Redaktor:Peter439/pieskovisko: Rozdiel medzi revíziami

chýba zhrnutie úprav
d (→‎Box types: zmena nálepky za univerzálnu)
 
[[Lokality Svetového dedičstva v Európe]]
 
 
Množivý reaktor
 
[[Súbor : FBR.jpg|thumb|Schéma FBR reaktora]]
''' Množivý reaktor ( FBR ) '' ' JE typ [[Jadrový reaktor|jadrového reaktora]].
 
== Základné udaje o funkcii konštrukcii reaktorov TYPU FBR ==
Palivom v rýchlych štiepateľných reaktoroch - FBR ( Fast reprodukčné jadrový reaktor ) JE [ [ plutónium ] ] som prípravku oxidu plutónia na uraničitého . K udržaniu reťazovej reakcie pálená Tieto reaktory používajú nezpomalené [ [ neutrón ] ] y , tj : reaktor NEMA [ [ Moderátor neutrónov | moderátor . ] ] . Za tejto situácie je efektívny Prierez Jadier [ [ Urán ( prvok ) | uránu ] ] Plutonia pre vyvolanie štiepnej reakcie oveľa menšie ako pri štiepení Jadier pomalými neutrónmi . Pravdepodobnosť , ze nastane požadovaná Interakcia neutrónov s ťažkými jadrami , sp s rastúcou kinetickou energiou neutrónov znižuje , preto kvôli zabezpečeniu reťazového priebehu jadrového štiepenia Musi Palivo obsahovať väčší podiel štiepiteľného [ [ nuklidov ] ] u . Používa sebe preto Palivo obohatené o štiepny Izotop na 20 Az 50 % ( <math> Pu ^ { { 239 } } < / math > Alebo <math> U ^ { { 235 } } < / math > ) , pričom Palivo obsahuje dane izotopy som forme oxidov ( iným možným riešením je použitie zliatiny izotopov uránu , plutónia a Zirkonia ) . Vysoké percento obohatenie , vacsie Pomer objemu štiepiteľného materiálu k objemu aktívnej zóny ako Tim Súvisiace vysokých množstvo vyskytnutých štiepnych jadrových reakcií ZA jednotku casu Vedie súčasne k oveľa intenzívnejšiemu uvoľňovaniu Tepla v danom objeme aktívnej zóny , než je tomu u pomalých reaktorov ( v FBR o sebe uvoľňuje AZ desaťkrát viac Tepla nez u klasických pomalých reaktorov ) . Ak chcete sebe Sebou prináša značné požiadavky na výkon chladiaceho SYSTÉMU reaktora . Plyn Ani voda také množstvo Teplá nemôžu odvádzať ( voda navyše spomaľuje neutróny a slúžila po AKO moderátor ) . Preto JE chladivom sodík , Ľahký alkalický kov , ktorý je pri teplotách nad 100 ° C tekutý . Sodík MÁ oveľa Lepšie tepelnú vodivosť nez voda som porovnaniu y ňu trvať oveľa Vyššiu teplotu Varov ( Temer 900 ° C pri atmosférickom tlaku ) .
 
== Chladiace okruhy reaktora otázka bezpečnosti PREVÁDZKY ==
U rýchleho množivého reaktora slučkového TYPU JE sodíkom žako chladiacou kvapalinou obklopená AKTÍVNE zóna reaktora ( žako súčasť Prvého sodíkového okruhov ) , obehové čerpadlá ďalšie V prvky pre zaistenie Riadenie chodu reaktora sú umiestnené v reaktorovej nádobe oddelene ( u reaktorov bazénového TYPU sú vsetky komponenty vrátane čerpadiel ponorené robiť nadrze naplnené sodíkom ) . Ohriaty sodík prúdi robiť mezivýměníku , KDE prebehne tepelná výmena s chladnejším sodíkom prúdiacim som Vedenie vloženého sodíkového okruhov . Sodík v rámci vloženého sodíkového okruhov prúdi robiť parogenerátora , KDE tepelnou výmenou ohrieva vodu meni ju na paru . Para v rámci obehu tretím okruhom roztáča [ [ turbína | parnú turbínu ] ] , na ňu napojené [ [ alternátor ] ] y generujú Elektrické napätie .
Zásadným problémom pri pouziti sodíka žako chladiacej kvapaliny JE jeho Veľká chemická reaktivita s kyslíkom na oxid . Nebezpečná JE takisto reaktivita sodíka s Vodou vedúce k vzniku molekúl vodíka . Preto musí byť zabezpečenie čo najbezpečnejšie oddelenie sodíkového okruhov od Vody i vzduchu . Konštrukcia reaktora musi rešpektovať Skutočnosť , zo sodík po odstavení reaktora ZA bežné teploty stuhne zmení svoj ​​objem . Sodík som Vedenie Prvého sodíkového okruhov o sebe tiež Stane rádioaktívnym , vystavený žiareniu aktívnej zóny reaktora .
 
== Množivé ráz chodu reaktora jeho význam pre zapojenie urobiť palivového cyklu ==
Zvláštnosťou rýchlych reaktorov s palivom Plutoniovým JE ich množivé ráz . Pri jadrových reakciách sebe uvoľňuje Veľa neutrónov , liata z Nich udržuje reťazový priebeh štiepenia TEDA chod reaktora , zvyšná sadre moze poslúžiť na transmutáciu konkrétnych rádioizotopov . Cieľom JE získať vhodne rádioizotopy iných prvkov , vhodných pre pouzitie v pomalých reaktoroch jadrových elektrární . Pri štiepení Jadra 239Pu vzniká totiž viac neutrónov NEZ v prípade uránu ( rozštiepením uránu vznikne priemerne približne 2,5 Nových neutrónov , pri štiepení rýchlymi neutrónmi Plutonia sú na 3,02 Nové neutróny ) . Priemerne Dva neutróny sebe spotrebujú na ďalšie V štiepenie zvyškov , čo je viac ako jeden neutrón , JE zachytený jadrami <math> U ^ { { 238 } } < / math > , z ktorých o sebe Šťava <math> U ^ { { 239 } } < / math > . Takéto jadro JE nestabilné , výsledným produktom Nasledujúci Jadrové premeny JE Izotop Plutonia <math> Pu ^ { { 239 } } < / math > ( následným pohltením neutrónu môžu vzniknúť takisto izotopy <math> Pu ^ { { 240 } } < / math > <math> Pu ^ { { 242 } } < / math > ) . Preto pri PREVÁDZKY týchto [ [ Jadrový reaktor | reaktorov ] ] vzniká významne viac Plutonia , NEZ SA spotrebuje na výrobu Palivá od Samotný reaktor FBR . Pre získanie Plutonia JE AKTÍVNA zóna obklopená TZV . plodivú zónou , ktora Zostava z TZV . obohatených článku ( vyrobených napr. z ochudobneného uránu , obsahujúceho v maximálnej blata Izotop <math> U ^ { { 238 } } < / math > ) . Vďaka tomuto javu môžu FBR reaktory produkovať materiál vhodný na výrobu ďalšej V generácie jadrového PALIVA Uhoľné sklady využitím materiálu TZV . " Vyhoreného paliva Uhoľné sklady " energetických reaktorov používajúcich moderátor , napríklad reaktorov TYPU [ [ VVER ] ] ( tez PWR ČI VVER ) , tj užívajte [ [ Jadrová elektráreň Temelín ] ] . Reaktory TYPU FBR by TAK V rámci jedného komplexného cyklu produkovali som svojich obohatených článkoch materiál ( obsahujúce plutónium ) pre výrobu jadrového PALIVA Uhoľné sklady , určeného nielen pre ich Vlastná prevádzka , pivo naberie hmotnú pre výrobu PALIVA Uhoľné sklady , určeného pre iné spomenuté typy energetických reaktorov . Pre výrobu jadrového PALIVA Uhoľné sklady pre reaktory FBR JE možné Krome Plutonia separovaného z vyhoreného jadrového PALIVA Uhoľné sklady energetických reaktorov s pomalými neutrónmi tiež využiť zásoby Plutonia <math> Pu ^ { { 239 } } < / math > z arzenálov jadrových zbraní . Žako zdroj izotopu <math> U ^ { { 238 } } < / math > pre TZV . množivé Články možno použiť aj uskladnenie zásoby ochudobneného uránu , PRODUKTE z procesov obohacovania prírodného uránu .
 
== Tórium - uránový Palivový cyklus ==
Prvok [ [ tórium ] ] sebe vyskytuje v zemskej Kurča v ešte väčšej koncentrácii Nez urán . V Súvislosti s množivým charakterom reaktorov TYPU FBR o sebe v rámci dlhodobejších perspektív uvažuje o využití izotopu tória <math> Th ^ { { 232 } } < / math > vhodného na transmutáciu . Po pohltenie neutrónu jadrom <math> Th ^ { { 232 } } < / math > následné Jadrové premene podľa was konečným produktom Izotop uránu <math> U ^ { { 233 } } < / math > , ktorého [ [ kritická hmota ] ] JE bližšie kritické hmote Plutonia <math> Pu ^ { { 239 } } < / math > Nez uránu <math> U ^ { { 235 } } < / math > , ktory JE tEDA vhodným izotopom pre vyvolanie jadrovej reťazovej reakcie . Rovnako žako v prípade pouziti izotopu <math> U ^ { { 238 } } < / math > o sebe prostredníctvom reaktora TYPU FBR produkovaný materiál ( Bohatý na Izotop <math> U ^ { { 233 } } < / math > ) Stal základom pre výrobu jadrového PALIVA Uhoľné sklady pre energetické Jadrové reaktory . Reaktorom produkovaný materiál v obohatených článkoch by obsahoval Temer výhradne jediný druh izotopu uránu - <math> U ^ { { 233 } } < / math > , pohltenie neutrónu izotopom <math> U ^ { { 233 } } < / math > s nasledujúcim vznikom izotopu <math> U ^ { { 234 } } < / math > by bolo javom s nízkou pravdepodobnosťou výskytu . Táto Skutočnosť vzbudzuje obavy , ze v takej forme produkovaný materiál Mohol byt relatívne ľahšie zneužitý na produkciu jadrových zbraní .
 
== Prevádzkované reaktory FBR TYPU ==
* RUSKO - treti blok Jadrovej elektrárne Bělojarská ( [ [ BN - reaktor | BN - 600 ] ] ) o elektrickom výkone 600 MWe ( Tepelný výkon 1470 MW )
* Francúzsko
** Pokusný reaktor Phénix o výkone 233 MWe , odpojený od Elektrické STRÁNOK W ROKU 2009
** Jednobloková Demonštračné elektráreň s rýchlym reaktorom množivým [ [ Superphénix ] ] o výkone 1200 MWe , reaktor odstavený v ROKU 1997
* VEĽKÁ BRITÁNIA - ?
* Japonsko - pokusný reaktor Monjou o výkone 280 MWe , prevádzka pozastavený po požiari v ROKU 1995
Vo Veľkej Británii , USA , Nemecku Japonsku tiez boli prevádzkované Demonštračné elektrárne tohto TYPU .
 
== Perspektívy Jadrové energetiky v súvislosti so schopnosťami reaktorov FBR ==
Pomalými neutrónmi štiepiteľný urán <math> U ^ { { 235 } } < / math > predstavuje iba 0,7 % zo všetkých izotopov uránu v prírode . Rýchle množivé reaktory vo svojej podstate predstavujú technické riešenie, ako účinne využiť svetové zásoby izotopu <math> U ^ { { 238 } } < / math > <math> Th ^ { { 233 } } < / math > ako dlhodobo uplatniteľného zdroja energie pre ľudskú spoločnosť , v časovom období v rádoch tisícoch rokov. Nielen vďaka " množivému charakteru " je týmto reaktorom v dlhodobej perspektíve prisudzovaný veľký význam .
 
== Literatúra ==
Jaderná energetika, životní prostředí a člověk (Ústřední informační středisko pro jaderný program, Praha 1986)
 
== Referencie ==
* Http :/ / en.wikipedia.org / wiki / Fast_breeder_reactor
* Http :/ / astronuklfyzika.cz/strana2.htm
* Http :/ / www.iaea.org / inisnkm / NKM / aws / fnss / phenix / book / index.html
 
[[Kategória: Jadrové reaktory]]
12 944

úprav