazla değiştirmediği için kontrol çubuğu sistemine göre tercih edilen bir kontrol yöntemidir. Bu nedenle, bu yöntem, nominal çıkışa yakın yük dalgalanmasını takip etmek için kullanılır ve kontrol çubuğu sistemi, reaktörün başlatılması ve durdurulması durumunda olduğu gibi büyük bir çıkış seviyesi değişikliği ve uzun vadeli reaktivite değişikliği ve çıktısına sahiptir. Dağıtımı ayarlamak için kullanılır.

Öte yandan, PWR'de kontrol çubukları, çıkış kontrolünün doğrudan taşıyıcılarıdır ve bununla bağlantılı olarak, birincil soğutma sisteminin basıncını ve su hacmini kontrol eden basınçlandırıcı basınç kontrol sistemi, su seviyesi kontrol sistemi. Buhar jeneratörü içindeki su seviyesi ve yük aniden değiştiğinde türbin baypas buharını kontrol eden bir buhar boşaltma kontrol sistemi vardır. İşlem, çıktıya göre birincil soğutucunun ortalama sıcaklığını sistematik olarak değiştirmek için bir yöntem kullanır. Bunu başarmak için sistem şemasının şeması 6 Fisyon ürünlerinin birikmesine karşılık gelen uzun vadeli reaktivite kontrolü, birincil soğutucudaki borik asit konsantrasyonunun ayarlanmasıyla gerçekleştirilir. Normalde, konsantrasyon ilk çekirdekte yaklaşık 1000 ppm ve yanmanın sonunda yaklaşık 40 ppm'dir.

(2) Nötron enstrümantasyon sistemi Bir nükleer reaktörün kontrolü esas olarak nötronların sayı yoğunluğunu değiştirerek yapıldığından, nötronların sayı yoğunluğunu doğru bir şekilde ölçmek önemlidir. Genel olarak nötronlar üç aralıkta ölçülür. 0 çıktısından nominal çıktının yaklaşık 1 / 1000'ine kadar olan aralık aktivasyon bölgesi olarak adlandırılır ve genellikle darbeli bir çıktı sinyali olan bir fisyon sayacı veya orantılı sayaç kullanılır. Bu bölgede, nötron kaynağı genellikle çekirdeğe yerleştirilir, böylece nötronların sayı yoğunluğu aletin algılama sınırının altına düşmez, bu nedenle nötron kaynak bölgesi olarak da adlandırılır. Ara bölge aynı zamanda reaktör periyodik bölgesi olarak da adlandırılır ve nominal çıktının yaklaşık% 0.01 ila yaklaşık% 1'i aralığını kapsar. Γ ışınlarının etkilerini telafi eden iyonlaşma odaları genellikle ölçüm cihazları olarak kullanılır. Çıkış aralığı, nominal çıkışın% 1 ila% 100'ü aralığındadır ve genellikle iyonizasyon odası çıkış akımı yükseltilir ve çıkış ölçerde görüntülenir.

(3) Proses enstrümantasyon sistemi Bu, her bir tesis sisteminin çalışma durumunu, yani sıcaklığı, basıncı ve debiyi ölçmek ve gerektiğinde kontrol etmek için kullanılan bir cihazdır.

(4) Radyasyon ölçüm sistemi Bu cihaz, insanlar için radyasyon tehlikelerini önlemek ve tesis tesislerinin güvenli çalışmasını sağlamak için tesis içindeki ve dışındaki radyoaktif maddelerin konsantrasyonunu ve doz oranını ölçer.

(5) Güvenlik koruma sistemi Nötron ölçüm cihazından veya proses ölçüm cihazından gelen sinyale, reaktörün veya turbodan gelen acil durum kapanmasına (sinyal karışmasına) bağlı olarak reaktörün güvenliğini bozabilecek bir durumun meydana geldiğine karar verildiğinde jeneratör Reaktörün durdurulması (tetiklenmesi), reaktör ve turbo jeneratörün hasar görmesini önlemek ve acil durum çekirdek soğutma sistemi gibi mühendislik güvenlik tesislerini çalıştırmak için kullanılan bir cihazdır.

(6) Anormallik teşhis sistemi Reaktördeki çeşitli işlemlerin miktarındaki değişiklikleri analiz ederek meydana gelen anomaliyi belirlemek, prekürsör olayında operatörü bilgilendirmek ve operatörün anormallikle ilgili karar vermesine yardımcı olmak önemlidir. Parametreleri ve alınacak eylemler menüsünü sunan bir cihazdır. Önemi, 1979'da Amerika Birleşik Devletleri'ndeki Three Mile Island nükleer santralinde meydana gelen kazadan beri yaygın olarak kabul edilmiş ve bir tesis durumu teşhis sistemi olarak geliştirilmiş ve kullanılmıştır.

Reaktör güvenliği

Reaktörün güvenliğini sağlamak için tesisin yeri, yapısı ve donanımının afetlerin önlenmesine engel olmaması ve tesisi işleten kişinin yeterli teknik yeterliliğe sahip olması gerekmektedir. ..

(1) Tesislerin yeri Tesislerin konumu ile ilgili olarak, güvenliği engelleyen doğal veya yapay olaylar olmuştur - örneğin, depremler, tsunamiler, sel ve patlayıcı ürünlerle uğraşan fabrikaların varlığı. Öncelikle gelecekte gerçekleşmemesi gerekiyor. İkincisi, ciddi bir kaza meydana gelse bile çevredeki halka radyasyon felaketine neden olmamak amacıyla, bu kaza anında bir kişi uzun süre orada kalırsa, o kişi radyasyon yaralanmasına maruz kalacaktır. Bu şekilde belirlenebilecek alanların, prensipte halkın yaşamadığı "yerleşim dışı alanlar" olması gerekmektedir. Burada ciddi bir kaza, saha etrafındaki olaylar, reaktörün özellikleri, güvenlik ve koruma tesisleri vb. Göz önüne alındığında teknik açıdan en kötü durumda meydana gelebilecek ciddi bir kazadır. Üçüncüsü, amaç sanal bir kaza olsa bile çevredeki halka önemli bir radyasyon felaketine neden olmamaktır ve bu kaza durumunda herhangi bir önlem alınmazsa halk için önemli bir radyasyon felaketine neden olabilir. Var olmadığına karar verilen mesafeler aralığı, uygun önlemlerin alınabilmesi için <düşük nüfuslu alanlar> olmasını gerektirir. Burada, sanal kazalar, ciddi kazaları aşan kazalar gibi, teknik açıdan meydana gelmesi olası olmayan kazalardır, örneğin ciddi kazalar durumunda çalıştığı varsayılan güvenlik koruma tesislerinden bazıları. Çalışmadığı varsayıldığında meydana gelen bir kaza. Dördüncüsü, sanal bir kaza durumunda, tüm vücut maruziyet dozunun entegre değerinin, ulusal genetik doz açısından yeterince kabul edilebilir olması için yoğun nüfuslu alandan yeterince uzakta olması gerekir.

(2) Yapı ve ekipman Reaktördeki radyoaktif malzemelerin dağılımını gösteren bir tablo 2 Çoğu, yakıtın kendisi ile kaplama borusu arasındaki boşlukta (boşlukta) bulunur ve bunlar, yakıt erimedikçe veya kaplama hasar görmedikçe serbest bırakılmaz, bu nedenle aşırı yakıt çıkışı önlenir ve yakıt doldurulur. Yakıtın soğutulmasının her an sağlanabilmesi ve radyoaktif gazın serbest bırakılsa bile güvenilir bir şekilde hapsedilebilmesi (depolanabilmesi) gereklidir. Aşırı çıktının önlenmesi açısından en büyük sorun, reaktörün bir atom bombası gibi patlayıp patlamayacağıydı, ancak bazı reaktörden kaçma deneylerinin bir sonucu olarak, bomba başlangıçta termal genleşme gibi doğal bir fenomendi. Yukarıdakilere karşı yüksek yoğunluğu korumak için özel önlemler alınması gerekmekle birlikte, nükleer reaktörde böyle bir mekanizma olmadığı için nükleer bomba gibi bir patlamanın gerçekleşemeyeceği tespit edilmiştir. Ek olarak, elektrik çarpması kazalarının, çekirdeğe kendi kendini kontrol edebilirlik kazandırarak dikkat çekici ölçüde hafifletilebileceği doğrulandı. Bu nedenle, bu fazlalık, çekirdek reaktivite geri bildirim katsayısının negatif olacak şekilde tasarlanması ve bir reaktör acil durum kapatma sistemi kurulması ile sağlandı. Güç koruma gereksinimlerinin karşılanabileceği anlaşıldı. Bir kaza durumunda yakıt soğutmasını güvence altına almak için acil durum çekirdek soğutma ekipmanının kullanıldığı ve radyoaktif malzemeleri depolamak için muhafaza tanklarının kullanıldığı daha önce belirtilmişti.

Bu güvenlik işlevlerine sahip ekipman tasarımının uygun ve güvenilir olduğuna karar vermek için, önce sistemin oldukça güvenilir bir tasarıma sahip olup olmadığını düşünün ve ardından reaktörde bir arıza olduğunu varsayın ve yanıt verin. Ve bunların güvenlik işlevi tarafından beklenen aralıkta olduğunu onaylayın. İkinci prosedür, kaza analizi, kaza değerlendirmesi veya güvenlik değerlendirmesi olarak adlandırılır ve güvenlik incelemesinin önemli bir yoludur.

Bu arada, inşa edilen güvenlik ekipmanının güvenilirliği kalitesine bağlıdır. Kaliteyi sağlamak açıkça mal sahibinin sorumluluğundadır, ancak Japonya'da hükümet bu konuda da bir dereceye kadar dahil olacak ve hükümet tasarım ve yapım yöntemlerini onaylayacaktır. Kullanım öncesi muayeneden geçmek zorunludur ve hükümetin tesis kullanımdayken performansını düzenli olarak incelemesi gerekmektedir. Bu fikir aynı zamanda operatörler için de geçerlidir ve ulusal hükümet, doğrudan sorumlu olan operatörlerin niteliklerini akredite etmiştir.

(3) Radyoaktif atıkların arıtılması Reaktörün güvenliğini düzenli zamanlarda yöneten radyoaktif atıkların işlenmesidir. Daha önce belirtildiği gibi, son derece düşük radyoaktivite seviyelerine sahip gaz halindeki atıklar ve sıvı atıklar, "Makul olarak elde edilebilecek kadar düşük (ALARA)" ruhu içinde yeterince zayıflatılır. 'Dan serbest bırakılır. Sıvı atık ve katı atığın bir kısmı temelde hacim olarak azaltılır, konsantre edilir ve katılaştırılır. Bu yayınlar uzun süre devam etse bile, yalnızca belirli bir öğenin konsantrasyonuna odaklanılırsa değişiklikler görülebilir. Çevresel radyasyon Seviyede önemli bir değişiklik göstermez.

Reaktör tesisi kaldırıldığında büyük miktarda atık oluşur. Reaktörün hizmet dışı bırakma yöntemleri, hepsi teknik olarak mümkün olan sökme ve çıkarma, sızdırmazlık yönetimi ve kalkan izolasyonunu içerir, ancak son ikisi de sökme ve sökme için ara adımlar olarak kabul edilir. , Kaldırıldıktan sonra site kullanım planına göre benimsenmesine karar verilecektir. Nükleer enerjinin kullanımının ilerlemesi ve nükleer enerji üretimine odaklanan sosyal gelişme ilerlemesi halinde, sahayı nükleer tesisler için bir alan olarak kullanmaya devam etmek yaygın olacaktır. Yıkım ve söküm erken yapılacaktır.

Reaktör tasarımı

Reaktör tasarım çalışması, tasarım hedeflerinin belirlenmesi ile başlar. Hedefler çıktı ve performansı (örn. Soğutma sıvısı sıcaklığı), güvenilirlik, bakım kolaylığı, ekonomi, güvenlik vb. İçin belirlenir. Reaktör tasarım çalışması, her zaman kritik koşulları korurken önceden belirlenmiş bir çıktı üretebilen bir çekirdek tasarlamak için (1) nükleer tasarım içerir. Bu çekirdekten ısının alınması için akış ısı transfer koşullarının tasarlanmasına yönelik termal tasarım ve yapısal malzemenin kullanım koşulları altında şiddetli nötron ışınlaması yaşasa bile ömrü boyunca sağlamlığını korumasını sağlayan yapısal bir tasarımdan oluşan yakıt ve Çekirdek tasarımı, (2) Reaktör kazanı ve içindeki sözde çekirdek içi yapı Nesnelerin, pompaların, ısı eşanjörlerinin, boruların ve bunların destek yapılarının vb. soğutma sıvısı arıtma sistemleri, yardımcı soğutma sistemleri, atık arıtma sistemleri ve ekipmanları Tasarım için proses tasarımı, (4) Kontrolün tasarımı için kontrol sistemi tasarımı l tesisin işleyişini kontrol etmek için gerekli sistem, (5) Emniyetin sağlanması, özellikle kazaların önlenmesi açısından tüm tasarımın ele alınması veya bunun, reaktör kapatma sistemlerinin fonksiyonlarını ve güvenilirliğini tasarlayan emniyet tasarımı, acil durum çekirdeği gibi alanlar bulunmaktadır. etkileri azaltmak için gerekli fonksiyonlar olan soğutma sistemleri, muhafaza sistemleri vb. Aşağıda, (1), (2) ve (5) ana olanlar olarak tanımlanacaktır.

Çekirdek tasarım

Çekirdek tasarımda, öncelikle reaktörün kullanım amacı ışığında tasarlanacak reaktörün tipini ve konfigürasyonunu belirleyin. Yani, öncelikle bir termal nötron reaktörü veya hızlı bir nötron reaktörü olsun, ikincisi, yakıtın türü (doğal uranyum, zenginleştirilmiş uranyum, plütonyum) ve kimyasal formu (metaller, oksitler, karbürler) ve üçüncüsü, soğutucu . Dördüncüsü, hem yakıt hem de soğutma sıvısı ile iyi bir arada bulunan kaplama malzemeleri ve yapı malzemeleri türlerini belirleyin. Bunları belirledikten sonra, çekirdek bileşenlerin şeklini ve boyutlarını belirleyin. Bunu yapmak için, tasarım hedefi olan ısı çıkışı için gerekli ve yeterli ısı transfer alanını ve soğutucu akış hızını tasarlayın. Güvenlik tasarımı açısından, normal çalışma sırasında ve ekipman arızası veya arızasından kaynaklanan geçici koşullarda yakıt hasarını önlemek gerekir. Bu nedenle, (1) yakıt kısmen de olsa erimez, (2) kaplama malzemesinin gerilmesi mukavemet sınırını aşmaz ve (3) yakıt yüzeyindeki ısı akısı, özellikle sıvı soğutma fırını. Kaynamanın gerçekleşmemesinden ya da oluşsa bile yerel kaynamaya bağlıdır ve kaynar su tipi bir fırında olduğu gibi kaynama sırasında ısı transfer katsayısının artmasından yararlanırsanız, ısı olursa kaynar. akı çok büyüyor. Mod, çekirdek kaynamasından film kaynamasına geçtiğinden ve ısı transfer katsayısı düştüğünden, bu sınır ısı akışını (marjinal ısı akışı) aşmamak gerekir.

Bunlar akılda tutularak, birim yakıt uzunluğu başına çıktının (doğrusal çıktı yoğunluğu) sınır değeri q ′ m a x belirlenir. Oksit yakıtla değer yaklaşık 600 W / cm'dir. Daha sonra, bir anormallik veya arıza nedeniyle çıkışın aşırı olması durumunda bile yakıtın zarar görmemesi gerekliliğini karşılamak için, F Ö V = (Anormallik / arıza anında aşırı çıkış / normal çıkış) güvenlik tasarımından, çekirdeğin F'si N = (Çekirdek / ortalama hat çıktı yoğunluğundaki maksimum hat çıktı yoğunluğu) değeri, nötron akısı dağılımının hesaplanmasından elde edilir ve normal zamanlarda çekirdek ortalama hat çıktı yoğunluğu qa , q ′ aqm'dir. bir x / ( F Ö V F N ). Burada F Ö V Aşırı güç katsayısı, F N Çıkış tepe katsayısı olarak adlandırılır.

Daha sonra, yakıt piminin ısı üreten parçasının uzunluğu, Z (cm) ve reaktör Q çıkışı (B), N, N = Q hesaplanabilir yakıt gerekli sayıda olduğunu varsayarak / (q Z) . , Yakıt pimleri kare ızgara şeklinde düzenlenmişse ve ızgara aralığı (adım) P (cm) verilmişse, gerekli çekirdek yarıçapı R c π R c 2 = NP 2'den hesaplanabilir. Isı akış tasarımında, Santral ısıl verimi açısından beklenen soğutucunun çekirdek çıkış sıcaklığı ve buhar miktarı yakıt pimi yarıçapı γ f (cm) değiştirilerek incelenirken, yakıttan beklendiği gibi ısı alınabilir. Olup olmadığını düşünün. Nükleer tasarımda, r f ve P tarafından belirlenen yakıt çubuklarının düzenlenmesi için bir parametre olarak yakıt zenginleştirmesi ile bu yapının sonsuza kadar tekrar ettiği varsayılırsa , nötron difüzyon denklemi ve taşıma denklemi çözülür ve ε, Find P , η, f , k ∞. Genel olarak, k ∞, moderatör-yakıt hacim oranının belirli bir değeri için maksimum değere sahiptir, bu nedenle tasarım noktası, moderatör azaldıkça k ∞ küçülecek şekilde seçilir. Bunu yaparak, kaynamanın çok fazla ilerlediği ve çekirdekteki moderatör miktarının azaldığı beklenmedik bir durumda, k ∞ küçülür ve reaktörün kritik altı yönde gittiği için doğal güvenlik sağlamak mümkündür. .. Isı akış kuvveti tasarımı ve nükleer tasarımın yukarıdaki değerlendirmesine ek olarak, eğimi, yakıt pimi yarıçapını ve zenginleştirmeyi belirlemek için soğutma sıvısı pompası gücü ve yakıt pimi üretim maliyeti gibi ekonomik verimlilik de dikkate alınacaktır.

Kontrol çubuklarının çekirdek tasarımı aynı zamanda yapılacaktır. Kontrol çubuklarının tasarımında, (1) bir kontrol çubuğu takılmasa bile , k e f f <0.99 kritik önemsiz hale gelir ve (2) çıktı, reaktörün kendine özgü güvenliği nedeniyle 0 olarak derecelendirilir. Reaktör yükseldiğinde reaktivite önemli ölçüde azaldığından, kontrol çubuklarının bu güç artışına eşlik eden reaktivite düşüşünü (çıktı geçersiz kılma) ve (3) reaktör çalışması devam ettiğinde nükleer fisyon oluşumunu telafi etmek için yeterli bir reaktivite marjına sahip olması gerekir. Maddeler birikirken, bölünebilir maddelerin miktarı azalır ve bu nedenle reaktivite azalır. Bu nedenle, önceden belirlenmiş bir süre boyunca çalışmaya devam etmek için, reaktivitedeki bu azalmayı telafi edebilecek bir reaktivite marjına sahip olmak gerekir. To. Bu, reaktörü kapatmak için gerekenden çok daha fazla kontrol çubuğu gerektirir. Güvenlik tasarımı açısından, bir kontrol çubuğunun aniden çıktığı bir kaza meydana gelse bile, birincil soğutma sıvısı sınırının sağlamlığı bozmaması gerekir, bu nedenle kontrol çubuğu başına reaktivite çok fazla arttırılamaz. Bu nedenle, kontrol çubuklarının sayısının bu kadar artmaması için, reaktivitede çalışma nedeniyle oluşan azalmanın bir kısmını telafi etmek için, konsantrasyonu ayarlamak için soğutucuya bir emici karıştırılır veya bir nötron emici kullanılır. çekirdeğin bir parçası. Yüklenebilir. Bu emici, çalışırken nötronları emer ve bir emici olarak rolünü kaybeder, ancak fisyon ürünlerinin birikmesi nedeniyle nötron emilimindeki artışı iptal ederse, kontrol çubukları üzerindeki reaktivite yükü buna göre küçüktür. . Çünkü sorun değil. Bu tür emici malzemeye yanabilir zehir denir.

Ekipman tasarımı

Reaktör tesisini oluşturan kapların, boruların, pompaların, vanaların vb. Yapılarının veya bu destek yapılarının tasarımı, teknik olarak normal bir proses tesisi ile aynıdır, ancak güvenlik marjı ulusaldır. Yerleşik teknik standartlara uygun olarak güvenlik altına alınmıştır. Bu standartlar, yeni bulguları yansıtacak şekilde rasyonel bir şekilde sürekli olarak geliştirilmektedir. Hafif su reaktörlerinin yapısal tasarımında kullanılan standartların temeli olan American Society of Mechanical Engineers tarafından oluşturulan mevcut ASME Code Section III kavramı, (1) malzeme deformasyonu ve kırılmasının maksimum kesme gerilimine dayandığıdır. teori ve (2) atomlar. Reaktörün çalışma durumları, normal çalışma durumları, dalgalanan durumlar, anormal durumlar vb. Olarak sınıflandırılır ve ekipmanın rolüne bağlı olarak önemli olan durumdaki maksimum çalışma basıncı, maksimum çalışma basıncı olarak ayarlanır. (3) Her parçanın gerilimi hesaplanır ve çeşitlidir. (4) ün kombinasyonu için gerilim dayanımı sınırı ile karşılaştırılarak tasarımın uygunluğuna ilişkin karar Ekipmanı önemine göre sınıflandırın ve sınıflandırmaya göre hizmet süresi boyunca kullanım öncesi muayene ve muayeneyi gerçekleştirin. Noktalardan oluşur. Yüksek sıcaklıklarda kullanıldığında, esnek olmayan sünme deformasyonu ve sünme yorgunluğu analizi yapılmalı ve sınır değerlerle karşılaştırılmalıdır. Ekipman arasında, reaktör iç yapıları, yakıtlar ve reaktör kapları gibi nötronlara maruz kalan malzemeler için kırılgan geçiş sıcaklığında bir artış olasılığı incelenmelidir. Gevrek kırılma potansiyelinin değerlendirilmesi, söz konusu yerinde sanal olabilecek maksimum bir kusurun varlığını varsayar, çalışma gerilimi durumunda bu kusur için gerilme yoğunluğu faktörü k m olan ışınlama miktarı ile belirlenen malzemenin referans gerilimi Büyütme katsayısı k ben R Daha küçük olduğundan emin olun.

Sismik tasarım, reaktör yapısal tasarımında da önemli bir görevdir. Temel politikası, varsayılan herhangi bir sismik kuvvete karşı yeterli sismik direnç sağlamak ve böylece büyük bir kazayı tetiklememektir. Tasarımın ilk adımı, şu anda siteyi veya çevresini geçmişte etkilemiş olabilecek tarihsel deprem kaynaklarına ve yakın gelecekte siteyi etkileyebilecek faaliyetlere dayanan tasarım için standart yer hareketini belirlemektir. Yüksek aktif fayların neden olduğu depremler arasında en büyük etkiye sahip olanın tasarım için en güçlü deprem olduğu varsayılır, buna bağlı deprem hareketi S 1 tasarımı için en güçlü deprem hareketi ve bu en kuvvetli depremleri aşan depremler olarak kabul edilir. Tasarım için deprem, geçmiş depremlerin oluşum durumudur. Saha etrafındaki aktif fayların niteliğine ve deprem bölgesinin yapısına bağlı olarak, mühendislik açısından dikkate alınarak tasarım limiti deprem olduğu varsayılır ve ortaya çıkan sismik hareket S 2 , tasarım limiti olarak tanımlanır. deprem hareketi. İkinci olarak, reaktör tesisleri önemlerine göre sınıflandırılır. Bunun nedeni, sıradan binaların Bina Standartları Kanunu'nun öngördüğü standartlara, yani yatay sismik şiddetin C 0'a göre sismik dayanım için tasarlanmasıdır, ancak özellikle yüksek radyoaktif maddeler içeren binalar ve yapılar için bu, B sınıfı ve yatay sismik olarak kabul edilir. yoğunluk. 1.5 kat daha büyük olacak şekilde tasarlanmış ve hasar görürse nükleer reaktör kazasına yol açacaktır veya bir nükleer reaktör kazası durumunda halkı radyasyon felaketlerinden korumak için gerekli tesisler A sınıfı, özellikle muhafaza gemisi ve nükleer reaktör. Bir s sınıf olarak kap, yatay deprem şiddeti, ayrıca, yukarıda tanımlanan 1 deprem S ve S 2 deprem güvenlik marjı dikkate, üç kez 0'dır.

Radyasyon kalkanı tasarlarken, santral çalışanları ve santralin çevresindeki alandaki sakinler tarafından alınması beklenen radyasyon miktarının kanunla öngörülen izin verilen değerin çok altında olduğunu göz önünde bulundurun. Tasarım için bir kılavuz olan doz hızı, normal çalışma sırasındaki çalışma, giriş sıklığı ve zamanı kapsamlı bir şekilde dikkate alınarak ve mekanın maksimum giriş zamanına göre sınıflandırılarak tasarlanmalıdır. Bir koruyucu malzeme seçerken, yalnızca radyasyonun koruma yeteneğini değil, aynı zamanda malzemenin sıcaklık ve diğer çevre koşulları altındaki sağlamlığını da göz önünde bulundurun.

Emniyet tasarımı

Güvenlik tasarımı, "derinlemesine savunma" fikrine dayanmaktadır ve güvenlik fonksiyonları, nükleer reaktör felaketlerinin potansiyel bir kaynağı olan büyük miktarda radyoaktif malzemenin çevreye bastırılmasını sağlamak için çok aşamalı olarak tasarlanmıştır. İşlevlerin yüksek güvenilirlikle gerçekleştirilebilmesi için birden fazla veya çeşitli ilgili cihazların tasarlanmasına dayanır. Yani birincisi, arıza oluşmaması ve bozulmalara karşı stabil olmasıdır. Spesifik olarak, öz güvenliği gerçekleştirmek için öze kendi kendini kontrol edebilirlik kazandırır ve normal çalışma için gereklidir. Yeterli güvenlik marjlarına sahip ekipman, özellikle radyoaktif malzemeler içeren yakıt kaplama malzemeleri ve birincil soğutma sıvısı sınırı olacak ekipmanı tasarlayın.

İkincisi, arızalara neden olma ihtimali olmayan böyle bir tasarımda bile arızaların ve arızaların meydana geleceğine inanıyoruz ve bu durumda kazaları önlemek için, bir anormallik meydana gelirse reaktör derhal kapatılacaktır. Bir reaktör acil durum kapatma sistemi (sinyal bozma sistemi) veya birincil soğutma sıvısı sınırında hasar (soğutma sıvısı kaybı kazası olarak adlandırılır) nedeniyle bir soğutma sıvısı çıkışı meydana geldiğinde, yakıt sıcaklığının yükselmesini önlemek için soğutma sıvısı çekirdeğe enjekte edilir. Radyoaktif malzeme salınımının önündeki en büyük engellerden biri olan yakıt soğutucusunun bütünlüğünü sağlamak için bir acil durum çekirdek soğutucu (ECCS) takın (Şekil) 7 ). Sodyum soğutmalı reaktörlerde ve gaz soğutmalı reaktörlerde olduğu gibi soğutma sıvısı kaybı olasılığı yoksa ve artık soğutma sıvısı soğutmayı sürdürebiliyorsa ECCS özellikle gerekli değildir.İki tür acil durum çekirdek soğutma ekipmanı vardır: çekirdeğin tepesinden su püskürten bir çekirdek püskürtme sistemi ve reaktör kabına su enjekte eden bir su enjeksiyon sistemi. Buna ek olarak, düşük basınçlı, büyük kapasiteli su enjeksiyon pompalarını verimli bir şekilde kullanmak için, BWR'ler ayrıca küçük molalar sırasında reaktör kabındaki basıncı azaltan otomatik bir dekompresyon sistemi kullanır.

Üçüncüsü, ikinci aşamanın güvenlik işlevi nedeniyle yakıttan büyük miktarda radyoaktif malzemenin salınmayacağı, ancak zaten salınmış olan veya bu işlevler çalışmadığında ortaya çıkan büyük miktarda radyoaktif malzemenin salınacağı düşünülmektedir. . Radyoaktif maddelerin çevreye salınmasını önlemek amacıyla, bir saklama kabı, işlevini sağlamak için bir saklama kabı basınç düşürme sistemi, bir acil durum iyot giderme filtre sistemi vb. Kurulacaktır. BWR muhafaza kabı, kuru kuyu adı verilen bir parçayı ve birincil soğutma sıvısı sınırı bir havalandırma borusu aracılığıyla söndürme havuzuna girdiğinde açığa çıkan büyük miktarda su buharını yönlendiren ve burada yoğunlaşmış yoğuşma için suya bırakılan bir muhafaza teknesidir. Bir basınç bastırma sisteminden oluşur. Bu, basıncı bastıran bir muhafaza kabı olarak adlandırılır. PWR'de, çelik muhafaza tankının dış tarafında, tutma tankınınkine eşit olan silindirik bir koruyucu dış beton duvar ve bunun ile muhafaza kabı arasındaki halka şeklindeki kısmın alt kısmı, bu tür birçok penetrasyona sahiptir. borular ve elektrik telleri gibi mühürlenir. Çoğu durumda, yarı-çift muhafaza yapısına sahip bir muhafaza sistemi (halka parçası olarak adlandırılır) benimsenir. BWR ile aynı konsepte dayalı olarak, muhafaza kabının içinde bir buz rafı oluşturulur ve açığa çıkan buhar, basıncı düşürmek ve muhafaza kabının hacmini önemli ölçüde azaltmak için içinden geçerken yoğunlaşır. Ayrıca geçici olarak bir buz rafı tipi muhafaza kabı da inşa edilmiştir.

Acil durum gaz arıtma sistemi, muhafaza tankından sızan radyoaktif malzemeleri azaltmak için bir tesistir. BWR durumunda, muhafaza kabı reaktör binasında bulunduğu için, reaktör binası içindeki radyasyon seviyesi yükseldiğinde, normal havalandırma sistemi otomatik olarak kapanır ve bina içindeki hava bir fan ile havalandırılırken muhafaza depolanır. Hazneden sızan radyoaktif maddelerin bir filtre ile uzaklaştırılması ve ardından egzoz bacasından boşaltılması için tasarlanmıştır. Burada kullanılan acil durum iyot filtresi, potasyum iyodür ve aynı zamanda organik iyodu iyi adsorbe eden organik maddelerle emprenye edilmiş bir aktif karbon filtresi ve katı radyoaktif maddeleri uzaklaştıran ve% 99 veya daha fazlasını gideren bir partikül filtresinden oluşur. Verimliliğe sahip olduğu deneysel olarak onaylanmıştır. PWR'de, kaza anında muhafaza haznesine salınan radyoaktif maddeleri uzaklaştırırken muhafaza haznesi içindeki havayı soğutan ve basıncını düşüren muhafaza havası resirkülasyon ekipmanı ve halka kısmı negatif basınçta tutulur ve egzoz bir iyot filtresi ve partiküller. Bir filtre ile arındıran bir halka egzoz tesisi ile donatılmıştır.

Güç kaynağı, yukarıdaki güvenlik işlevlerinin gerçekleştirilmesi için önemlidir. Tesiste acil bir güç kaynağı olarak, doğru akım bir batarya ile sağlanacak ve alternatif akım bir dizel jeneratör tarafından sağlanacak ve her ikisi de yüksek güvenilirlik elde etmek için yeterli yedekli sistem konfigürasyonuna sahip olacaktır.
Nükleer güç
Shunsuke Kondo

Yapay olarak kontrol ederken nükleer fisyonun zincir reaksiyonunu gerçekleştiren ve ilerleyen bir aygıt. 1942'de Fermi tarafından yapılan CP-1 ilk. Reaktör iç sızan nötronlar nükleer fizyon ve bir reaktör çekirdeği oluşturmak için kullanılan fisyon tarafından yayımlanan nötron hızını azaltan bir moderatör ve (moderatör olarak moderatör aynı kullanarak) bir yansıtıcı neden olan bir nükleer yakıt ve Reaktör çekirdeğine geri gönderir. Radyasyonun önlenmesi için sargı ve koruyucu malzeme (su, demir, beton vb.) ile kapatınız . Reaktör çekirdeğinde, göbeğin ısınmasını önlemek ve ısı için kullanmak amacıyla ısıyı çıkarmak için soğutucu (karbondioksit gazı, hafif su, ağır su, erimiş sodyum, potasyum, vb.) Sirküle edilir. Fırının reaksiyonunu kontrol etmek için, nötronları emen bir kontrol çubuğu yerleştirin. Nükleer reaktörler, yukarıdaki bileşen elementlerin kombinasyonuna göre birçok türe ayrılabilirler, fakat bunlar, nükleer yakıtların, nükleer reaktörlerin içinde bulunduğu, homojen bir fırında ve nükleer yakıtın esas olarak eşit olarak dağıldığı ve homojen olmayan bir fırında sınıflandırılır. bağımsız bir biçimde düzenlenmiştir. Amaca bağlı olarak, deneysel araştırma, malzeme testi, güç reaktör testi, güç (enerji üretimi, tahrik için), plütonyum üretimi, izotop üretimi, tıbbi kullanım ve benzerlerine ayrılabilir. Çoğu nükleer reaktör yavaş termal nötron reaktörleridir, ancak bazı dönüştürücüler daha yüksek nükleer yakıt dönüşüm oranlarına sahiptir. 1. Su kazanı (su ısıtıcısı) tipi (WBR). Homojen fırın, uranil sülfat çözeltisi olarak konsantre uranyum ve moderatörün hafif suyu olarak küresel tankla doldurulur. Deneme için düşük güç. 2. Yüzme (yüzme) havuzu tipi (SPR). Zenginleştirilmiş uranyum ve alüminyum alaşımlı çubukların hafif su (sıradan su) havuzuna daldırıldığı deneysel bir fırın. Havuz yerine bir havuza koyduğumuz form tank tipi olarak adlandırılır, araştırma reaktörleri için yoğun olarak kullanılır ve malzeme test fırınları için de kullanılır. 3. Basınçlı su tipi (PWR). Yavaşlama ve soğutma sıvısı yapmak için 100 ila 140 atmosfere kadar basınçlı su, düşük zenginleştirilmiş uranyumdan bir çubuk veya levha ile sirküle edilir. Güç üretimi için gemilerin itkisi için. 4. Kaynar su tipi (BWR). Çekirdek neredeyse 3 ile aynıdır, ancak ışık suyunun basıncı düşüktür ve içeride kaynar. Güç üretimi için. 5. Doğal uranyum grafit yavaşlama tipi. Ortak isim Coulder Hall tipi. Bir blok şeklinde yığılmış grafit arasına bir metal uranyum çubuğu sokulur ve bir soğutucu olarak karbon dioksit gazı kullanılır. İngiltere'de 1956 yılından beri geliştirilmiştir ve geliştirilmiştir. Dünyadaki enerji üretim reaktörlerinin çoğu, hafif su reaktörleri (basınçlı su tipi 3. ve 4. tipte kaynar su tipi) olup, reaktör gelişimi de esas olarak hafiftir. su reaktörleri, ancak son yıllarda, nükleer yakıtın verimliliğini arttırmak için, bir adım ileriye sahip bir yetiştirici reaktörün (1 veya daha fazla dönüşüm oranı) geliştirilmesi (dönüşüm oranı 0.7) de ilerlemiştir. Ayrıca, yüksek sıcaklık gaz ocağı (HTGR) araştırılmış ve güç üretimi için değil, aynı zamanda bu tür HTGR vb çelik üretiminde, kimya sanayi, bölgesel ısıtma gibi çok amaçlı kullanım için sadece nükleer gücünü kullanarak amacıyla geliştiriliyor olarak helyum gazı kullanır Soğutucu, fırının çıkış sıcaklığını yaklaşık 1000 ° C'ye yükseltir, türbini doğrudan yüksek sıcaklıkta gazla hareket ettirir veya yüksek sıcaklıktaki gazın sıcaklığını kullanır. Nükleer reaktörler yapay olarak fizyona ve yapay olarak kontrollere neden olduklarından, son derece güvenli tasarım ve kapsamlı güvenlik yönetimi altında çalıştırılmalıdır. Güvenliği sağlamak için kesinlikle hiçbir yol yoktur, güvenliği artırmak için sürekli olarak teknolojik yenilikleri ele almalıyız. Ayrıca, bir kaza meydana gelirse, büyük miktarda radyoaktif maddenin çıkışına / serbest bırakılmasına ve en kötü radyoaktif kontaminasyona neden olmak için acil kaza yakınsamalarına karşı önlemler hazırlanmalıdır. → Nükleer enerji / nükleer enerji üretimi / nükleer yakıt döngüsü / radyoaktif atıklar / nükleer kaza / kaza yönetimi
Nükleer enerji mühendisliği | Nükleer enerji sektörü | Nükleer güç çeliği | Nükleer gemi | Nükleer enerji sigortası | Nükleer güç roketi | Üç Mile Adası nükleer kazası | Çernobil nükleer kazası | Kore Yarımadası Enerji Geliştirme Organizasyonu | Elektromanyetik pompa | Güç Fırını | Pluthermal | Meltdown | Yoshida Masahiro | Kritik miktarda