Теплоноситель ядерного реактора — это теплоноситель в ядерном реакторе, используемый для отвода тепла от активной зоны ядерного реактора и передачи его электрогенераторам и окружающей среде . Часто используется цепочка из двух контуров теплоносителя, поскольку первичный контур теплоносителя принимает на себя кратковременную радиоактивность от реактора.
Почти все действующие в настоящее время атомные электростанции представляют собой легководные реакторы, использующие обычную воду под высоким давлением в качестве теплоносителя и замедлителя нейтронов . Около 1/3 из них — кипящие реакторы , в которых первичный теплоноситель претерпевает фазовый переход в пар внутри реактора. Около 2/3 — реакторы с водой под давлением при еще более высоком давлении. Текущие реакторы остаются ниже критической точки при температуре около 374 °C и давлении 218 бар , где исчезает различие между жидкостью и газом, что ограничивает тепловую эффективность , но предлагаемый сверхкритический водяной реактор будет работать выше этой точки.
В тяжеловодных реакторах используется оксид дейтерия , который имеет идентичные свойства с обычной водой, но обладает гораздо меньшим захватом нейтронов , что обеспечивает более тщательное замедление.
Поскольку атомы водорода в охлаждающей воде бомбардируются нейтронами, некоторые поглощают нейтрон, превращаясь в дейтерий , а затем некоторые становятся радиоактивным тритием . Вода, загрязненная тритием, иногда просачивается в грунтовые воды случайно или по официальному разрешению. [1]
Топливные стержни создают высокие температуры, которые превращают воду в пар. Во время отключения электроэнергии дизельные электрогенераторы, которые обеспечивают аварийное питание водяных насосов, могут быть повреждены цунами, землетрясением или обоими этими факторами; если пресная вода не закачивается для охлаждения топливных стержней, то топливные стержни продолжают нагреваться. Как только топливные стержни достигают температуры более 1200 °C, циркониевые трубки, содержащие ядерное топливо, вступают в реакцию с паром и расщепляют водород из молекул воды, аналогично реакции между водой и натрием. Этот водород может вытекать через бреши в активной зоне реактора и защитной оболочке. Если водород накапливается в достаточных количествах — концентрация 4% или более в воздухе — то он может взорваться, как это, по-видимому, произошло на реакторах № 1, 3 и 4 АЭС «Фукусима-1» .
Такого взрыва удалось избежать на реакторе № 2 , который открыл вентиляционное отверстие для выпуска водорода, что снизило давление за счет высвобождения радиоактивного водорода. [2]
Борированная вода используется в качестве охлаждающей жидкости при нормальной работе реакторов с водой под давлением (PWR), а также в системах аварийного охлаждения активной зоны (CACS) как реакторов с водой под давлением, так и реакторов с кипящей водой (BWR). [3] [4] [5]
Бор , часто в форме борной кислоты или бората натрия, сочетается с водой — дешевым и распространенным ресурсом — где он действует как охладитель для отвода тепла из активной зоны реактора и переносит тепло во вторичный контур. [6] Частью вторичного контура является парогенератор , который используется для вращения турбин и выработки электроэнергии. Борированная вода также обеспечивает дополнительные преимущества, выступая в качестве нейтронного яда из-за своего большого сечения поглощения нейтронов, где она поглощает избыточные нейтроны, помогая контролировать скорость деления реактора. Таким образом, реактивность ядерного реактора можно легко регулировать, изменяя концентрацию бора в охладителе. То есть, когда концентрация бора увеличивается (борирование) путем растворения большего количества борной кислоты в охладителе, реактивность реактора уменьшается. И наоборот, когда концентрация бора уменьшается (разбавление) путем добавления большего количества воды, реактивность реактора увеличивается. [7]
Около 90% трития в теплоносителях PWR образуется в результате реакций бора-10 с нейтронами. Поскольку сам тритий является радиоактивным изотопом водорода, теплоноситель загрязняется радиоактивными изотопами и должен быть защищен от утечки в окружающую среду. Кроме того, этот эффект необходимо учитывать для более длительных циклов работы ядерного реактора и, следовательно, требует более высокой начальной концентрации бора в теплоносителе. [7]
Быстрые реакторы имеют высокую плотность мощности и не нуждаются в замедлении нейтронов и должны избегать его. Большинство из них были реакторами с жидкометаллическим охлаждением, использующими расплавленный натрий . Свинец, эвтектика свинца-висмута и другие металлы также предлагались и иногда использовались . Ртуть использовалась в первом быстром реакторе .
Расплавленные соли разделяют с металлами преимущество низкого давления паров даже при высоких температурах и менее химически активны, чем натрий . Соли, содержащие легкие элементы, такие как FLiBe, также могут обеспечить замедление. В эксперименте с реактором с расплавленной солью он даже служил растворителем, переносящим ядерное топливо.
Газы также использовались в качестве охладителя. Гелий чрезвычайно инертен как химически, так и по отношению к ядерным реакциям, но имеет низкую теплоемкость ,
Реакторы с органическим замедлителем и охлаждением были ранней концепцией, изученной с использованием углеводородов в качестве охладителя. Они не были успешными.
{{cite web}}: CS1 maint: несколько имен: список авторов ( ссылка ) CS1 maint: числовые имена: список авторов ( ссылка )
Медиа, связанные с теплоносителями ядерных реакторов на Wikimedia Commons