Тепловой реактор против быстрого реактора: разница и сравнение

Основные выводы

1. Нейтронная скорость: Принципиальное различие между тепловыми реакторами и реакторами на быстрых нейтронах заключается в уровне энергии нейтронов, вызывающих деление. Тепловые реакторы используют медленные или «тепловые» нейтроны для поддержания цепной ядерной реакции, тогда как быстрые реакторы используют высокоэнергетические или «быстрые» нейтроны.
2. Топливо и эффективность: Тепловые реакторы в основном используют в качестве топлива уран-235 или плутоний-239, которые делятся как на быстрых, так и на медленных нейтронах. Однако быстрые реакторы также могут эффективно использовать уран-238, гораздо более распространенный изотоп, а также могут «воспроизводить» из него больше топлива (плутоний-239), что приводит к лучшему использованию топлива и меньшему количеству отходов.
3. Умеренность и охлаждение: тепловые реакторы требуют замедлителя, такого как вода или графит, для замедления нейтронов до тепловых энергий, который также действует как хладагент во многих конструкциях. С другой стороны, в быстрых реакторах замедлитель не используется, поскольку цель состоит в том, чтобы поддерживать скорость нейтронов. Вместо этого они используют для охлаждения такие вещества, как жидкий натрий, свинец или расплавленная соль, которые не замедляют нейтроны.

Что такое Термический реактор?

Тепловой реактор — это тип ядерного реактора, который использует тепловые нейтроны для поддержания цепной реакции деления. Это важнейший компонент атомных электростанций и исследовательских реакторов. Термин «тепловой» относится к тому факту, что нейтроны, используемые в процессе деления, были замедлены или замедлены до более низких энергий, что делает их более эффективными при делении определенных изотопов урана и плутония.

Основной принцип теплового реактора заключается в контроле скорости ядерного деления с помощью материала-замедлителя, который замедляет быстрые нейтроны, образующиеся во время деления. В качестве замедлителя в тепловых реакторах чаще всего используется вода (легководные реакторы) или графит (реакторы с графитовым замедлителем).

Что такое быстрый реактор?

Быстрый реактор — это тип ядерного реактора, в котором используются быстрые нейтроны (нейтроны с более высокой кинетической энергией) для поддержания цепной реакции ядерного деления. В отличие от тепловых реакторов, которые используют термализованные (замедленные) нейтроны, быстрые реакторы используют быстрые нейтроны для расщепления определенных изотопов ядерного топлива, таких как плутоний-239 и уран-233. Быстрые реакторы предназначены для эффективного использования ядерного топлива и производства меньшего количества радиоактивных отходов по сравнению с обычными тепловыми реакторами.

Реакторы на быстрых нейтронах имеют ряд преимуществ, в том числе возможность повышения топливной экономичности, сокращения долгосрочных радиоактивных отходов и возможности использовать некоторые виды ядерного топлива, которые нецелесообразны в тепловых реакторах. Однако быстрые реакторы также создают технические проблемы и проблемы безопасности, такие как риск быстрого увеличения мощности («быстрые критические» события) и коррозионные свойства жидкометаллических теплоносителей.

Разница между тепловым реактором и реактором на быстрых нейтронах

1. Энергия нейтронов. Основное различие между тепловыми реакторами и реакторами на быстрых нейтронах заключается в энергии нейтронов, используемых для поддержания цепной реакции ядерного деления. В тепловых реакторах используются термализованные (замедленные) нейтроны, а в быстрых реакторах — быстрые нейтроны (нейтроны с более высокой кинетической энергией).
2. Использование топлива: В тепловых реакторах используется обогащенное урановое топливо; некоторые используют смешанное оксидное (МОКС) топливо, содержащее комбинацию изотопов урана и плутония. С другой стороны, быстрые реакторы могут использовать более широкий спектр типов топлива, включая плутоний-239 и уран-233, и имеют потенциал для достижения большей топливной эффективности и образования меньшего количества долгоживущих радиоактивных отходов.
3. Замедление нейтронов: В тепловых реакторах замедлитель (например, вода или графит) используется для замедления нейтронов, что повышает вероятность деления некоторых изотопов. Быстрые реакторы работают без замедлителя или используют минимальное замедление, полагаясь на быстрые нейтроны для реакций деления.
4. Способность воспроизводства: Быстрые реакторы могут быть «размножителями», то есть они могут производить больше делящегося материала, чем они потребляют во время работы. Путем преобразования неделящихся изотопов (например, урана-238) в делящиеся изотопы, такие как плутоний-239, реакторы на быстрых нейтронах могут генерировать дополнительное ядерное топливо при выработке энергии. Тепловые реакторы не обладают значительными возможностями воспроизводства.
5. Охлаждающая жидкость: В тепловых реакторах в качестве теплоносителя, а иногда и замедлителя используется вода. Напротив, в быстрых реакторах используются жидкометаллические теплоносители, такие как натрий или свинец, которые обладают хорошими теплообменными свойствами и могут эффективно отводить тепло из активной зоны реактора.

Сравнение теплового реактора и реактора на быстрых нейтронах

Параметры сравнения	Тепловой реактор	Быстрый реактор
Нейтронная энергия	Термализованные (замедленные) нейтроны	Быстрые нейтроны (более высокая энергия)
Типы топлива	Обогащенный уран, МОКС-топливо	Плутоний-239, Уран-233 и др.
Эффективность топлива	Умеренная топливная экономичность	Более высокая топливная эффективность (потенциальный заводчик)
Система охлаждения	Водяной хладагент	Жидкометаллический хладагент (например, натрий, свинец)
Ядерные отходы	Производит долгоживущие радиоактивные отходы	Может уменьшить долгоживущие отходы (потенциальный селекционер)

Рекомендации

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

Последнее обновление: 18 августа 2023 г.