Брз реактор

Иако основа за работата на било нуклеарен реактор лежи фисија на радиоактивен материјал, во придружба на еволуцијата на температурата, во зависност од дизајнот карактеристики се разликуваат две варијанти - брзо реактор и бавно, понекогаш се нарекува топлина.

Неутроните ослободен во процесот на реакција, покажуваат многу висока почетна брзина, теоретски надминување втор илјади километри. Ова - брзи неутрони. Во процесот на движење од судирот со околните атоми важно нивната брзина забавува. Еден едноставен и достапен начин за вештачко намалување на брзината е ставање во начинот на вода или графит. Така, учење да го прилагодите нивото на кинетичката енергија на овие честички, човекот беше во можност да се создаде два типа на реакторите. Името на "термо" неутрони добиени благодарение на фактот дека брзината на нивното движење по забавување практично одговара на природната брзина на интра-термичка движење. Во нумерички термини тоа е до 10 километри во секунда. За микрокосмос на оваа вредност е релативно ниска, така што се случува фаќање јадра честички многу често предизвикувајќи нови намотки поделба (верижна реакција). Последица на ова е дека многу помал износ на fissionable материјал отколку што може да се пофали на брза реактори. Покрај тоа, намалување на некои од другите режиски трошоци. Во моментов само објаснува зошто повеќето оперативни нуклеарни централи користат токму бавно неутрони.

Се чини - ако секој се смета, тогаш зошто ние треба брзо реакторот неутронска? Излезе, не е толку едноставен. На голема предност на ваквите системи - способноста да се обезбеди нуклеарно гориво други реактори, како и да создаде зголемена циклус поделба. Дозволете ни да се испита ова во повеќе детали.

Брз реактор одгледувачот користи повеќе целосно натоварен во јадрото на гориво. Да почнеме од почеток. Теоретски, за употреба како гориво може само два елементи: плутониум и ураниум-239 (изотопи 233 и 235). Во природата, таа се најде само изотоп U-235, но многу малку се зборува за изгледите на таков избор. Овие ураниум и плутониум - се добиени од ториум-232 и ураниум-238, кои се формираат како резултат на изложеност на неутронска флукс. И сега овие две радиоактивен материјал е многу поверојатно да се случи во нивната природна форма. Така, ако тоа е можно да се кандидира на самоодржливи фисија верижна реакција на U-238 (или плутониум-232), нејзиниот резултат би бил појавата на нови делови на фисионен материјал - ураниум-233 или плутониум-239. За време на забавувањето на неутрони на термички брзини (класичен реактори) на овој процес е невозможно: тие служат како гориво е U-233 и Пу-239, но брзо реакторот неутронска овозможува да се изврши таква дополнителна конверзија.

Процесот е како што следува: товар 235 или ториум-232 (суровини), и дел од ураниум-233 или плутониум-239 (гориво). Последниот (секој од нив) да обезбеди неутронска флукс потребни за "палење" на реакција во првата ќелија. Во процесот на распаѓање објави топлинска енергија да се конвертира во електрична енергија на станицата. Брзи неутрони делуваат на суровини, трансформирање на овие елементи во ... нов дел на гориво. Обично, износот на изгорените и како резултат на гориво се еднакви, но ако суровина е натоварен повеќе, генерирање на нови делови на фисионен материјал дури и побрзо од потрошувачката. Оттука, второто име на овие реактори - одгледувачот. Вишокот на гориво може да се користи во класичен реактори бавно видови.

Недостатокот на модели на брзи неутрони, кои пред вчитување на ураниум-235 мора да се збогати, која бара дополнителни инвестиции. Покрај тоа, јадрото изградба е посложена.