Atomreaktor

Nuklear (atomare) reaktor  - en enhed designet til at organisere en kontrolleret, selvbærende kædereaktion af fission , som altid er ledsaget af frigivelse af energi.

Den første atomreaktor blev bygget og opsendt i december 1942 i USA under ledelse af E. Fermi . Den første reaktor bygget uden for USA var ZEEP , opsendt i Canada den 5. september 1945 [1] . I Europa var den første atomreaktor F-1 installationen , som blev opsendt den 25. december 1946 i Moskva under ledelse af I. V. Kurchatov [2] . I 1978 var omkring hundrede atomreaktorer af forskellige typer allerede i drift i verden.

Historie

Nazitysklands teoretiske gruppe " Uranprojekt " , der arbejder i Kaiser Wilhelm Society , blev ledet af Weizsäcker , men kun nominelt. Den egentlige leder var Heisenberg , som udviklede det teoretiske grundlag for en kædereaktion, mens Weizsacker sammen med en gruppe deltagere fokuserede på at skabe en "uranmaskine" - den første reaktor. I det sene forår af 1940 gennemførte en af ​​gruppens videnskabsmænd - Harteck  - det første eksperiment med et forsøg på at skabe en kædereaktion ved hjælp af uranoxid og en solid grafitmoderator. Det tilgængelige fissile materiale var dog ikke nok til at nå dette mål. I 1941, ved universitetet i Leipzig, byggede Döpel , et medlem af Heisenberg -gruppen , et stativ med en moderator for tungt vand i eksperimenter, hvor det i maj 1942 var muligt at opnå produktion af neutroner ud over deres absorption . En fuldgyldig kædereaktion blev opnået af tyske videnskabsmænd i februar 1945 i et eksperiment udført i en mine, der arbejdede nær Haigerloch . Men et par uger senere ophørte Tysklands atomprogram med at eksistere [3] [4] .

Kædereaktionen af ​​nuklear fission (kort - kædereaktion) blev først udført i december 1942 . En gruppe fysikere ved University of Chicago, ledet af E. Fermi , skabte verdens første atomreaktor, kaldet " Chicago Pile " ( Chicago Pile-1 , CP-1 ). Den bestod af grafitblokke , mellem hvilke der var placeret kugler af naturligt uran og dets dioxid . Hurtige neutroner , der opstår efter fission af 235 U kerner, blev bremset af grafit til termiske energier og forårsagede derefter ny nuklear fission. Reaktorer som СР-1, hvor hovedparten af ​​spaltninger sker under påvirkning af termiske neutroner , kaldes termiske neutronreaktorer . De indeholder en masse moderator sammenlignet med nukleart brændsel.

I USSR blev teoretiske og eksperimentelle undersøgelser af funktionerne ved opstart, drift og kontrol af reaktorer udført af en gruppe fysikere og ingeniører ledet af akademiker I. V. Kurchatov . Den første sovjetiske F-1- reaktor blev bygget ved laboratorium nr. 2 af USSR Academy of Sciences ( Moskva ). Denne reaktor blev sat i kritisk tilstand den 25. december 1946 . F-1-reaktoren var samlet af grafitblokke og havde form som en kugle med en diameter på omkring 7,5 m. I den centrale del af kuglen med en diameter på 6 m blev der anbragt uranstænger gennem huller i grafitblokkene. F-1-reaktoren havde ligesom CP-1-reaktoren ikke et kølesystem, så den fungerede ved meget lave effektniveauer. Resultaterne af forskningen ved F-1-reaktoren blev grundlaget for projekter af mere komplekse industrielle reaktorer. I 1948 blev I-1-reaktoren sat i drift (ifølge andre kilder hed den A-1 ) til produktion af plutonium , og den 27. juni 1954 verdens første atomkraftværk med en elektrisk effekt på 5 MW blev sat i drift i byen Obninsk .

Se også : Generationer af atomreaktorer

Enhed og funktionsprincip

Energifrigivelsesmekanisme

Omdannelsen af ​​et stof er kun ledsaget af frigivelse af fri energi, hvis stoffet har en energireserve. Det sidste betyder, at stoffets mikropartikler er i en tilstand med en hvileenergi, der er større end i en anden mulig tilstand, hvortil overgangen eksisterer. Spontan overgang forhindres altid af en energibarriere , for at overvinde hvilken mikropartiklen skal modtage en vis mængde energi udefra - excitationsenergien. Den exoenergetiske reaktion består i, at der ved transformationen efter excitationen frigives mere energi, end der kræves for at excitere processen. Der er to måder at overvinde energibarrieren på: enten på grund af de kolliderende partiklers kinetiske energi eller på grund af den tiltrædende partikels bindingsenergi .

Hvis vi husker de makroskopiske skalaer af energifrigivelsen, så skal den kinetiske energi, der er nødvendig for excitation af reaktioner, have alle eller i det mindste i det mindste nogle af stoffets partikler. Dette kan kun opnås ved at øge mediets temperatur til en værdi, hvor energien af ​​termisk bevægelse nærmer sig værdien af ​​den energitærskel, der begrænser processens forløb. I tilfælde af molekylære transformationer, det vil sige kemiske reaktioner, er en sådan stigning sædvanligvis hundredvis af kelvin , mens den i tilfælde af kernereaktioner er mindst 10 7 K på grund af den meget høje højde af Coulomb-barriererne for kolliderende kerner. Termisk excitation af nukleare reaktioner er i praksis kun blevet udført i syntesen af ​​de letteste kerner, hvor Coulomb-barriererne er minimale ( termonuklear fusion ).

Excitation af de sammenføjede partikler kræver ikke en stor kinetisk energi og afhænger derfor ikke af mediets temperatur, da den opstår på grund af ubrugte bindinger, der er iboende i partiklerne af tiltrækningskræfter. Men på den anden side er partiklerne i sig selv nødvendige for at sætte gang i reaktionerne. Og hvis vi igen ikke har en separat reaktionshandling i tankerne, men produktionen af ​​energi i makroskopisk skala, så er dette kun muligt, når en kædereaktion opstår. Sidstnævnte opstår, når de partikler, der exciterer reaktionen, genopstår som produkter af en exoenergetisk reaktion.

Konstruktion

Enhver atomreaktor består af følgende dele:

Fysiske principper for drift

Den nuværende tilstand af en atomreaktor kan karakteriseres ved den effektive neutronmultiplikationsfaktor k eller reaktivitet ρ , som er relateret af følgende forhold:

Disse værdier er karakteriseret ved følgende værdier:

Atomreaktorens kritiske tilstand:

, hvor

Omdannelsen af ​​multiplikationsfaktoren til enhed opnås ved at balancere multiplikationen af ​​neutroner med deres tab. Der er faktisk to årsager til tab: fangst uden fission og lækage af neutroner uden for ynglemediet.

For at reducere neutronlækage får kernen en sfærisk eller tæt på sfærisk form, for eksempel en kort cylinder eller en terning, da disse figurer har det mindste forhold mellem overfladeareal og volumen.

Implementeringen af ​​en kontrolleret kædereaktion af nuklear fission er mulig under visse betingelser. I processen med fission af brændstofkerner opstår der prompte neutroner, som dannes umiddelbart i øjeblikket af nuklear fission, og forsinkede neutroner, der udsendes af fissionsfragmenter i processen med deres radioaktive henfald. Levetiden for prompte neutroner er meget kort, derfor kan selv moderne systemer og reaktorkontrolfaciliteter ikke opretholde den nødvendige neutronmultiplikationsfaktor kun på grund af prompte neutroner. Levetiden for forsinkede neutroner er fra 0,1 til 10 sekunder. På grund af den betydelige levetid for forsinkede neutroner formår styresystemet at flytte absorberstængerne, og derved opretholde den nødvendige neutronmultiplikationsfaktor (reaktivitet).

Forholdet mellem antallet af forsinkede neutroner, der forårsagede en fissionsreaktion i en given generation, og det samlede antal neutroner, der forårsagede en fissionsreaktion i en given generation, kaldes den effektive fraktion af forsinkede neutroner - β eff . Følgende scenarier for udvikling af en fissionskædereaktion er således mulige:

  1. ρ < 0, k < 1 — reaktoren er subkritisk, reaktionsintensiteten falder, reaktoreffekten falder;
  2. ρ = 0, k = 1 - reaktoren er kritisk, reaktionsintensiteten og reaktoreffekten er konstante;
  3. ρ > 0, k > 1 — reaktoren er superkritisk, intensiteten af ​​reaktionen og reaktorens effekt øges.

I sidstnævnte tilfælde er to fundamentalt forskellige tilstande af en superkritisk reaktor mulige:

Det er klart, da der i et begrænset volumen, i modsætning til et uendeligt, er et tab af neutroner på grund af lækage. Derfor, hvis det er i et stof af enhver sammensætning , så er en selvopretholdende kædereaktion umulig både i et uendeligt og i ethvert endeligt volumen. Bestemmer således mediets grundlæggende evne til at formere neutroner.

for termiske reaktorer kan bestemmes af den såkaldte "formel med 4 faktorer":

, hvor

Mængden af ​​moderne kraftreaktorer kan nå op på hundreder af m³ og bestemmes hovedsageligt ikke af kritiske forhold, men af ​​mulighederne for varmefjernelse.

Det kritiske volumen af ​​en atomreaktor er volumenet af reaktorkernen i en kritisk tilstand. Kritisk masse  - massen af ​​reaktorens fissile materiale, som er i en kritisk tilstand.

Reaktorer drevet af vandige opløsninger af salte af rene fissile isotoper med en vandneutronreflektor har den laveste kritiske masse. For 235 U er denne masse 0,8 kg, for 239 Pu er den 0,5 kg, og for 251 Cf er den 0,01 kg [5] . Det er dog almindeligt kendt, at den kritiske masse for LOPO-reaktoren (verdens første berigede uranreaktor), som havde en berylliumoxidreflektor, var 0,565 kg [6] , på trods af at berigelsesgraden i 235-isotopen var kun lidt mere end 14 %. Et reaktordesign blev foreslået for 242m Am-isomeren, hvor den kritiske masse er omkring 20 g ved en berigelse af denne isomer over 95% [7] .

For at starte en kædereaktion produceres der normalt nok neutroner under den spontane fission af urankerner. Det er også muligt at bruge en ekstern kilde til neutroner til at starte reaktoren, for eksempel en blanding af Ra og Be , 252 Cf eller andre stoffer.

Jod pit

Jodgrav eller xenonforgiftning er tilstanden af ​​en atomreaktor, efter at den er blevet lukket, karakteriseret ved ophobning af den kortlivede xenonisotop 135 Xe , som er et henfaldsprodukt af iod-135-isotopen (hvilket er grunden til denne proces har fået sit navn). Det høje tværsnit for termisk neutronfangning af xenon-135 fører til den midlertidige fremkomst af betydelig negativ reaktivitet , hvilket igen gør det vanskeligt at bringe reaktoren til sin designkapacitet i en vis periode (ca. 1-2 dage) efter nedlukningen af ​​reaktoren.

Klassifikation

Efter aftale

Af arten af ​​deres anvendelse er atomreaktorer opdelt i [8] [9] [10] :

Ofte bruges reaktorer til at løse to eller flere forskellige opgaver, i hvilket tilfælde de kaldes multi-purpose . For eksempel var nogle kraftreaktorer, især ved atomenergiens begyndelse, hovedsageligt beregnet til eksperimenter. Hurtige neutronreaktorer kan både være strømgenererende og producere isotoper på samme tid. Industrielle reaktorer genererer ud over deres hovedopgave ofte elektrisk og termisk energi.

Ifølge neutronspektret

Ved at placere brændstof

I en heterogen reaktor kan brændstoffet og moderatoren være adskilt fra hinanden, især i en hulrumsreaktor omgiver moderator-reflektoren hulrummet med brændstof, der ikke indeholder moderatoren. Fra et nuklear-fysisk synspunkt er kriteriet for homogenitet/heterogenitet ikke designet, men placeringen af ​​brændselsblokke i en afstand, der overstiger neutronmoderationslængden i en given moderator. For eksempel er såkaldte "close-lattice"-reaktorer designet til at være homogene, selvom brændstoffet normalt er adskilt fra moderatoren i dem.

Blokke af nukleart brændsel i en heterogen reaktor kaldes brændselssamlinger (FA), som er placeret i kernen ved knudepunkterne i et regulært gitter og danner celler .

Efter brændstoftype

I henhold til graden af ​​berigelse:

Efter kemisk sammensætning:

Efter type kølevæske

Efter type moderator

By design

Begge muligheder er underarter af heterogene reaktorer:

Ifølge metoden til at generere damp

IAEA klassifikation

Det Internationale Atomenergiagentur anvender følgende klassificering af hovedtyperne af atomkraftreaktorer i overensstemmelse med kølemiddel- og moderatormaterialerne , der anvendes i dem [11] :

De mest almindelige i verden er trykvand - VVER (ca. 62%) og kogende vand (20%) reaktorer.

Reaktormaterialer

Materialerne, som reaktorerne er bygget af, opererer ved høj temperatur inden for neutroner , γ-kvanter og fissionsfragmenter. Derfor er ikke alle materialer, der anvendes i andre grene af teknologi, egnede til reaktorkonstruktion. Ved valg af reaktormaterialer tages der hensyn til deres strålingsmodstand, kemiske inerthed, absorptionstværsnit og andre egenskaber.

Materiale Massefylde, g/cm³ Makroskopisk absorptionstværsnit Εm −1
termiske neutroner fission spektrum neutroner
Aluminium 2.7 1.3 2,5⋅10 −3
Magnesium 1,74 0,14 3⋅10 −3
Zirkonium 6.4 0,76 4⋅10 −2
Rustfrit stål 8,0 24.7 1⋅10 −1

Skaller af brændstofstænger , kanaler, moderatorer ( reflektorer ) er lavet af materialer med små absorptionstværsnit. Brugen af ​​materialer, der svagt absorberer neutroner, reducerer det uproduktive forbrug af neutroner, reducerer belastningen af ​​nukleart brændsel og øger forædlingsforholdet af HF. Til absorberende stænger er der tværtimod materialer med et stort absorptionstværsnit egnede. Dette reducerer i høj grad antallet af stænger, der er nødvendige for at styre reaktoren.

Hurtige neutroner , γ-kvanter og fissionsfragmenter beskadiger stoffets struktur. Så i et fast stof slår hurtige neutroner atomer ud af krystalgitteret eller flytter dem fra deres plads. Som et resultat forringes materialernes plastiske egenskaber og varmeledningsevne . Også for de fleste materialer forringes styrkeegenskaberne kraftigt med stigende temperatur . I kraftreaktorer opererer konstruktionsmaterialer ved høje temperaturer, og det begrænser valget af konstruktionsmaterialer, især for de dele af en kraftreaktor, der skal modstå højt tryk. Levetiden for en reaktor på et atomkraftværk afhænger af tilstanden af ​​metallet i dets beholder, der er udsat for intens ioniserende stråling (reaktorbeholderen er det vigtigste ikke-udskiftelige element i et atomkraftværk, derfor er dets ressource afgørende for levetid for en atomkraftenhed), skørhed af metallet i fartøjets svejsninger under påvirkning af neutronbestråling - en af ​​de faktorer, der begrænser levetiden for en reaktor. Der er teknologier (den såkaldte restorative annealing af reaktorbeholderen) til at genoprette ressourceegenskaberne for beholdermetallet (for VVER -type reaktorer med mere end 80%) [12] .

Komplekse molekyler under påvirkning af stråling nedbrydes til simplere molekyler eller sammensatte atomer. For eksempel nedbrydes vand til oxygen og brint , et fænomen kendt som vandradiolyse . Strålingsustabiliteten af ​​sådanne materialer har mindre effekt ved høje temperaturer - atomernes mobilitet bliver så høj, at sandsynligheden for at returnere atomer slået ud af krystalgitteret til deres plads eller rekombinationen af ​​brint og oxygen til et vandmolekyle stiger markant. Radiolysen af ​​vand er således ubetydelig i ikke-kogende kraftreaktorer (for eksempel VVER ), mens der i kraftige forskningsreaktorer frigives en betydelig mængde eksplosiv blanding. Atomkraftværker har specielle systemer til afbrænding af det.

Reaktormaterialerne kommer i kontakt med hinanden ( brændselselementets beklædning med kølevæsken og nukleart brændsel , brændstofkassetterne med kølevæsken og moderatoren osv.). Naturligvis skal kontaktmaterialerne være kemisk inerte (kompatible). Et eksempel på uforenelighed er uran og varmt vand, der indgår i en kemisk reaktion.

Udbrænding og reproduktion af nukleart brændsel

Under driften af ​​en atomreaktor, på grund af akkumulering af fissionsfragmenter i brændstoffet, ændres dens isotopiske og kemiske sammensætning, og transuranelementer, hovedsageligt Pu- isotoper, dannes . Virkningen af ​​fissionsfragmenter på reaktiviteten af ​​en atomreaktor kaldes forgiftning (for radioaktive fragmenter) og slaggedannelse (for stabile isotoper).

Hovedårsagen til reaktorforgiftning er 135 Xe , som har det største neutronabsorptionstværsnit (2,6⋅10 6 barn). Halveringstid 135 Xe T 1/2 = 9,2 timer; divisionsudbyttet er 6-7%. Hoveddelen af ​​135 Xe er dannet som følge af henfaldet af 135 I ( T 1/2 = 6,8 h). I tilfælde af forgiftning ændres Keff med 1-3%. Det store absorptionstværsnit af 135 Xe og tilstedeværelsen af ​​den mellemliggende isotop 135 I fører til to vigtige fænomener:

  1. Til en stigning i koncentrationen af ​​135 Xe og følgelig til et fald i reaktorens reaktivitet efter dens nedlukning eller effektreduktion (" jodgrav "), hvilket gør det umuligt for kortvarige nedlukninger og udsving i udgangseffekten. Denne effekt overvindes ved at indføre en reaktivitetsmargen i tilsynsorganerne. Dybden og varigheden af ​​jodbrønden afhænger af neutronfluxen Ф: ved Ф = 5⋅10 18 neutron/(cm² sek), er varigheden af ​​jodbrønden ˜ 30 timer, og dybden er 2 gange større end den konstante -tilstandsændring Keff forårsaget af 135 Xe forgiftning.
  2. På grund af forgiftning kan spatio-temporale fluktuationer af neutronfluxen Ф og følgelig reaktoreffekten forekomme. Disse fluktuationer forekommer ved Ф > 10 18 neutroner/(cm² sek.) og store reaktorstørrelser. Oscillationsperioder ˜ 10 timer.

Nuklear fission giver anledning til et stort antal stabile fragmenter, som adskiller sig i deres absorptionstværsnit sammenlignet med absorptionstværsnittet af en fissil isotop. Koncentrationen af ​​fragmenter med et stort absorptionstværsnit når mætning i løbet af de første par dage af reaktordrift. Dette er hovedsageligt 149 Sm , hvilket ændrer Keff med 1 %). Koncentrationen af ​​fragmenter med et lille absorptionstværsnit og den negative reaktivitet introduceret af dem stiger lineært med tiden.

Dannelsen af ​​transuranelementer i en atomreaktor sker i henhold til følgende skemaer:

  1. 235 U + n → 236 U + n → 237 U → (7 dage) → 237 Np + n → 238 Np → (2,1 dage) → 238 Pu
  2. 238 U + n → 239 U → (23 min) → 239 Np → (2,3 dage) → 239 Pu (+ fragmenter) + n → 240 Pu + n → 241 Pu (+ fragmenter) + n → 242 Pu + n → 243 Pu →(5 t)→ 243 Am + n → 244 Am →(26 min)→ 244 Cm

Tiden mellem pilene angiver halveringstiden, "+n" angiver absorptionen af ​​neutronen.

I begyndelsen af ​​reaktordriften sker der en lineær akkumulering på 239 Pu, og jo hurtigere (ved en fast 235 U forbrænding), jo lavere er uranberigelsen. Yderligere tenderer koncentrationen af ​​239 Pu til en konstant værdi, som ikke afhænger af graden af ​​berigelse, men er bestemt af forholdet mellem neutronfangstværsnittene for 238 U og 239 Pu. Den karakteristiske tid for etablering af ligevægtskoncentrationen på 239 Pu er ~ 3/F år (F i enheder 10 13 neutroner/cm²×sek.). Isotoper 240 Pu, 241 Pu når kun en ligevægtskoncentration, når brændslet genbrændes i en atomreaktor efter regenerering af atombrændsel.

Afbrænding af nukleart brændsel er karakteriseret ved den samlede energi, der frigives i reaktoren pr. 1 ton brændsel. Denne værdi er:

En forbrænding på 1 GW dag/t svarer til forbrændingen af ​​0,1 % nukleart brændsel.

Efterhånden som brændslet brænder op, falder reaktorens reaktivitet. Udskiftningen af ​​udbrændt brændstof udføres straks fra hele kernen eller gradvist, hvilket efterlader brændstofelementer af forskellige "aldre" i drift.

Ved fuldstændig brændselsudskiftning har reaktoren overdreven reaktivitet, som skal kompenseres, mens der i det andet tilfælde kun kræves kompensation ved første start af reaktoren. Kontinuerlig tankning gør det muligt at øge udbrændingsdybden, da reaktorens reaktivitet er bestemt af de gennemsnitlige koncentrationer af fissile isotoper.

Massen af ​​det fyldte brændstof overstiger massen af ​​det aflastede på grund af "vægten" af den frigivne energi. Efter lukningen af ​​reaktoren, først hovedsageligt på grund af fission af forsinkede neutroner, og derefter, efter 1-2 minutter, på grund af β- og γ-stråling af fissionsfragmenter og transuranelementer, bliver energi fortsat frigivet i brændstoffet. Hvis reaktoren arbejdede længe nok før nedlukning, så 2 minutter efter nedlukning, er energifrigivelsen omkring 3%, efter 1 time - 1%, efter en dag - 0,4%, efter et år - 0,05% af den oprindelige effekt.

Forholdet mellem antallet af fissile Pu-isotoper dannet i en atomreaktor og mængden af ​​235 U udbrændt kaldes konverteringsfaktoren K K . Værdien af ​​K K stiger med faldende berigelse og forbrænding. For en tungtvandsreaktor, der kører på naturligt uran, med en udbrænding på 10 GW dag/t, K K = 0,55, og for små udbrændinger (i dette tilfælde kaldes K K den initiale plutoniumfaktor ) K K = 0,8. Hvis en atomreaktor brænder og producerer de samme isotoper ( forædlingsreaktor ), så kaldes forholdet mellem reproduktionshastigheden og afbrændingshastigheden reproduktionsfaktoren KB . I atomreaktorer på termiske neutroner, KB < 1, og for hurtige neutronreaktorer kan KB nå 1,4-1,5. Stigningen i KB for hurtige neutronreaktorer skyldes hovedsageligt, at især ved 239 Pu stiger g for hurtige neutroner, mens a falder.

Atomreaktorkontrol

Kontrol af en atomreaktor er kun mulig på grund af det faktum, at nogle af neutronerne under fission flyver ud af fragmenterne med en forsinkelse , som kan variere fra flere millisekunder til flere minutter.

For at kontrollere reaktoren bruges absorberende stænger , indført i kernen, lavet af materialer, der kraftigt absorberer neutroner (hovedsageligt B , Cd og nogle andre) og/eller en opløsning af borsyre , tilsat til kølevæsken i en vis koncentration ( borregulering ). Stængernes bevægelse styres af specielle mekanismer, drev, der opererer på signaler fra operatøren eller udstyr til automatisk kontrol af neutronfluxen.

Atomreaktorer er designet således, at fissionsprocessen til enhver tid er i stabil ligevægt med hensyn til små ændringer i parametre, der påvirker reaktiviteten . Således slukkes en tilfældig ændring i hastigheden af ​​en nuklear reaktion, og forårsaget af bevægelse af kontrolstænger eller en langsom ændring i andre parametre, fører det til en kvasi-stationær ændring i reaktoreffekten

I tilfælde af forskellige nødsituationer er der en nødafslutning af kædereaktionen i hver reaktor , udført ved at tabe alle absorberende stænger i kernen - et nødbeskyttelsessystem .

Resterende varme

Et vigtigt spørgsmål direkte relateret til nuklear sikkerhed er henfaldsvarme. Dette er et specifikt træk ved nukleart brændsel, som består i, at efter afslutningen af ​​fissionskædereaktionen og termisk inerti, som er almindeligt for enhver energikilde, fortsætter varmeproduktionen i reaktoren i lang tid, hvilket skaber en række teknisk komplekse problemer.

Henfaldsvarme er en konsekvens af β- og γ -henfaldet af fissionsprodukter , som er ophobet i brændstoffet under driften af ​​reaktoren. Kernerne af fissionsprodukter, som et resultat af henfald, går over i en mere stabil eller fuldstændig stabil tilstand med frigivelse af betydelig energi.

Selvom henfaldsvarmeafgivelseshastigheden hurtigt falder til værdier, der er små sammenlignet med stationære værdier, er den i højeffektreaktorer signifikant i absolutte tal. Af denne grund kræver henfaldsvarmeafgivelse lang tid for at tilvejebringe varmefjernelse fra reaktorkernen, efter at den er blevet lukket ned. Denne opgave kræver tilstedeværelsen af ​​kølesystemer med pålidelig strømforsyning i designet af reaktoranlægget og nødvendiggør også langtidsopbevaring (inden for 3-4 år) af brugt nukleart brændsel i lagerfaciliteter med et særligt temperaturregime - brugt brændselspuljer , som normalt er placeret i umiddelbar nærhed af reaktoren [ 13] [14] [15] [16] .

Se også

Noter

  1. ↑ "ZEEP - Canada's First Nuclear Reactor" Arkiveret 6. marts 2014 på Wayback Machine , Canada Science and Technology Museum.
  2. ↑ Greshilov A. A., Egupov N. D., Matushchenko A. M. Nuklear skjold. — M. : Logos, 2008. — 438 s. - ISBN 978-5-98704-272-0 .
  3. ↑ Horst Kant. Werner Heisenberg og det tyske uranprojekt  (engelsk)  (link ikke tilgængeligt) . Fortryk 203 . Max Planck Institute for the History of Science (2002). Hentet 10. februar 2012. Arkiveret fra originalen 5. februar 2012.
  4. ↑ Kruglov A. K. Hvordan atomindustrien blev skabt i USSR. - M. : TsNIIatominform, 1995. - 380 s. — ISBN 5-85165-011-7 .
  5. ↑ Atomreaktor - artikel fra Great Soviet Encyclopedia . 
  6. ↑ https://fas.org/sgp/othergov/doe/lanl/pubs/00416628.pdf Tidlige reaktorer fra Fermis vandkedel til nye kraftprototyper af Merle E. Bunker
  7. ↑ VIGTIGSTE KARAKTERISTIKA FOR AMERICIUM-REAKTOREN TIL NEUTRONTERAPI. REAKTOR "MARS"
  8. ↑ Dementiev B. A. Atomkraftreaktorer . - M . : Energoatomizdat, 1990. - S.  21 -22. — 351 s. — ISBN 5-283-03836-X .
  9. ↑ Bartolomey G. G., Bat G. A., Baibakov V. D., Alkhutov M. S. Grundlæggende om teorien og metoder til beregning af atomkraftreaktorer / Ed. G. A. Batya. - M . : Energoizdat, 1982. - S. 31. - 511 s.
  10. ↑ Angelo, Joseph A. Nuklear teknologi . - USA: Greenwood Press , 2004. - S. 275-276. — 647 s. - (Kildebøger i moderne teknologi). — ISBN 1-57356-336-6 .
  11. ↑ Ordliste over termer brugt i PRIS-databasen
  12. ↑ Kovalchuk talte om fordelene ved "foryngelse" af NPP-reaktorfartøjer // RIA Novosti , 08/30/2021
  13. ↑ Andrushechko S. A., Aforov A. M., Vasiliev B. Yu., Generalov V. N., Kosourov K. B., Semchenkov Yu. M., Ukraintsev V. F. Atomkraftværk med en VVER-1000 type reaktor. Fra det fysiske grundlag for driften til projektets udvikling. — M. : Logos, 2010. — 604 s. - 1000 eksemplarer.  - ISBN 978-5-98704-496-4 .
  14. ↑ Kirillov P. L., Bogoslovskaya G. P. Varme- og masseoverførsel i atomkraftværker. — M. : Energoatomizdat, 2000. — 456 s. - 1000 eksemplarer.  — ISBN 5-283-03636-7 .
  15. ↑ Ovchinnikov F. Ya., Semyonov V. V. Driftstilstande for trykvandskraftreaktorer. - 3. udg., overs. og yderligere — M .: Energoatomizdat, 1988. — 359 s. - 3400 eksemplarer.  — ISBN 5-283-03818-1 .
  16. ↑ Sidorenko V. A. Spørgsmål om sikker drift af VVER-reaktorer. - M . : Atomizdat, 1977. - 216 s. — (Problemer med atomenergi). - 3000 eksemplarer.

Litteratur

Links

  Gå til Wikidata-elementet  Ordbøger og encyklopædier