Rýchle množivé reaktory (FBR) |
|||
prezentácia FBR reaktory.ppt
Prírodný urán pozostáva z 99,3% Uránu-238 (U-238) a 0.7% Uránu-235 (U-235). Pri klasických tepelných reaktorov môže byť ako palivo použitý iba U-235. Počas prevádzky sa malá časť U-238 premení na plutónium-239, ktorý môže byť tiež použitý ako jadrové palivo. Prepracovaním tohto plutónia do nového paliva by sme zvýšili o 2% potenciál paliva svetových prírodných uránových zásoby.
Rýchlomnoživý reaktor dokáže premieňať U-238 na Pu-239 väčšou rýchlosťou ako spotrebováva jeho palivo. Opakovaným prepracovaním by sme realisticky mohli dosiahnuť 50 % zvýšenie potenciálu paliva uránových zdrojov. To znamená, že rýchle reaktory by mohli zvýšiť celkovú výstupnú energiu svetových uránových zásob až 25 násobne.
O pojme "rýchly"
Neutrón uvolnený počas štiepenia U-235 (alebo Pu-239) má vysokú energiu (stredná E=2MeV). Na zvýšenie pravdepodobnosti že uvolnený neutrón spôsobí štiepenie ďalšieho jadra paliva -a teda pokračovanie reťazovej reakcie- sa musí buď znížiť jeho energia do tepelnej oblasti (0,025eV) alebo sa musí zvýšiť koncentrácia štiepnych jadier.
Prístup spomalenia neutrónu viedol k rozvoju jadrových reaktorov ktoré sa dnes bežne používajú na výrobu elektrickej energie. V týchto reaktoroch sa energia neutrónu znižuje zrážkami v moderátore až pokým sa nedostane do tepelnej oblasti kde s určitou pravdepodobnosťou zinteraguje s atómom. Tieto neutróny na nazývajú "tepelné neutróny" a reaktory využívajúce tento princípu sa nazývajú "tepelné reaktory".
Alternatívny prístup zvyšovania koncentrácie štiepneho materiálu a využitia štiepenia vysokoenergetickými "rýchlymi" neutrónmi viedol k vývoju "rýchlych reaktorov".
O pojme "množivý"
Pri zachytení neutrónu jadrom uránu-238 sa udeje nasledovná reakcia:
23,5min 2,35dňa
Výsledkom je že U-238, ktorý je ťažko štiepiteľný je premenený na Pu-239, ktoré sa omnoho jednoduchšie dá štiepiť. To znamená, že vhodné palivo do tohto reaktora sa dá urobiť z inak nepoužiteľných prírodných zdrojov. Symbol +n vyjadruje zachytenie neutrónu; b - vyjadruje beta mínus rádioaktívny rozpad, a čísla pod šípkami vyjadrujú polčas rozpadu.
Ako bolo už spomenuté aby sa nám zachovala reťazová reakcia musí v priemere jeden neutrón uvoľnený štiepením spôsobiť štiepenie iného jadra. Priemerný počet neutrónov vzniknutých štiepením je 2,5. Časť z týchto neutrónov sa pohltí moderátorom, časť unikne, ale ak v priemere viac ako jeden sa zachytí U-238, tak celkový počet atómov v reaktore štiepením stúpne. Toto je princíp "množivosti" reaktora.
Všetky reaktory obsahujú v palive U-238, a teda produkcia Pu-239 sa bude vyskytovať v určitej miere v každom reaktore. Avšak iba v reaktory používajúce na štiepenie paliva rýchle neutróny majú schopnosť "vytvoriť" viac nového paliva ako spotrebujú; To je to čo dokáže rýchlomnoživý reaktor.
Množstvo vzniknutého štiepneho materiálu v rýchlomnoživom reaktore závisí na veľkosti, konštrukcie a koncentrácii štiepneho materiálu v AZ. Niektoré rýchle reaktory môžu byť navrhnuté aj tak, aby sa v nich nemnožil štiepny materiál. Je dôležité si uvedomiť, že nie všetky rýchle reaktory sú aj množivé.
Množenie a spaľovanie
V počiatkoch výskumu rýchlych reaktorov sa považovalo za dôležité maximalizovať množstvo vzniknutého plutónia, aby sa zabezpečilo palivo pre zvyšujúci sa počet rýchlych reaktorov.
Palivový cyklus
Ako už bolo vysvetlené, palivo nemôže ostať nastálo v reaktore. Aby sme dokázali izolovať užitočný materiál v palive, musí sa prepracovať pomocou chemickej separácie. Nevyhorené a rozmnožené plutónium sa potom použije do nových palivových tyčí.
Chladivo, ktoré prechádza aktívnou zónou reaktora nesmie moderovať (spomaľovať) neutróny uvoľnené v štiepnej reakcii. Toto nám teda zvlášť obmedzuje výber chladiva, napríklad voda je nepoužiteľná ako chladivo pretože je veľmi dobrý moderátor. Vhodným chladivom sú tekuté kovy a inertné plyny (napr. hélium). Vzhľadom k požiadavku na intenzívny odvod tepla sú používanejšími tekuté kovy .Ich ďalšou výhodou je vysoký bod varu (800°Cpri atmosferickom tlaku), teda môžu pracovať pri nízkych tlakoch primárneho okruhu. Použiteľnými tekutými kovmi môže byť ortuť, olovo, sodík a sodíkovo-draslíková zmes. Všetky materiály okrem olova už boli použité v experimentálnom reaktore. Olovo a ortuť sú však nevýhodné, pretože sú veľmi chemicky toxické, a ortuť je tiež veľmi drahá. Sodíkovo-draslíková zmes- NaK- je vhodná pretože už pri izbovej teplote je tekutá, a teda odpadáva nutnosť predhrievania, ale z iných hľadísk je ťažšie skladovateľná ako sodík. Najvhodnejším chladivom pre rýchle reaktory je teda sodík.
Jednou z najdôležitejších otázok je aký typ reaktora sa použije. Existujú dva hlavné typy: bazénový (tzv. integrálny) a slučkový. V bazénovom type reaktora je jedna veľká nádoba, v ktorej sa nachádza aktívna zóna, medzivýmeník tepla (IHX) ktorý odovzdáva teplo do sekundárneho okruhu, a obehové čerpadlo primárneho okruhu. V slučkovom type reaktora je IHX a čerpadlo vo vlastných oddelených nádobách, ktoré sú pospájané potrubím. Obidva návrhy sú na obr. 1.1. V oboch návrhoch sodík prúdi zospodu navrch cez AZ (znázornená žltou):
 |
pool - bazénový loop - slučkový |
Výber nie je jednoduchý, pretože každý má svoje výhody a nevýhody. Konštrukcia bazénu je veľmi jednoduchá, bez odbočiek ktoré spôsobujú lokálny nárast koncentrácie. Môže byť navrhnutý tak aby neprišlo ku kontaktu horúceho chladiva s krytom bazénu. Nevýhodou je jeho veľkosť. Musí byť totižto vyrobený priamo v elektrárni, kde je ťažšie zaistiť kvalitu jeho výroby. Ďalšou jeho nevýhodou je ťažšia kontrola jeho vnútorných prvkoch po spustení reaktora. Reaktorová nádoba so slučkami je omnoho menšia, a teda môže byť vyrobená v továrni a potom privezená na elektráreň. Potrubia slučkového reaktora sú však dlhšie, a komplikovanejšie ale jednoduchšie sa kontrolujú.
Oba typy reaktorov už boli vyrobené, ale menej prevádzkových skúseností je s výkonným slučkovým reaktorom.
Jadrové elektrárne s rýchlymi reaktormi sú naviac riešené v tzv. trojokruhovom usporiadaní, kde medzi primárny okruh, naplnený tekutým kovom a parným okruhom, v ktorom sa generuje para na pohon turbíny je vložený medziokruh s tekutým kovom, ktorý zostáva za normálnych okolností neaktivný. Vložený medziokruh chráni jednak reaktor pred dôsledkami zlyhania parných generátorov, a taktiež parné generátory pri eventuálnej havárie reaktora.
Na nasledujúcom obrázku sa nachádzajú hlavné komponenty jednotlivých typov reaktora:
Súbor rádove stoviek palivových elementov vytvára šesťhrannú palivovú kazetu, a niekoľko stoviek vedľa seba tesne uložených palivových kaziet tvorí aktívnu zónu. Pod aktívnou zónou sa nachádzajú systémy ktoré zabezpečujú držanie kaziet v správnej polohe, a regulujú správne množstvo chladivo do jednotlivých kaziet. Objem aktívnej zóny v ktorej prebieha štiepna reakcia je relatívne malý; priemer asi 1,8m a výška 1meter. |
 |
Šesťhranné kazety sú troch rôznych typov. V strednej oblasti, zafarbenej červenou, sú palivové kazety obsahujúce zmes Plutónia-239 a neštiepneho Uránu-238; v strednej časti, zafarbenej žltou, sa tiež nachádzajú palivové kazety, ale sú menej obohatené Pu-239 ako v strednej časti. Na čiernych pozíciách sa nachádzajú riadiace tyče. Radiálne okolo palivových kaziet sa nachádzajú množivé kazety, zafarbené na modro, v ktorých sa nachádza iba Urán-238, a z neho sa produkuje plutónium. Aktívnu zónu obklopuje reflektor, ktorý obsahuje nejadrový materiál- oceľ; jeho funkciou je vracať unikajúce neutróny naspäť do AZ. |
 |
