Топ 10 статей

Направляющий выступ Hitchhiker к галактике (игра компьютера)
Pablo Neruda
Zaara (серии TV)
Clownfish
Экстраполяция
Великобританское королевская семья
Римские цифры
Силикат натрия
Декартовая система координат
Типы незанятости

News:

Технология ядерного реактора

Этой статьей будет subarticle Ядерная енергия.

Ядерный реактор будет приспособлением в ядерные цепные реакции начните, проконтролируйте, и вытерпите на устоичивом тарифе, в отличие от a ядерная бомба, в котором цепная реакция происходит в доле секунды и uncontrolled причиняющ взрыв.

Значительно польза ядерных реакторов как источник энергии для поколения электропитание (см. Ядерная енергия) и для силы в некотором грузит (см. Ядерное морское движение вперед). Это обычно выполнено методами включают использовать жара от ядерной реакции к силе турбины пара. Будут также другие более менее общие пользы как обсужено ниже.


Содержание

Как оно работает

Ключевые компоненты общие к большинств типам атомных электростанций являются следующими:

Обычные электрические электрические станции все имеют источник топлива для того чтобы обеспечить жару. Примеры природным газом, углем, и топлив. Для ядерного электрической станции, эта жара обеспечена мимо атомный распад внутри ядерного реактора. Когда относительно большой fissile атомное ядро (обычно uranium-235 или plutonium-239) поражает a нейтрон оно формирует два или более малые ядра как продукт распада, выпускающ энергию и нейтроны в вызванном процессе атомный распад. Нейтроны после этого вызывают более дальнеишее расщепление. И так далее. Когда это ядерная цепная реакция controlled, выпущенную энергию можно использовать для того чтобы нагреть воду, произвести пар и управить a турбина то производит электричество. Оно должно быть замечено что a ядерная взрывчатка включает uncontrolled цепную реакцию, и тариф расщепления в реакторе не способен достигать достаточно уровни к пуску a ядерный взрыв (even if реакции расщепления увеличили к пункту быть из управления, оно о melt агрегат реактора rather than формирует ядерный взрыв). Обогащенный уран будет uranium в состав процентов uranium-235 был увеличен от того из урана найденного по сути. Естественный уран только 0.72% uranium-235, при остальные главным образом uranium-238 (99.2745%) и малюсенькая часть uranium-234 (0.0055%).

Типы реактора

Классифицирования

Ядерные реакторы расклассифицированы несколькими методов; краткая схема этих схем классифицирования обеспечена.

Классифицирование by type of ядерная реакция

  • Атомный распад. Большинств реакторы, и совсем реклама одни, основаны на атомном распаде. Они вообще используют уран как топливо, но исследование на использовании торий будет ongoing (пример Жидкостный реактор фторида). Эта статья предполагает технологией не быть атомный распад если в противном случае после того как я заявлена. Реакторы расщепления можно разделить грубо в 2 типа, в зависимости от энергии нейтронов которые использованы для того чтобы вытерпеть цепную реакцию расщепления:
    • Термально реакторы используйте медленное или термально нейтроны. Большинств энергетические реакторы этого типа. Эти охарактеризованы мимо модератор нейтрона материалы медленные нейтроны до тех пор пока они не причалить средней кинетической энергии окружающих частиц, that is, до тех пор пока они не быть термализовано. Термально нейтроны имеют значительно более высокую вероятность fissioning uranium-235, и более низкую вероятность захвата uranium-238 чем более быстрые нейтроны которые приводят к от расщепления. Также, как модератор, термально реакторы имеют топливо (fissionable материал), сдерживания, сосуды под давлением, защищать, и измерительное оборудование к монитору и контролируют системы реактора.
    • Нейтроны промежуточных энергий более менее полезны потому что plutonium-239 имеет высокий коэффициент профиля захвата против профиль расщепления на этих энергиях, повреждая экономию нейтрона. Uranium-233 имеет низкие коэффициенты захвата/расщепления через спектр энергии нейтрона, так цикл тория смогите использовать промежуточные энергии нейтрона.
    • Быстрые реакторы нейтрона польза быстрые нейтроны вытерпеть цепную реакцию расщепления. Они охарактеризованы отсутствием умеряя материал. Начинать цепную реакцию требует обогащенный уран (and/or обогащение с плутоний 239), из-за более низкой вероятности fissioning U-235, и более высокая вероятность захвата мимо U-238 (по сравнению с умерять, термально нейтрон). Быстрые реакторы имеют потенциал произвести transuranic отход потому что все актиниды будьте fissionable с быстрыми нейтронами, но они трудне для того чтобы построить и дороге для того чтобы работать. Общие, быстрые реакторы более менее общие чем термально реакторы в большинств применениях. Некоторые предыдущие трансформаторы были быстрыми реакторами, как некоторые русские военноморские блоки движения вперед. Конструкция прототипов продолжает (см. быстрый реактор-размножител или реакторы поколения CIV).
  • Расщепления ядра. Сила сплавливания экспериментально технология, вообще с водопод как топливо. Пока в настоящее время целесообразно для продукции силы, Fusors Farnsworth-Hirsch используйте для того чтобы произвести радиация нейтрона.
  • Радиоактивный спад. Примеры вклюают генераторы радиоизотопа термоэлектрические и атомные батареи, который производят жару и силу путем эксплуатировать пассивный радиоактивный спад.

Классифицирование материалом модератора

Использовано термально реакторами.

  • Графит умерил реакторы
  • Вода умерила реакторы
    • Тяжелая вода умерило реакторы
    • Светлая вода умерила реакторы (LWRs). Свет - вода пользы реакторов воды обычная для того чтобы умерить и охладить реакторы. Когда на рабочие температуры если температура воды увеличивает, то, своя плотность падает, и немногие нейтроны пропуская через ее замедлены достаточно к реакциям пуска более далее. То отрицательный результат воздействия стабилизирует тариф реакции. Реакторы графита и тяжелой воды клонат тщательно быть термализованным чем свет - намочите реакторы. Из-за экстренной термализации, эти типы могут использовать естественный урантопливо /unenriched.
  • Светлый элемент умерил реакторы. Эти реакторы умерены Литием или бериллем.
  • Органически умеренный реактор (OMR). Польза бифенил и терфенил как модератор и хладоагент.

Классифицирование хладоагентом

  • Реактор охлаженный водой
    • Реактор надутой воды (PWR)
      • Главным образом характеристикой PWRs будет pressurizer, специализированное сосуд под давлением. Большинств коммерчески PWRs и военноморские реакторы используют pressurizers. Во время нормальной деятельности, pressurizer частично заполнен с водой, и пузырь пара поддержан над им путем нагревать воду с погруженными в воду подогревателями. Во время нормальной деятельности, pressurizer соединен к главным образом сосуду под давлением реактора (RPV) и pressurizer «пузырь» обеспечивает место расширения для изменений в томе воды в реакторе. Это расположение также обеспечивает середины управления давления для реактора путем увеличивать или уменьшать давление пара в pressurizer использующ подогреватели pressurizer.
      • Надутые каналы. реакторы Канал-типа можно дозаправить под нагрузкой.
    • Кипящий реактор (BWR)
      • BWRs охарактеризовано путем кипя вода вокруг штаног топлива в более низкой части главным образом сосуда под давлением реактора. Во время нормальной деятельности, управление давления выполнено путем контролировать количество пара пропуская от сосуда под давлением реактора к турбине.
    • реактор Бассеин-типа
  • Жидкостным реактор охлаженный металлом. В виду того что вода будет модератором, ее нельзя использовать как хладоагент в быстром реакторе. Жидкостные хладоагенты металла вклюали натрий, NaK, руководство, водить-висмут эутектический, и в предыдущих реакторах, ртуть.
  • Газ - охлаженные реакторы охладьте обеспечивая циркуляцию инертным газом, обычно гелий. Азот и двуокись углерода также используйте. Использование жары меняет, в зависимости от реактора. Некоторые реакторы бегут горячий достаточно что газ может сразу привести газовую турбину в действие. Более старые конструкции обычно бегут газ через a обменник жары сделать пар для турбины пара.
  • Жидкие реакторы соли (MSRs) охладьте путем обеспечивать циркуляцию жидкое соль, типично эутектическая смесь солей фторида, such as LiF и BeF2. В типичном MSR, хладоагент также использован матрице в которой расщепляющий материал растворен.

Классифицирование поколением

Классифицирование к участок топлива

Классифицирование пользой

В настоящее время технологии

2 типа ядерной енергии в в настоящее время пользе:

  1. реактор атомного распада производит жару через controlled ядерная цепная реакция в a критически масса fissile материал.
    Совсем течение атомные электростанции критически реакторы расщепления, которые будут фокусом этой статьи. Выход реакторов расщепления controllable. Будут несколько подвидов критически реакторов расщепления, которые можно расклассифицировать как поколение iий, Поколение II и Поколение CIII. Все реакторы будут сравнены к Реактор надутой воды (PWR), как то стандартная самомоднейшая конструкция реактора.
  1. A. Реакторы надутой воды (PWR)
    Эти реакторы используют сосуд под давлением для того чтобы содержать ядерное топливо, штанги управления, модератор, и хладоагент. Они охлажены и умерены high pressure жидкостной водой. Горячая радиоактивная вода выходит сосуд под давлением закреплена петлеть через генератор пара, который в свою очередь нагрюет вторичную (нерадиоактивную) петлю воды для того чтобы испариться которая может побежать турбины. Ими будет большинство в настоящее время реакторов, и вообще учтено самая безопасная и самая надежная технология в настоящее время в раскрытии большого диапазона.[нужная цитация] Это будет a термально нейтрон конструкция реактора, самая новая of which будьте Предварительный реактор надутой воды и Европейский надутый реактор. Реакторы Соединенных Штатов военноморские этого типа.
  1. B. Кипящие реакторы (BWR)
    BWR как PWR без генератора пара. Кипящий реактор охлажено и умерено водой как PWR, но на более низком давлении, которое позволяет воду закипеть внутри сосуда под давлением производящ пар который бежит турбины. Не похоже на PWR, не будет первичной и вторичной петли. Термально эффективность этих реакторов может быть более высока, и они могут быть простоее, и выравнивают потенциальн стабилизированное и безопасно. Эти реакторы составляют существенный процент самомоднейших реакторов. Это будет термально конструкция реактора нейтрона, самая новая of which будьте Предварительное кипящий реактор и Хозяйственное упрощанное кипящий реактор.
  1. C. Надутый реактор тяжелой воды (PHWR)
    A Канадско конструкция, (известная как CANDU) эти реакторы тяжеловодно- охлажено и - умеренные реакторы Надувать-Воды. Вместо использования одиночного большого сосуда под давлением как в PWR, топливо содержится в сотниах пробок давления. Эти реакторы заправлены топливом с естественным уран и термально конструкции реактора нейтрона. PHWRs можно дозаправить пока на полной мощи, которая делает их очень эффективно в их пользе урана (она позволяет точное управление потока в сердечнике). CANDU PHWR были построены в Канаде, Аргентина, Китай, Индия (pre-NPT), Пакистан (pre-NPT), Румыния, и Южная Корея. Индия также приводится в действие несколько часто термин PHWR, «CANDU-производными», построенными после правительства паспределений остановленных Канадой ядерных при Индия следуя за 1974 Сь за Будда испытание ядерного оружия.
  1. D. Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy (реактор канала высокой силы) (RBMK)
    Конструкция советского союза, построенная для того чтобы произвести плутоний также, как сила. RBMKs будет водой охлаженной с a графит модератор. RBMKs находится в некоторых уважениях подобных к CANDU в что они refuelable во время деятельности силы и использует конструкцию пробки давления вместо сосуда под давлением PWR-типа. Однако, не похоже на CANDU они очень неустойчивы и слишком больш для того чтобы иметь здания сдерживания, делающ их опасно в случае аварии. Серия критически рванин безопасности также была определена с конструкцией RBMK, хотя некоторые из этих были исправлены после Авария Chernobyl. Реакторы RBMK вообще рассмотрены одна из самых опасных конструкций реактора in use. Завод Chernobyl имел 4 реактора RBMK.
  1. E. Газ - охлаженный реактор (GCR) и Предварительный газ - охлаженный реактор (AGR)
    Эти будут вообще умеренным графитом и CO2 охлажено. Они могут иметь высокую термально эффективность сравненную с PWRs из-за более высоких рабочих температур. Будут несколько работая реакторы этой конструкции, главным образом в Королевство, где принципиальная схема была начата. Более старые конструкции (т.е. Magnox станции) или выключены или будут в ближайшее время. Однако, AGCRs имеет предвидимую жизнь более дополнительных от 10 до 20 лет. Это будет термально конструкция реактора нейтрона. Decommissioning цены может быть высок из-за большого тома сердечника реактора.
    F. Жидкостный металл Реактор быстрого реактор-размножитела (LMFBR)
  1. Это будет конструкция реактора охлажена жидкостным металлом, полно unmoderated, и производит больше топлива чем оно уничтожает. Они сказаны, что «разводят» топливо, потому что они производят fissionable топливо во время деятельности из-за захват нейтрона. Эти реакторы могут действовать much like PWR in terms of эффективность, и не требуют много high pressure сдерживания, по мере того как жидкостному металлу не нужно быть сдержанным на high pressure, даже на очень высоких температурах. Superphénix в Франции находился реактор этого типа, как был Fermi-я в Соединенных Штатах. Monju реактор в японии вытерпел утечку натрия в 1995 и был approved для рестарта в 2008. Полностью 3 пользы/используемой жидкость натрий. Эти реакторы быстрый нейтрон, термально конструкции нейтрона. Эти реакторы приходят в 2 типы:
    Руководство охладило
    Использование руководство по мере того как жидкостный металл предусматривает превосходную радиацию защищая, и позволяет деятельность на очень высоких температурах. Также, руководство (главным образом) прозрачно к нейтронам, поэтому немногие нейтроны потеряны в хладоагенте, и хладоагент не будет радиоактивным. Не похоже на натрию, руководство главным образом инертно, настолько будет меньше риск взрыва или аварии, но такие большие количества руководства могут быть проблемны от точек зрения токсикологии и избавления. Часто реактор этого типа использовал бы a водить-висмут эутектический смесь. In this case, висмут представил бы некоторые небольшие проблемы радиации, по мере того как он не довольно как прозрачно к нейтронам, и может быть transmuted к радиоактивному изотопу готово чем руководство.
    Натрий охладил
    Большинств LMFBRs этого типа. Натрий относительно легок для того чтобы получить и работать с, и он также управляет фактическ предотвратить корозию на различных частях реактора погруженных в ем. Однако, натрий взрывает яростно после того как он подверши действию к воде, поэтому необходимо позаботиться, но такие взрывы не были бы более обширно яростне чем (например) утечка superheated жидкости от a SCWR или PWR. EBR-I, первый реактор для того чтобы иметь meltdown сердечника, был этого типа.
    G. Водяной однотиповый реактор
  2. генератор радиоизотопа термоэлектрический производит жару через passive радиоактивный спад.
    Некоторые генераторы радиоизотопа термоэлектрические были созданы для того чтобы привести космические зонды в действие (например, Cassini зонд), некоторые маяки в бывшем Советский союз, и некоторые ритмоводители. Выход жары этих генераторов умаляет с временем; жара преобразована к использовать электричества термоэлектрическое влияние.

Предварительные реакторы

Больше чем дюжина выдвинули конструкции реактора находятся в различных этапах развития.[3] Некоторые постепеновски от PWR, BWR и PHWR конструкциями выше, некоторые будут более радикальные отклонения. Бывшие вклюают Предварительное кипящий реактор (ABWR), 2 of which теперь работайте с другими под конструкцией, и запланированное пассивно безопасно ESBWR и AP1000 блоки (см. Программа ядерной енергии 2010).

  • Монолитно быстрый реактор построил, испытал и оценил во время 1980s и после этого выбыл под администрацией Клинтон в 1990s из-за ядерных политик non-proliferation администрации. Рециркулировать порожное топливо будет сердечником своей конструкции и оно поэтому производит только часть отхода в настоящее время реакторов.[4]
  • Реактор кровати камушка, a Высокотемпературный газ - охлаженный реактор (HTGCR), конструирует поэтому высокие температуры уменьшают выходную мощность мимо broadening doppler профиля нейтрона топлива. Оно использует керамические топлива поэтому свои безопасные рабочие температуры превышают температурную амплитуду сил-уменьшения. Большинств конструкции охлажены инертным гелием. Гелий не subject to взрывы пара, не сопротивляет абсорбцие нейтрона водя к радиоактивности, и не растворяет загрязняющьи елементы которые могут стать радиоактивными. Типичные конструкции имеют больше слоев (up to 7) пассивного сдерживания чем свет - намочите реакторы (обычно 3). Уникально характеристика может помочь безопасности что топлив-шарики фактическ формируют механизм сердечника, и заменена one-by-one по мере того как они стареют. Конструкция топлива делает reprocessing топлива дороге.
  • SSTAR, Sмол, Sealed, Transportable, Autonomous Reactor главным образом исследуется и начинается в США, предназначенных как реактор быстрого реактор-размножитела который пассивно безопасен и смог дистанционно быть выключен в случае если подозрение возникает что оно tampered с.
  • Очистьте и относящи к окружающей среде безопасный предварительный реактор (ЦЕЗАРЬ) принципиальная схема ядерного реактора использует пар как модератор - эта конструкция находится все еще в развитии.
  • Субкритические реакторы конструируйте для того чтобы быть безопасно и более стабилизированн, но представьте несколько инженерство и экономические трудности. Один пример Усилитель энергии.
  • Торий основал реакторы. По возможности преобразовать Thorium-232 в U-233 в реакторах специально конструированных для цели. В этой дороге, торий, который plentifulее чем уран, можно использовать для того чтобы развести ядерное топливо U-233. Поверены, что имеет U-233 также благоприятные ядерные свойства по сравнению с традиционно используемым U-235, включая более лучшую экономию нейтрона и более низкую продукцию длиной ого transuranic отхода.
    • Предварительный реактор тяжелой воды - Предложенное тяжелая вода умерило ядерное энергетический реактор будет конструкцией следующего поколения типа PHWR. Под развитием в Исследовательскийа центр Bhabha атомный (BARC).
    • KAMINI - Уникально реактор использующ изотоп Uranium-233 для топлива. Построено мимо BARC и IGCAR Использует торий.
    • Индия также строит более большой маштаб FBTR или реактор тория быстрого реактор-размножитела для того чтобы обуздать силу с пользой тория.

Реакторы поколения CIV

Реакторы поколения CIV комплект теоретических в настоящее время будучи исследованным конструкций ядерного реактора. Не ы, что будут эти конструкции вообще имеющимися для строительство на коммерческой основе перед 2030. В настоящее время реакторы in operation вокруг мира вообще рассмотрены системы во-вторых или трет-поколения, при first-generation системы будучи выбыванными некоторое время тому назад. Исследование в эти типы реактора официально было начато форумом поколения CIV международным (GIF) основанным на 8 целях технологии. Главным образом цели должны улучшить ядерную безопасность, улучшают сопротивление пролиферации, уменьшают использование неныжного и природные ресурсы, и уменьшить цену к строению и руководить такие заводы.[5]

Реакторы поколения V+

Конструирует теоретически по возможности, но который активно не рассматривайте или не исследуйте в настоящее время. Хотя такие реакторы смогли быть построены с в настоящее время или близкой технологией термине, они вызывают меньший интерес for reasons of домоводство, практицизм, или безопасность.

  • Жидкостный реактор сердечника. Замкнутый цикл жидкостное ядерный реактор сердечника, где расщепляющим материалом будет жидкий уран охлаженный работая газом нагнетенным внутри через отверстия в основании сосуда сдерживания.
  • Реактор сердечника газа. Вариант замкнутого цикла ядерная ракета lightbulb, где расщепляющим материалом будет газообразный уран-гексафторид, котор содержат в сплавленном сосуде кремнезема. Работая газ (such as водопод) пропустил бы вокруг этого сосуда и поглотил бы ультрафиолетовый свет произведенный реакцией. В теории, использующ UF6 по мере того как работая топливо сразу (rather than как этап до одно, как делает теперь) намеревалось бы более низко обрабатывая цены, и очень малые реакторы. In practice, бежать реактор на таких плотностях высокого мощности вероятно произвел бы unmanageable поток нейтрона.
  • Реактор EM сердечника газа. Как в реакторе сердечника газа, но при фотовольтайческие блоки преобразовывая ультрафиолетовый свет сразу к электричеству.
  • Реактор части расщепления

Реакторы сплавливания

Controlled расщепления ядра был в состоянии в принципе быть использовано внутри сила сплавливания заводы для того чтобы произвести силу без сложностей регулировать актиниды, только значительно научные и технически препоны остают. Несколько реакторов сплавливания были построены, но пока еще никакое имеет «произведенную» более термально энергию чем электрическая уничтоженная энергия. Несмотря на начиная исследование в 1950s, никакой коммерчески реактор сплавливания не предположен перед 2050. ITER проект в настоящее время водит усилие commercialize сила сплавливания.

Цикл ядерного топлива

Главным образом статья: Цикл ядерного топлива

Термально реакторы вообще зависят на после того как они уточнены и обогащенный уран. Некоторые ядерные реакторы могут работать с смесью плутония и урана (см. MOX). Процесс uranium штуф минирован, обработано, обогащено, использовано, по возможности reprocessed и dispose of будет известно как цикл ядерного топлива.

Под 1% из урана найденного по сути находится легко fissionable U-235 изотоп и в результате большинств конструкции реактора требуют обогащенного топлива. Обогащение включает увеличить процент U-235 и обычно сделано посредством газообразная диффузия или центробежка газа. Обогащенный результат после этого преобразован в uranium двуокись порошок, который отжат и в форму лепешки. Эти лепешки штабелированы в пробки после этого загерметизированы и вызваны штанги топлива. Много из этих штаног топлива использованы в каждом ядерном реакторе.

Большинств реакторы BWR и PWR коммерчески используют уран обогащенный to about 4% U-235, и некоторые коммерчески реакторы с максимумом экономия нейтрона не требуйте, что топливо обогащено на всех (that is, они могут использовать естественный уран). Согласно Международное агентство по атомной энергии по крайней мере 100 реакторы исследования в мире заправил топливом высоки обогащено (уран обогащения оружий-grade/90%). Риск похищения этого топлива (потенциальн используемого в продукции ядерного оружия) водил к кампаниям защищая преобразование этого типа реактора к урану низк-обогащения (представляет меньше угрозу пролиферации).[6]

Оно должно быть замечено что fissionable U-235 и non-fissionable U-238 оба использованы в процессе расщепления. U-235 fissionable восходящим потоком теплого воздуха (т.е. медленн-двигая) нейтроны. Термально нейтрон одним будет moving приблизительно тот же самой скоростью как атомы вокруг его. В виду того что все атомы вибрируют пропорционально к их абсолюту температура, термально нейтрон имеет самую лучшую возможность к расщеплению U-235 когда он двигает на эту такую же вибрационную скорость. С другой стороны, U-238 более правоподобно для того чтобы захватить нейтрон когда нейтрон двигает очень быстро. Этот атом U-239 скоро распадется в plutonium-239, которое будет другим топливом. Pu-239 будет жизнеспособным топливом и должно быть определено even when использовано высоки обогащенное uranium топливо. Расщепления плутония преобладают расщепления U-235 в некоторых реакторах, специально после того как будет потрачена первоначально нагрузка U-235. Плутоний fissionable и с быстрыми и термально нейтронами, которые делают его идеально для или ядерных реакторов или ядерных бомб.

Большинств конструкциями реактора в существовании будут термально реакторы и типично используют воду как модератор нейтрона (модератор намеревается что он замедляет нейтрон к термально скорости) и как хладоагент. Но в a реактор быстрого реактор-размножитела, некоторый другой вроде хладоагент использован который не умерит или не замедлит нейтроны вниз с много. Это позволяет быстрые нейтроны преобладать, которые можно эффективно использовать постоянн для того чтобы пополнять поставку топлива. просто устанавливать дешевое необогащенный уран в такой сердечник, non-fissionable U-238 будет повернуто в Pu-239, «разводящ» топливо.

Заправлять топливом ядерных реакторов

Количество энергии в резервуаре ядерное топливо част выражает in terms of «full-power дни,» которое будет числом 24-часовых периодов (дней), котор реактор запланирован для деятельности на полной мощи ой для поколения тепловой энергии. Число full-power дней в операционном цикле реактора (между дозаправляя временами повреждения) отнесено к количеству fissile uranium-235 (U-235) содержали в агрегатах топлива на начале цикла. Более высокий процент U-235 в сердечнике на начале цикла позволит реактор побежаться для большого количества full-power дней.

На конце операционного цикла, топливо в некоторых из агрегатов «порожно» и разряжено и заменено с новыми (свежими) агрегатами топлива, хотя in practice будет нарастанием отравы реакции в ядерном топливе обусловливает продолжительность жизни ядерного топлива в реакторе. Long before все по возможности расщепление осуществляло, нарастание субпродуктов расщепления long-lived нейтрона absorbing препятствует цепную реакцию. Часть сердечника топлива реактора замененного во время дозаправлять типично 1/4 для boiling-water реактора и 1/3 для реактора надувать-воды.

Не всем реакторам нужно быть выключенным для дозаправлять; например, реакторы кровати камушка, Реакторы RBMK, жидкие реакторы соли, Magnox, AGR и CANDU реакторы позволяют топливо быть перенесенным через реактор пока он бежит. В реактор CANDU, это также позволяет индивидуальные элементы топлива быть расположенным в пределах сердечника реактора которые best suited к количеству U-235 в элементе топлива.

Количество энергии извлеченное от ядерного топлива вызвано своим «burnup,» который выражен in terms of тепловая энергия произведенная в первоначально блок веса топлива. Burnup общ выражен как дни мегаватт термально в метрическую тонну первоначально тяжелого металла.

Безопасность

Главным образом статья: Ядерная безопасность
См. также: Ядерная безопасность в США.

Естественные ядерные реакторы

Главным образом статья: Естественный реактор атомного распада

Хотя реакторы атомного распада часто подуманы как был единственно продуктом современной техники, первые реакторы атомного распада были в действительности естественно - происходящ. A естественный реактор атомного распада смогите произойти под некоторыми обстоятельствами передразнивают условия в построенном реакторе.[7] 15 естественных реакторов расщепления до тех пор были найдены в 3 отдельно залемах штуфа на Oklo шахта внутри Габон, Западная Африка. Во первых открыно в 1972 французским физиком Фрэнсис Perrin, они собирательно известный как Реакторы ископаемого Oklo. Self-sustaining атомный распад реакции осуществили в этих реакторах приблизительно 1.5 миллиарда леты тому назад, и побежали на немного 100 тысячи лет, усредняющ 100 киловатт выходной мощности во время того времени.[8] Принципиальная схема естественного ядерного реактора была теоретизирована начиная с 1956 Пол Kuroda на Университет Арканзаса[9][10]

Такие реакторы могут no longer не сформировать на земле: радиоактивный спад над этой большой пядью времени уменьшал пропорцию внутри естественно - происходя урана U-235 к под количеству необходим, что вытерпел цепную реакцию.

Естественные ядерные реакторы сформировали когда залежь полезных ископаемых уран-богатые люди стало inundated с groundwater подействовал как модератор нейтрона, и сильная цепная реакция осуществила. Модератор воды закипел бы прочь по мере того как реакция увеличила, замедляющ ее назад опускает снова и предотвращающ meltdown. Реакция расщепления вытерпелась для сотни тысяч лет.

Эти естественные реакторы обширно изучены научными работниками интересуемыми в geologic избавлении радиоактивные отходы. Они предлагают разбор конкретных хозяйственных ситуаций как радиоактивные изотопы проникают через земную кору. Это будет значительно зона полемики по мере того как противницы geologic страха уничтожения отбросов изотопы от, котор хранят отхода смогли закончиться вверх в подачах воды или быть снесены в окружающую среду.

См. также

Энергия портальная
Ядерная технология портальное

Справки

  1. ^ Roadmap технологии для энергетических систем поколения CIV NeuclearPDF (4.33 MiB); см. «циклы топлива и Sustainability»
  2. ^ Сводка данным по ассоциации мира ядерная - реакторы исследования
  3. ^ Предварительные ядерные энергетические реакторы. Uranium справочно-информационныйа центр. Retrieved 28-ого июня 2006.
  4. ^ Др. Charles пашет. Ядерная реакция: Почему американцы опасаются ядерная енергия?. Служба общественного вещания (PBS). Retrieved дальше 2006-11-09.
  5. ^ Ядерные реакторы поколения CIV. Uranium справочно-информационныйа центр. Retrieved 28-ого июня 2006.
  6. ^ IAEA, Улучшать обеспеченность на реакторах исследования мира ядерных: Технически и другой фокус вопросов симпозиума в Джун в Норвегии (7-ое июня 2006).
  7. ^ Видеоий лекции по физики - на видеоем Google; естественное ядерный реактор упомянуто на 42:40 минутах в видеоего
  8. ^ Meshik, P. Алекс. «Деятельности стародедовского ядерного реактора.» Научный американец. Ноябрь 2005. Страница. 82.
  9. ^ Oklo: Естественные ядерные реакторы. Офис вольнонаемного управления радиоактивные отходы. Retrieved 28-ого июня 2006.
  10. ^ Реакторы расщепления Oklo естественные. Американское ядерное общество. Retrieved 28-ого июня 2006.

Внешние соединения

v • d • e
Ядерная технология
Инженерство
Материал
Сила
Темы сердечника
Микстура
Терапии
Оружия
The original article is from Wikipedia. To view the original article please click here.
Creative Commons Licence

 
Custom Search