А ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, жидкометаллический реактор на быстрых нейтронах или же LMFR это продвинутый тип ядерный реактор где первичный охлаждающая жидкость это жидкий металл. Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем были впервые адаптированы для атомная подводная лодка использование, но также были тщательно изучены для приложений производства электроэнергии.
Металлические охлаждающие жидкости быстрее отводят тепло и позволяют удельная мощность. Это делает их привлекательными в ситуациях, когда размер и вес имеют большое значение, например, на кораблях и подводных лодках. Для улучшения охлаждения водой в большинстве конструкций реакторов создается высокое давление для повышения точка кипения, который представляет проблемы безопасности и обслуживания, которых нет в конструкциях из жидкого металла. Кроме того, высокая температура жидкого металла может использоваться для получения пара с более высокой температурой, чем в реакторе с водяным охлаждением, что приводит к более высокой термодинамической эффективности. Это делает их привлекательными для повышения выходной мощности обычных атомных электростанций.
Жидкие металлы, обладающие высокой электропроводностью, могут перемещаться электромагнитные насосы. [1] К недостаткам можно отнести трудности, связанные с осмотром и ремонтом реактора, погруженного в непрозрачный расплавленный металл, и в зависимости от выбора металла риск возникновения пожара (для щелочных металлов ), коррозия и / или образование продуктов радиоактивной активации могут быть проблемой.
- 1 Дизайн
- 2 Свойства охлаждающей жидкости
- 2.1 Меркурий
- 2.2 Натрий и NaK
- 2.3 Свинец
- 2.4 Банка
- 3.1 Подводные лодки
- 3.2 Ядерный самолет
Дизайн
На практике все реакторы с жидкометаллическим теплоносителем реакторы на быстрых нейтронах, и на сегодняшний день большинство реакторов на быстрых нейтронах представляют собой реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (LMFBR ), или военно-двигательные установки. Используемые жидкие металлы обычно требуют хороших характеристик теплопередачи.
Активная зона реакторов на быстрых нейтронах, как правило, выделяет много тепла в небольшом пространстве по сравнению с реакторами других классов. Низкое поглощение нейтронов желательно в любом теплоносителе реактора, но особенно важно для быстрого реактора, так как хорошая нейтронная экономия быстрого реактора является одним из его основных преимуществ. Поскольку более медленные нейтроны легче поглощаются, охлаждающая жидкость в идеале должна иметь низкую На модерации нейтронов. Также важно, чтобы теплоноситель не вызывал чрезмерной коррозии конструкционных материалов, а его температуры плавления и кипения соответствовали условиям реактора. Рабочая Температура.
В идеале охлаждающая жидкость никогда не должна закипать, так как это повысит вероятность ее утечки из системы, что приведет к авария с потерей теплоносителя. И наоборот, если можно предотвратить закипание охлаждающей жидкости, это позволяет давлению в системе охлаждения оставаться на нейтральном уровне, и это резко снижает вероятность аварии. В некоторых конструкциях реактор и теплообменники полностью погружены в бассейн с теплоносителем, что практически исключает риск потери охлаждения внутреннего контура.
Свойства охлаждающей жидкости
Хотя вода под давлением теоретически может использоваться для быстрого реактора, она имеет тенденцию замедлять нейтроны и поглощать их. Это ограничивает количество воды, которая может проходить через активную зону реактора, и поскольку быстрые реакторы имеют высокую удельная мощность в большинстве конструкций вместо этого используются расплавленные металлы. Температура кипения воды также намного ниже, чем у большинства металлов, поэтому в системе охлаждения необходимо поддерживать высокое давление для эффективного охлаждения активной зоны.
| Натрий | 97,72 ° С (207,9 ° F) | 883 ° С (1621 ° F) |
| NaK | -11 ° С (12 ° F) | 785 ° С (1445 ° F) |
| Меркурий | -38,83 ° С, (-37,89 ° F) | 356,73 ° С (674,11 ° F) |
| Свинец | 327,46 ° С (621,43 ° F) | 1749 ° С (3180 ° F) |
| Свинцово-висмутовая эвтектика | 123,5 ° С (254,3 ° F) | 1670 ° С (3038 ° F) |
| Банка | 231,9 ° С (449,5 ° F) | 2602 ° С (4716 ° F) |
Меркурий
Клементина был первым ядерным реактором с жидкометаллическим теплоносителем, в котором использовался ртутный теплоноситель, который считается очевидным выбором, поскольку он является жидким при комнатной температуре. Однако из-за таких недостатков, как высокая токсичность, высокое давление пара даже при комнатной температуре, низкая точка кипения с образованием вредных паров при нагревании, относительно низкая теплопроводность, [2] и высокий [3] нейтронное сечение, он вышел из моды.
Натрий и NaK
Натрий и NaK (a эвтектика натрий-калиевый сплав) не вызывают значительной коррозии стали и совместимы со многими видами ядерного топлива, что позволяет использовать широкий выбор конструкционных материалов. Однако они самопроизвольно воспламеняются при контакте с воздухом и бурно реагируют с водой с образованием газообразного водорода. Так было на Атомная электростанция Монжу в результате аварии и пожара 1995 года. Активация натрия нейтронами также приводит к тому, что эти жидкости становятся сильно радиоактивными во время работы, хотя период полураспада короткий, и поэтому их радиоактивность не вызывает дополнительных опасений по утилизации.
Есть два предложения по натриевому охлаждению. Поколение IV LMFR один на оксидном топливе, другой на металлическом интегральный быстрый реактор.
Свинец
Основная статья: Свинцовый реактор на быстрых нейтронах
Свинец имеет отличные нейтронные свойства (отражение, низкое поглощение) и является очень мощной радиационной защитой от гамма излучение. Более высокая температура кипения свинца обеспечивает преимущества безопасности, поскольку он может эффективно охлаждать реактор, даже если она достигает нескольких сотен. градусов Цельсия выше нормальных условий эксплуатации. Однако, поскольку свинец имеет высокую температуру плавления и высокое давление пара, дозаправка и обслуживание реактора, охлаждаемого свинцом, является сложной задачей. Температуру плавления можно снизить, легируя свинец с висмут, но свинцово-висмутовая эвтектика вызывает сильную коррозию большинства металлов [4] используется для конструкционных материалов.
Банка
Несмотря на то что банка до сих пор не используется в качестве теплоносителя для работающих реакторов, так как образует корку, [5] может быть полезной дополнительной или заменой охлаждающей жидкости при ядерные катастрофы или же аварии с потерей охлаждающей жидкости.
Другими преимуществами олова являются высокая температура кипения и способность образовывать корку даже на жидком олове, что помогает скрыть ядовитые утечки и удерживать хладагент в реакторе и в нем. Олово вызывает любые тип реактора быть непригодным для нормальной работы. Это было протестировано украинец исследователей и было предложено преобразовать реакторы с кипящей водой на Ядерная катастрофа на Фукусиме-дайити в реакторы с жидким оловом. [6]
Движение
Подводные лодки
В Советский Ноябрь-класс подводная лодка К-27 и все семь Альфа-класс на подводных лодках использовались реакторы, охлаждаемые свинцово-висмутовым сплавом (Реакторы ВТ-1 в К-27; БМ-40А и Реакторы ОК-550 в других). Как советские, так и американские военно-морские силы ранее построили прототипы ударных подводных лодок с использованием силовых агрегатов LMFR.
Вторая атомная подводная лодка, USSМорской волк была единственной подводной лодкой США, у которой была атомная энергетическая установка с натриевым охлаждением. Он был введен в эксплуатацию в 1957 году, но в нем были утечки. перегреватели, которые были обойдены. Чтобы стандартизировать реакторы в парке, [ нужна цитата ] с подводной лодки реактор с натриевым охлаждением был снят с 1958 г. и заменен на реактор с водой под давлением.
Ядерный самолет
Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем исследовались Пратт и Уитни для использования в ядерный самолет как часть Ядерная тяга самолета программа. [7]
Выработка энергии
В Эксперимент с натриевым реактором экспериментальный ядерный реактор с натриевым теплоносителем, расположенный в секции Полевая лаборатория Санта-Сусаны затем эксплуатировался подразделением Atomics International Североамериканская авиация. В июле 1959 года в эксперименте с натриевым реактором произошел серьезный инцидент, связанный с частичным расплавлением 13 из 43 тепловыделяющих элементов и значительным выбросом радиоактивный газы. [8] Реактор был отремонтирован и возвращен в эксплуатацию в сентябре 1960 года и закончил работу в 1964 году. Реактор произвел в общей сложности 37 ГВт-ч электроэнергии.
Ферми 1 в Округ Монро, штат Мичиган был экспериментальным жидкостным натриевым охлаждением реактор-размножитель на быстрых нейтронах действовал с 1963 по 1972 год. пострадал от частичного ядерного расплавления в 1963 г., списан в 1975 г.
В Dounreay в Кейтнессе, на крайнем севере Шотландии, Управление по атомной энергии Соединенного Королевства (UKAEA) управляла Быстрый реактор Даунрея (DFR), с использованием NaK в качестве хладагента, с 1959 по 1977 год, экспортировав 600 ГВт-ч электроэнергии в сеть за этот период. На том же месте его сменил PFR, Прототип быстрого реактора, который работал с 1974 по 1994 год и использовал жидкий натрий в качестве теплоносителя.
Советский БН-600 охлаждается натрием. В БН-350 и нас. EBR-II АЭС охлаждались натрием. EBR-I использовали жидкий металлический сплав, NaK, для охлаждения. NaK является жидким при комнатной температуре.
Охлаждение жидким металлом также используется в большинстве реакторы на быстрых нейтронах включая реакторы-размножители на быстрых нейтронах такой как Интегральный быстрый реактор.
Много Реактор IV поколения исследования охлаждаются жидким металлом:
- Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (SFR)
- Свинцовый реактор на быстрых нейтронах
Рекомендации
Источник: iiwiki.ru
Следует ли заливать реактор морской водой?
Для охлаждения на АЭС «Фукусима-1» обычно применяют морскую воду. Cейчас японцы решили заливать ее напрямую в реактор. Такой шаг, однако, чреват целым рядом неприятных последствий для будущего пострадавших реакторов.
Доминик Альбертини (Dominique Albertini)
Для охлаждения на АЭС «Фукусима-1» обычно применяют морскую воду. Cейчас японцы решили заливать ее напрямую в реактор.
В то время как угроза крупномасштабной ядерной катастрофы в Японии вырисовывается все отчетливее, местные инженеры решили закачивать морскую воду напрямую в реакторы №1, 2 и 3 атомной электростанции «Фукусима-1». Такой шаг стал быстрым решением проблемы перегрева топлива, однако он чреват целым рядом неприятных последствий для будущего пострадавших реакторов. Вот почему.
Для начала давайте в общих чертах рассмотрим принцип работы ядерного реактора. В технологическом плане такой объект, как «Фукусима-1», выглядит бесконечно сложнее работающей на угле обычной тепловой электростанции. Тем не менее, основная идея остается прежней: разогрев воды создает пар, пар используется для вращения турбины, а турбина в свою очередь соединена с вырабатывающим электричество генератором.
На АЭС тепло получают благодаря реакции нестабильных атомов урана: в среднем речь идет 300-500°C. Для поддержания температуры в установленных рамках необходима система охлаждения. Эта вторичная система водоснабжения охлаждает реактор посредством множества труб, которые при этом не входят в прямой контакт с топливом. На «Фукусиме» используется вода из расположенного поблизости моря.
«Единственное решение»
Произошедшее в Японии землетрясение повредило систему циркуляции холодной воды. Температура в реакторе достигла опасных показателей, и местные инженеры приняли решение закачивать воду напрямую в его ядро, чтобы залить и охладить топливные стержни.
В воду предварительно добавили бор, химический элемент, который способен затормозить ядерную реакцию. По словам не пожелавшего назвать свое имя инженера EDF, «закачка больших объемов воды является единственным решением, а море – единственным ее источником вблизи от АЭС». Но даже если все получится, нет никакой гарантии, что больной пойдет на поправку.
Дело в том, что такое решение перечеркивает возможность дальнейшего использования этих реакторов. Морская вода обладает коррозийными свойствами, тогда как содержащаяся в ней соль может отложиться внутри реакторов. Это не говоря уже о других содержащихся в нефильтрованной воде примесях.
С учетом серьезных последствий взрывов или частичного спекания топлива этот процесс в итоге приведет к демонтажу поврежденных реакторов. Или же, в случае повреждения их защитного корпуса, к установке защитных структур вокруг реактора на продолжительный срок. Вспомните о бетонном саркофаге, который был построен вокруг Чернобыльской АЭС.
Источник: inosmi.ru
_luden_
Почему я её решил вам рассказать?
Очень просто.
Последние дни все боятся того, что на аварийной японской АЭС произойдет расплавление топлива.
Считается, что после этого будет мощный взрыв.
Ну и заражение огромных территорий радиоактивными веществами, само собой.
Однако, правда в более малом масштабе, это уже было.
В августе 1985 года.
Кстати недалеко от Японии 🙂
В бухте Чажма, что около городов Владивостока и Находки.
Тогда, по причине грубых нарушений регламента проведения работ с атомным реактором, произошло то, чего сейчас боится огромное число людей.
В одном из реакторов атомной подводной лодки К-341 (проекта 675) началась неуправляемая цепная реакция.
Что же именно случилось в этот злополучный день на пирсе №2?
Карта места аварии
В тот день, на лодке К-341, должны были проводиться работы по перезагрузке атомного топлива.
Не секрет, что со временем происходит выгорание атомного горючего и, как результат, мощность реактора падает.
Чтобы лодка не осталась без энергии в походе, надо заранее убрать из реактора отработавшие топливные сборки, а на их место поставить новые.
Для этого надо снять крышку реактора.
Но вот в чём проблема: при поднятии крышки, поднимаются и регулирующие стержни.
Это значит, что крышку ни в коем случае нельза поднимать слишком высоко.
На современных реакторах типа ВВЭР эта проблема решается с помощью замены теплоносителя (воды) на раствор борной кислоты.
Бор — очень хорошо поглащает нейтроны, а значит никакой цепной реакции уже не будет.
Но это в реакторах ВВЭР.
А на лодках проекта 675 стоял, можно сказать, его «отец», если не «дедушка», реактор ВМ-А.
Это тоже водо-водяной реактор, то есть вода в нём служит и теплоносителем и замедлителем нейтронов.
Но ВМ-А — реактор первого поколения.
Когда он разрабатывался многих тонкостей ещё не знали.
И системы замены воды на раствор борной кислоты (и обратно) в нём не было.
Вместо этого в реакторе ВМ-А была специальная компенсирующая решетка, которая позволяла производить операции по перегрузке топлива.
Накануне была выполнена операция по перегрузке активной зоны, но при проведении гидравлических испытаний выяснилось, что реактор не герметичен.
В 08:00 к выполнению работ по повторному подрыву крышки реактора под командованием руководителя работ приступила 3-я смена перегрузочного комплекса и руководитель работ предыдущей смены.
В связи с тем, что работы по подрыву и подъему крышки реактора ранее не планировались, руководителем перезарядки для контроля работ по подрыву и подъему крышки реактора и оформления разрешения на выполнение потенциально-опасных работ были вызваны старший руководитель физических измерений и вахтенный контролирующий физик.
Уже на этом этапе было допущено серьёзное нарушение регламента.
Дело в том, что любая проблема с прохождением испытаний ядерной установки — ЧП.
И об этом ЧП следовало немедленно доложить по команде и оперативной службе вплоть до ГТУ ВМФ, но офицеры перегрузочной группы решили не докладывать.
Вместо этого, они решили поднять крышку реактора, найти и извлечь посторонний предмет, который и был причиной того, что реактор не смог пройти испытаний.
Если всё прошло бы как задумано, то не надо было бы докладывать о ЧП, не было бы лишних проблем для тех, кто допустил ошибку.
Это и сподвигло офицеров произвести данную операцию без дополнительных согласований.
Тем более, что они уже проводили несколько десятков раз операции по замене топлива в реакторах такого типа.
Итак, ещё до начала операции по поднятию крышки, было допущено грубейшее нарушение регламента проведения подобных мероприятий.
Если бы оно было единственным, то это не привело бы к катастрофе, хотя именно с этого нарушения началась цепь событий, которые привели к трагедии.
В 08:30 на пульте управления перезарядкой на вахту заступил дежурный по ГЭУ КДД БЧ-5.
Им была проведена проверка пусковой аппаратуры реактора.
Для обеспечения безопасности подъема крышки реактора было смонтировано штатное перегрузочное оборудование, исключающее перемещение компенсирующей решётки.
Установка этого оборудования была произведена с нарушением штатного положения относительно расположения балок и стойки, а также способа крепления их друг с другом.
Вследствие этого не была обеспечена соосность упора, предназначенного для исключения перемещения компенсирующей решётки вверх.
Это было второе грубое нарушение регламента проведения подобных работ.
Само по себе, оно не привело к аварии, но создало все условия для дальнейшего развития событий по самому пессимистическому сценарию.
Итак, из-за нарушений, допущенных при монтаже перегрузочного оборудования, имело место поднятие не только крышки реактора, но и компенсирующей решетки.
Так как офицеры, производившие данные операции, не знали об этом, они не могли правильно оценить максимально допустимую высоту поднятия крышки реактора.
Крышка реактора (вместе с компенсирующей решеткой) была поднята на высоту 55 мм.
Эта высота, как выяснило расследование, была критической.
Дальнейший подъём крышки запустил бы неуправляемую ядерную реакцию внутри реактора.
Таким образом малейшая случайность могла привести к трагедии.
И эта случайность произошла.
Крышка с компенсирующей решеткой и поглотителями висела на кране, а кран стоял на плавмастерской, которая могла качнуться в ту или иную сторону, т.е. еще более поднять крышку на пусковой уровень или опустить.
Как раз в тот момент с моря прибыл торпедный катер и на скорости в 11-12 узлов прошел по бухте — несмотря на предупреждающие сигналы!
От катера пошла волна, качнувшая плав мастерскую с краном.
В результате крышка реактора была выдернута со всей системой поглотителей на еще большую высоту и реактор вышел на пусковой уровень.
Началась неуправляемая цепная реакция.
Дальнейшие события произошли настолько быстро, что даже замедленная съёмка не смогла бы точно передать всё что произошло в те мгновения.
Можно только описать увиденное очевидцами, а так же рассказать про последствия этого происшествия.
Перегрузочный домик сгорел и испарился, сгорели в этой вспышке офицеры-перегрузчики, кран на плавмастерской вырвало и выбросило в бухту.
Крышка реактора весом в 12 тонн вылетела (по свидетельствам очевидцев) вертикально вверх на высоту несколько сот метров и снова рухнула вниз на реактор. Потом она свалилась на борт, разорвав корпус ниже ватерлинии.
Вода из бухты хлынула в реакторный отсек.
Всё, что было выброшено в момент взрыва, легло на лодки К-431 и К-42, плавучую мастерскую, дозиметрическое судно, акваторию бухты, пирсы, завод, сопки и поселок.
Уровни гамма-излучения в десятки, а то и в сотни раз превышали санитарную норму.
Это произошло в 12:05.
Сама реакция шла всего 0,7 с.
По золотому обручальному кольцу одного из погибших было установлено, что в момент взрыва уровень излучения достигал 90 000 Р/ч.
Известно, что в результате аварии пострадали 290 человек – 10 погибли в момент аварии, у 10 зафиксирована острая лучевая болезнь, у 39 – лучевая реакция.
Значительную часть пострадавших составили военнослужащие, которые одними из первых приступили к ликвидации последствий аварии.
В результате аварии сформировался очаг радиоактивного загрязнения дна акватории бухты Чажма.
Область интенсивного радиоактивного загрязнения была сосредоточена в районе аварии и в пределах МЭД > 240 мкР/ч занимает площадь около 100 000 квадратных метров.
В центральной части очага МЭД составляет 20-40 мР/ч (максимум 117 мР/ч по состоянию на 1992 год).
Под действием течений радиоактивное загрязнение постепенно перемещалось по направлению к выходу из бухты Чажма.
Радиоактивность донных отложений обусловлена в основном кобальтом-60 (96-99 %) и частично цезием-137.
Кроме этого сформировался след радиоактивного заражения шириною 600-1500 метров и длиной 6-8 км.
След пролег по лесистой местности в направлении Уссурийского залива.
В процессе мероприятий по нормализации обстановки и вследствие радиоактивного распада к началу 1986 года уровни излучения снизились до допустимых норм и не превышали 240 мкР/час.
Как видим, произошедшая авария и есть самый пессимистический вариант развития событий, который только может произойти на АЭС.
Но даже после такой аварии, уже через год, уровни загрязнения существенно уменьшаются.
Да и апокалипсиса, которым так любят пугать экологи и журналисты, не наступило.
Да, погибли люди.
Да, множество людей получило высокие дозы облучения.
Да, были заражены некоторые площади земли и океана.
Но эти последствия, при всей их серьёзности, не стали причиной сколь либо существенных проблем в масштабе планеты.
Как мне кажется, даже если нечто подобное произойдёт на АЭС в Фукусиме, последствия будут аналогичными.
Так что готовиться к концу света, пока что, рановато 🙂
На них гораздо больше подробностей об этой аварии.
Источник: users.livejournal.com