Termiskais reaktors pret ātro reaktoru: atšķirība un salīdzinājums

Atslēgas

1. Neitronu ātrums: Galvenā atšķirība starp termiskajiem reaktoriem un ātrajiem reaktoriem ir neitronu enerģijas līmenis, kas izraisa skaldīšanu. Termiskie reaktori izmanto lēnos vai “termiskos” neitronus, lai uzturētu kodolenerģijas ķēdes reakciju, savukārt ātrie reaktori izmanto augstas enerģijas vai “ātros” neitronus.
2. Degviela un efektivitāte: Termiskie reaktori kā degvielu galvenokārt izmanto urānu-235 vai plutoniju-239, kas ir skaldāmi gan ar ātriem, gan lēniem neitroniem. Tomēr ātrie reaktori var arī efektīvi izmantot urānu-238, daudz bagātīgāku izotopu, kā arī no tā var “izaudzēt” vairāk degvielas (plutonija-239), tādējādi uzlabojot degvielas izmantošanu un mazāk atkritumu.
3. Mērenība un dzesēšana: Termiskajiem reaktoriem ir nepieciešams moderators, piemēram, ūdens vai grafīts, lai neitronus palēninātu līdz termiskajai enerģijai, kas daudzās konstrukcijās darbojas arī kā dzesēšanas šķidrums. No otras puses, ātrajos reaktoros netiek izmantots moderators, jo mērķis ir uzturēt neitronu ātrumu. Tā vietā dzesēšanai tiek izmantotas tādas vielas kā šķidrs nātrijs, svins vai izkausēts sāls, kas nepalēnina neitronu darbību.

Kas ir termiskais reaktors?

Termiskais reaktors ir kodolreaktora veids, kas balstās uz termiskiem neitroniem, lai uzturētu skaldīšanas ķēdes reakciju. Tā ir būtiska kodolspēkstaciju un pētniecības reaktoru sastāvdaļa. Termins "termisks" attiecas uz faktu, ka skaldīšanas procesā izmantotie neitroni ir palēnināti vai samazināti līdz zemākai enerģijai, padarot tos efektīvākus, izraisot dažu urāna un plutonija izotopu skaldīšanu.

Termiskā reaktora pamatprincips ir kontrolēt kodola skaldīšanas ātrumu, izmantojot moderatoru, kas palēnina ātro neitronu darbību, kas rodas skaldīšanas laikā. Visbiežāk izmantotais moderators termiskajos reaktoros ir vai nu ūdens (vieglā ūdens reaktori), vai grafīts (reaktori, kas regulē grafītu).

Kas ir ātrais reaktors?

Ātrais reaktors ir kodolreaktora veids, kas izmanto ātros neitronus (neitronus ar lielāku kinētisko enerģiju), lai uzturētu kodola skaldīšanas ķēdes reakciju. Atšķirībā no termiskajiem reaktoriem, kas balstās uz termiskiem (palēninātiem) neitroniem, ātrie reaktori izmanto ātros neitronus, lai sadalītu noteiktus kodoldegvielas izotopus, piemēram, plutoniju-239 un urānu-233. Ātrie reaktori ir paredzēti, lai efektīvi izmantotu kodoldegvielu un radītu mazāk radioaktīvo atkritumu, salīdzinot ar parastajiem termiskajiem reaktoriem.

Ātrajiem reaktoriem ir vairākas priekšrocības, tostarp iespēja palielināt degvielas efektivitāti, samazināt ilgtermiņa radioaktīvo atkritumu daudzumu un spēju izmantot noteiktu kodoldegvielu, kas nav praktiski izmantojama termiskajos reaktoros. Tomēr ātrie reaktori rada arī tehniskas problēmas un drošības apsvērumus, piemēram, straujas jaudas palielināšanās risku (“tūlītēji kritiski” notikumi) un šķidro metālu dzesēšanas šķidrumu korozīvās īpašības.

Atšķirība starp termisko reaktoru un ātro reaktoru

1. Neitronu enerģija: galvenā atšķirība starp termiskajiem reaktoriem un ātrajiem reaktoriem ir neitronu enerģijā, ko izmanto kodola skaldīšanas ķēdes reakcijas uzturēšanai. Termiskajos reaktoros tiek izmantoti termiski (palēnināti) neitroni, savukārt ātrajos reaktoros izmanto ātros neitronus (neitronus ar lielāku kinētisko enerģiju).
2. Kurināmā izmantošana: termiskajos reaktoros izmanto bagātinātu urāna degvielu; daži izmanto jauktu oksīdu (MOX) degvielu, kas satur urāna un plutonija izotopu kombināciju. No otras puses, ātrajos reaktoros var izmantot plašāku degvielas veidu klāstu, tostarp plutoniju-239 un urānu-233, un tiem ir potenciāls sasniegt lielāku degvielas patēriņa efektivitāti un radīt mazāk ilgmūžīgus radioaktīvos atkritumus.
3. Neitronu moderācija: termiskajos reaktoros neitronu palēnināšanai izmanto moderatoru (piemēram, ūdeni vai grafītu), kas palielina dalīšanās varbūtību noteiktos izotopos. Ātrie reaktori darbojas bez moderatora vai izmanto minimālu regulēšanu, paļaujoties uz ātriem neitroniem skaldīšanas reakcijās.
4. Pavairošanas spēja: Ātrajiem reaktoriem ir potenciāls būt “selekcionāriem”, kas nozīmē, ka tie var ražot vairāk skaldāmo materiālu, nekā patērē darbības laikā. Pārvēršot neskaldošos izotopus (piemēram, urānu-238) skaldāmos izotopos, piemēram, plutonijā-239, ātrie reaktori var radīt papildu kodoldegvielu, vienlaikus radot enerģiju. Termiskajiem reaktoriem nav ievērojamu audzēšanas iespēju.
5. Dzesēšanas šķidrums: termiskie reaktori izmanto ūdeni kā dzesēšanas šķidrumu un dažreiz kā moderatoru. Turpretim ātrajos reaktoros izmanto šķidros metāla dzesēšanas šķidrumus, piemēram, nātriju vai svinu, kam ir labas siltuma pārneses īpašības un kas var efektīvi noņemt siltumu no reaktora serdes.

Termiskā reaktora un ātrā reaktora salīdzinājums

Salīdzināšanas parametri	Termiskais reaktors	Ātrais reaktors
Neitronu enerģija	Termalizēti (palēnināti) neitroni	Ātri neitroni (augstāka enerģija)
Degvielas veidi	Bagātināts urāns, MOX degviela	Plutonijs-239, urāns-233 un citi
Degvielas efektivitāte	Mērena degvielas efektivitāte	Augstāka degvielas efektivitāte (potenciālais audzētājs)
Dzesēšanas sistēma	Ūdens dzesēšanas šķidrums	Šķidrais metāla dzesēšanas šķidrums (piemēram, nātrijs, svins)
Radioaktīvie atkritumi	Ražo ilgstoši radioaktīvos atkritumus	Var samazināt ilgmūžīgos atkritumus (potenciālais audzētājs)

Atsauces

1. https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S002954930900346X
2. https://www.tandfonline.com/doi/abs/10.13182/NT88-129

Pēdējo reizi atjaunināts: 18. gada 2023. augustā