Јадрен реактор: Разлика помеѓу преработките

[непроверена преработка][непроверена преработка]
Избришана содржина Додадена содржина
сНема опис на уредувањето
Нема опис на уредувањето
Ред 8:
== Основен концепт на работа на нуклеарен реактор ==
[[File:Doel Kerncentrale.JPG|thumb|Нуклеарна централа во [[Дул]], [[Белгија]]]]
[[механичка енергија|Механичката енергија]] којашто [[електричен генератор|генератор]] треба ја претвори во [[електрична енергија]] произлегува од нуклеарниот распад. При овој процес јадрото на тежок елемент како што е [[ураниум]]от апсорбира [[неутрон]], поради што атомот станува нестабилен и доаѓа до негов распад приштопри што се создаваат две помали јадра. При распадот на атом на ураниум се создаваат две помали јадра, 2 до 3 брзи неутрони и големо количество на енергија. Помалите јадра се радиоактивни и исто така се распаѓаат, поради што повторно се ослободува енергија.
 
=== Верижна реакција ===
Ред 15:
=== Итно сопирање ===
Во случај на опасност верижната реакција може да биде сопрена. Сопирањето е познато под терминот „''scram''“ за BWR ('''b'''oiling '''w'''ater '''r'''eactor) нуклеарните реактори, додека кај PWR ('''p'''ressurized '''w'''ater '''r'''eactor) реакторите се користи и терминот „''reactor trip''“. Итното сопирање на верижната реакција во нуклеарниот реактор се случува така што голем број на шипки изработени од кадмиум и бор, [[борска киселина]] и други течни неутрон-апсорбери се внесуваат во јадрото на реакторот со цел да ги апсорбираат сите слободни неутрони. Верижната реакција се сопира доколку настанал или набргу ќе настане дефект во целокупниот систем за правилно работење на реакторот. Најчесто нуклеарните реактори се сопираат поради дефект во спроведувањето на електричната енергија до системот за ладење, или пак при големи [[вибрација|вибрации]], [[земјотрес]] на пример.
[[File:Fukushima_I_by_Digital_Globe.jpg|thumb|Три реактори во нуклеарната централа Фукушима I прегреале предизвикувајќи експлозии приштопри што големи количини на радиоактивни материи биле ослободени во воздухот.]]
Сепак материјата во реакторот останува топла подолго време поради што топлината треба да биде отстранета. Кај постарите нуклеарни реактори ова може да претставува проблем бидејќи единствен начин за отстранување на топлината е со активно ладење. При недоволно ладење материјата во јадрото на реакторот може да почне да се топи, односно доаѓа до процес наречен „''meltdown''“. За последен пат meltdown е регистриран во нуклеарната централа [[Фукушима I]] во 2011 година како последица на [[земјотрес]] и [[цунами]].
 
Ред 48:
Повеќето комерцијални реактори и реакторите кои се користат во бродовите користат голем сад под притисок во којшто добиената пареа се собира. Овој сад исто така служи како обвивка и како штит за заштита од радијација.
[[file:PWR nuclear power plant animation.ogv|thumb|upright=1.2|Анимиран приказ на концептот на работа на PWR нуклеарен реактор.]]
PWR ('''p'''ressurized '''w'''ater '''r'''eactor) нуклеарните реактори користат лесна вода под висок притисок (155 [[бар (единица)|бара]]) за ладење, а истовремено и како модератор. Првично, овие реактори биле планирани да се користат само во атомските подморници, но денес реакторите ги има во повеќе нуклеарни централи за добивање на електрична енергија. Поради високиот притисок во садот водата не е во можност да врие, покрај тоа што има температура од околу 300 °C. Топлата вода оттргнува кон турбина и предизвикува таа да ротира поради што го поттикнува генераторот да ја претвори механичката енергија во електрична енергија. Големиот сад во кој водата е под висок притисок го претставува примарното коло на PWR нуклеарните реактори. Водата од примарното коло преку цевки се насочува кон втор сад каде што ја загрева водата која се наоѓа во тој сад. Овој сад и патот до турбините го претставува секундарното коло на PWR нуклеарните реактори. Важно е да се знае дека водата од примарното и водата од секундарното коло никогаш немаат „контакт“, односно примарното коло претставува затворен систем - има само замена на енергија, но не и на материја.<ref>Glasstone & Senonske 1994, pp. 769</ref>
[[File:BWR nuclear power plant animation.ogv|thumb|upright=1.2|Анимиран приказ на концептот на работа на BWR нуклеарен реактор.]]
BWR ('''b'''oiling '''w'''ater '''r'''eactor) нуклеарните реактори користат лесна вода за создавање на водена пареа, којашто исто така служи и како модератор. Топлината која се создава поради нуклеарната фисија во јадрото на нуклеарниот реактор предизвикува водата да се претвори во пареа. Водената пареа ја поттикнува турбината на работа, а потоа со помош на [[кондензатор]] повторно се враќа во течна агрегатна состојба и се враќа во кората на реакторот од каде што повторно ќе се користи за истата употреба. Водата во јадрото на реакторот е на притисок од околу 75 [[атмосфера (единица)|atm]] поради што нејзината точка на вриење е 285 °C. Најголеми предности на BWR реакторите се тоа што работат на значително помал притисок во однос на PWR реакторите, содржат помалку елементи поради што веројатноста за дефект и прекин е помала, мерењето на нивото на водата за време на нормално работење и ненадеен настан се врши според иста процедура што придонесува кон интуитивна и лесна проценка на состојбата во реакторот. Поголеми недостатоци на BWR реакторите се потребата од комплексни калкулации и повеќе инструменти во јадрото на реакторот за правилно управување и тоа што садот е потребно да има поголеми димензии во однос на сад користен во PWR реактор.<ref>{{cite web|url=http://www.osti.gov/bridge/servlets/purl/205567-BJIEKT/webviewable/205567.pdf |title=Information Bridge: DOE Scientific and Technical Information - Sponsored by OSTI |publisher=Osti.gov |accessdate=2013-08-02}}</ref>
Ред 61:
Сите нуклеарни централи во [[Канада]] имаат CANDU реактори. Освен во Канада, нуклеарни централи со CANDU реактори има во [[Кина]], [[Романија]], [[Аргентина]] и [[Јужна Кореја]].
Втората по големина нуклеарна централа, Брус, исто така има CANDU реактори.
[[File:AGR_reactor_schematic.svg|thumb|250px|Шематски приказ на AGC нуклеарен реактор. Разменувачот на топлина се наоѓа во засилениот бетон, садот и штитот за радијација.
1. Шипки со нуклеарно гориво
2. Инструменти за контролирање
3. Графит (модератор)
4. Собирач на употребено гориво
5. Зајакнет бетон
6. Циркулација на гас
7. Вода
8. Циркулација на вода
9. Разменувач на топлина
10. Водена пареа]]
 
 
GCR ('''g'''as-'''c'''ooled '''r'''eactor) и AGR ('''a'''dvanced '''g'''as-cooled '''r'''eactor) нуклеарните реактори содржат јадро кое е изградено од графит и користат јаглерод диоксид како средство за ладење. GCR и AGR нуклеарните реактори се така дизајнирани да условите во кои се наоѓа пареата се исти со тие кај термоцентрала со цел да може да се користи ист вид на турбогенератор. Температурата на пареата која излегува од кората кај овие реактори изнесува околу 648°C. Со цел да се постигне оваа температура во јадрото, а истовремено да не се оштети јадрото на реакторот (бидејќи графитот на висока температура [[оксидација|оксидира]] при што настанува [[јаглерод диоксид]]), јаглерод диоксид со температура од 278°C се користи за ладење на графитот од надворешната страна обезбедувајќи излезна температура од 543°C и притисок од 170 [[бар (единица)|бара]].
== Извори ==
{{reflist}}