Ydinreaktorit ja ydinreaktio

[anders]

On näköjään muuten todella merkittävä paineenalennus kun tuodaan lämpöä alas, voi näköjään vedelläkin ajella:

LDR-50 technical specifications
Total heat production over operating cycle 600–700 GWh
Operating limits for heating power 10–50 MW
Operating mode baseload / load-follow
Cycle length 24 months (in baseload operation)
Core inlet temperature 80–105 ℃
Core outlet temperature 130–155 ℃
Operating pressure 0.5–0.8 MPa
Primary circulation natural convection
Fuel material uranium oxide
Fuel enrichment ~ 2.5% U235
Fuel assembly 17×17 PWR
Number of assemblies in core 37
Core equivalent diameter 150 cm
Core active height 100 cm
Reactivity control 37 control rod assemblies

 

[Mase]

Kuvan perusteella tämän reaktorin jäähdytys toimii luonnonkierrolla, hyvä niin. Helenin tapauksessa 50 MW:nkin teho on pienehkö, yksiköitä tulisi ainakin 5, tai jopa 10-20 merkittävään osuuteen pääsemiseksi.

Ydinreaktorin investointi on joka tapauksessa suuri ja halpa tuulisähkö tarjoaa suuren osan vuotta mahdollisuuden saada edullista lämpöä lämpöpumpuilla ja sähkökattiloilla. Siihen perustuu epäilyni kannattavuudesta. Mitä suurempi ydinlämmön ouus on, sitä lyhempi on maksimitehon käyttöaika.

 

[haraldh]

Jostain luin että lämmöntuotossa tuo paineastian seinämävahvuus on luokkaa 20 mm, mutta jos halutaan tehdä sähköä ja painetta korotetaan se onkin sitten jo 20 cm. Tuon jälkimmäisen valmistuskustannukset on varmaan aivan eri luokkaa.

 

[kotte]

Voisiko sitten kaukolämpöön sopia juurikin joku nestesuola paremmin, voisi olla ilman paineistusta ja integroituna isoon lämpösuolavarastoon. Voisi ajaa isommilla lämmöillä ilman painevaikutusta.

Ylipäätänsä vesi primäärikierrossa on osittain ongelmallista, parempi jos siitä pääsisi eroon.

Juu, jokin muu kuin painevesireaktori voisi sopia sähkön huipputehotuotannon tasaamiseen ja sen verran hyvän rakennusasteen, että yhteistuotannossakin olisi jotakin järkeä. Tekisi mieli todeta, että katsotaan 2050-luvulla, josko jotakin olisi tarkoitukseen saatu kehitetyksi. Into ja resurssit moisten tekniikoiden kehittämiseen oli 1960-luvulla aivan toista luokkaa kuin nykyisin ja kun mitään ei realisoitunut (vaikka peruskokeilut olivatkin onnistuneet), eivät omat odotukseni ole korkealla vaihtoehtojen kehittymisen osalta.

 

[anders]

Kuvan perusteella tämän reaktorin jäähdytys toimii luonnonkierrolla, hyvä niin. Helenin tapauksessa 50 MW:nkin teho on pienehkö, yksiköitä tulisi ainakin 5, tai jopa 10-20 merkittävään osuuteen pääsemiseksi.

Primaarikierto, mutta kyllä jäähdytyksessä näkyy pumppu sekondaaripuolella. Toki näissä muistaakseni passiivinen hätäjäähdytys, lisänä. Mutta pumppu tai ei on enemmän insinööritekninen yksityiskohta, sillä saadaan hyötysuhdetta nostettua, mutta jos ei keskiössä, niin primaaripumpun jättäminen pois poistaa merkittävän huoltokohteen, ei niinkään turvallisuuden kannalta.

Ja pienet yksiköt nimenomaan ovat ideaalisia, mm kun niitä voidaan porrastaen ajaa on-off periaatteella, ja huoltaa porrastetusti. Paljon yksinkertaisempaa niin.

Ydinreaktorin investointi on joka tapauksessa suuri ja halpa tuulisähkö tarjoaa suuren osan vuotta mahdollisuuden saada edullista lämpöä lämpöpumpuilla ja sähkökattiloilla. Siihen perustuu epäilyni kannattavuudesta. Mitä suurempi ydinlämmön ouus on, sitä lyhempi on maksimitehon käyttöaika.

Ydinreaktorien investoinnista paljon on "ilmaa". Itse reaktori ei ole mitenkään valtavan kallis.

Jos näiden turvallisuusjärjestelyjä saadaan järkeistettyä, esim rakentamalla voimalat maan alle ja yhdistelemällä toimintoja eri reaktorien välillä, kustannuksista voi leikata ison osan pois.

Halpa tuulisähkö tuo ongelman silloin kun tuulta ei ole. Jollain sekin pitää korvata.

 

[anders]

Jostain luin että lämmöntuotossa tuo paineastian seinämävahvuus on luokkaa 20 mm, mutta jos halutaan tehdä sähköä ja painetta korotetaan se onkin sitten jo 20 cm. Tuon jälkimmäisen valmistuskustannukset on varmaan aivan eri luokkaa.

Riippuu paineesta, ts moderointiaineesta.

Esim kanadalaiset candut toimivat hyvin matalassa paineessa, suhteessa.

 

[anders]

Tekisi mieli todeta, että katsotaan 2050-luvulla, josko jotakin olisi tarkoitukseen saatu kehitetyksi. Into ja resurssit moisten tekniikoiden kehittämiseen oli 1960-luvulla aivan toista luokkaa kuin nykyisin ja kun mitään ei realisoitunut (vaikka peruskokeilut olivatkin onnistuneet), eivät omat odotukseni ole korkealla vaihtoehtojen kehittymisen osalta.

Toivotaan parasta.

Minusta kaikki paukut pitäisi laittaa U233/U235/U238-pohjaisen (ml johdannaiset ja esiasteet) ydinvoimatekniikan kehittämiseen, ja nimenomaan kokonaiskierron järkeistämiseen. Esim ns. nopeat reaktorit polttaisivat potentiaalisesti melkein suoraan nykyistä korkea-aktiivista jätettä tehden siitä turvallista 1000-10000x lyhyemmällä aikavälillä vs nykytila.

Vaikkapa fuusiovoimaan verrattuna kaikki tekniikka tunnetaan jo, kyse on vain insinöörisuunnittelusta. Ja vaikka fuusiovoima toteutuisikin, sen paras käyttökohde olisi nimenomaan fissiovoiman neutronilähteenä

 

[kotte]

On näköjään muuten todella merkittävä paineenalennus kun tuodaan lämpöä alas, voi näköjään vedelläkin ajella:

Niinpä on. Viimeksi rakennetuissa hiilipolttoisissa yhteistuotantolaitoksissa höyryn lämpötilat olivat jotakin 600 asteen luokkaa ja paineet sadan barin päälle. Jopa maakaasukäyttöisillä kombilaitoksissa jälkimmäisen höyryturbiiniasteen lämpötilat ovat olleet jopa 500 asteen luokkaa. Kelpaa tuollaisilla lämpötiloilla kerätä ensin merkittävä määrä energiaa sähköksi ja myydä loput kaukolämpönä. Ydinvpoimalla jäädään aika kauas noista luvuista, mistä syystä siedettävän sähkömäärän saamiseksi lauhdepaineen minimoiminen mahdollisimman kylmällä jäähdytysvedellä on merkittävä osa ekonomiaa.

Toki pieni osa voimantuotantoon tarkoitetun ydinvoimalaitoksen lämmöstä olisi mahdollista irrottaa turbiinin väliulosotolla kaukolämmöksi. Tämä tietenkin vähentää saatavan sähkön määrää. Toinen mahdollisuus olisi vuorotella sähkön tuotannon ja kaukolämmön tuotannon välillä. Tällöin sähköä jää vielä enemmän saamatta. Kumpikaan vaihtoehto ei ole järin fiksu tyypilliseen Suomessa tarvittavaan ajottaisen tehovajeen paikkaamiseen.

 

[anders]

Toki pieni osa voimantuotantoon tarkoitetun ydinvoimalaitoksen lämmöstä olisi mahdollista irrottaa turbiinin väliulosotolla kaukolämmöksi. Tämä tietenkin vähentää saatavan sähkön määrää. Toinen mahdollisuus olisi vuorotella sähkön tuotannon ja kaukolämmön tuotannon välillä. Tällöin sähköä jää vielä enemmän saamatta. Kumpikaan vaihtoehto ei ole järin fiksu tyypilliseen Suomessa tarvittavaan ajottaisen tehovajeen paikkaamiseen.

Tai ajaa sitä voimalaa vaikka nestemetallilla ja 800C tms lämmöllä?

Oikeasti nimenomaan venäläisten kokeilema nestelyijy olisi ideaali primaarikierto, se kun suojaa tehokkaasti säteilyltä samalla eikä aktivoidu. Paineeksi riittää ihan huonepaine...

Ainoa huollot pitää suunnitella, mutta jos mitoitetaan tarpeeksi pitkät välit, ei se ole ongelma.

 

[kotte]

Esim kanadalaiset candut toimivat hyvin matalassa paineessa, suhteessa.

Eikös nuo ole ajalta, kun uraanin rikastaminen oli vaikeaa ja kallista, jolloin mahdollisuus käyttää suoraan luonnonuraania polttoaineena oli houkutteleva. Uraanin rikastaminen on kehittynyt valtavasti noiden alkuajoist?. Suoraan sanoen, ilman rikastustekniikassa tapahtunutta kehitystä ydinvoiman käyttö olisi käynyt jo taloudellisesti kannattamattomaksi, kun suurin osa tuotetusta sähköstä olisi tarvittu uraanin rikastukseen (jos olisi edes piisannut ilman apua vesivoimasta ja fossiilienergiasta).

 

[tet]

Minusta kaikki paukut pitäisi laittaa U233/U235/U238-pohjaisen (ml johdannaiset ja esiasteet) ydinvoimatekniikan kehittämiseen, ja nimenomaan kokonaiskierron järkeistämiseen. Esim ns. nopeat reaktorit polttaisivat potentiaalisesti melkein suoraan nykyistä korkea-aktiivista jätettä tehden siitä turvallista 1000-10000x lyhyemmällä aikavälillä vs nykytila.

Brittiläinen Moltex Energy on tämän asian kimpussa, Kanadaan tulee ensimmäinen pilottilaitos heidän SSR-W reaktoristaan, joka käyttää Candu-reaktorien käytettyä polttoainetta hyvin kevyen "puhdistuksen" jälkeen. Vähän turhan hitaastihan tuokin etenee, kuten niin monet suunnitelmat alalla.

 

[kotte]

Oikeasti nimenomaan venäläisten kokeilema nestelyijy olisi ideaali primaarikierto, se kun suojaa tehokkaasti säteilyltä samalla eikä aktivoidu. Paineeksi riittää ihan huonepaine...

Juu, hidasteeksi sitten grafiittia, kun Tsernobylin konstruktiossa ja Brittien joskus 1950-kokeilluissa kaasujäähdytteisissä ja jossakin muualla suunnitelluissa natrium-jäähdytteisillä malleilla.

Nopeita neutroneja käyttävien reaktoreiden kehittäminen on kaikkialla yleensä tyssännyt (paitsi mahdollisesti kiinalaisten tuoreemmissa kokeiluissa), kun konstruktiossa ei ole edes tsernobyl-konstruktioiden kaltaista itsesäätelykyä, eli miilu karkaa käsistä, jos aktiivinen säätöjärjestelmä pettää.

 

[anders]

Brittiläinen Moltex Energy on tämän asian kimpussa, Kanadaan tulee ensimmäinen pilottilaitos heidän SSR-W reaktoristaan, joka käyttää Candu-reaktorien käytettyä polttoainetta hyvin kevyen "puhdistuksen" jälkeen. Vähän turhan hitaastihan tuokin etenee, kuten niin monet suunnitelmat alalla.

Täällä näitä on lisää:

Portal Site Public Home

www.gen-4.org

Tuossa ollaan vaan sillai poliittisesti herkällä alueella, että mikä tahansa tehokkaasti transmutatoiva laitos on potentiaalisesti kaksikäyttölaitos, sille ei vaan voi mitään, pitää valittaa fysiikan managerille tästä.

Esimerkkinä thorium, jota pidetään niin turvallisena, koska U232. No ei se käytännössä kyllä ole, jos asiaa tutkii tarkemmin, koska protaktinium. Tuosta erittäin pommikelpoisen U233 erottaminen onnistuu ihan peruskemialla, ilman mittavia sentrifugilaitoksia...

 

[tet]

Nopeita neutroneja käyttävien reaktoreiden kehittäminen on kaikkialla yleensä tyssännyt (paitsi mahdollisesti kiinalaisten tuoreemmissa kokeiluissa), kun konstruktiossa ei ole edes tsernobyl-konstruktioiden kaltaista itsesäätelykyä, eli miilu karkaa käsistä, jos aktiivinen säätöjärjestelmä pettää.

Samat sanat kuin edellä, Moltex hoitaa homman. SSR-W on suolasulareaktori, toimii normaali-ilmanpaineessa ja nopeilla neutroneilla. Erittäin voimakas riippuvuus lämpötilan ja reaktiivisuuden välillä, lämpötilan nousuu snuffaa reaktion tehokkaasti. Passiivinen hätäjäähdytys, ja polttoaine on polttoainesauvoissa vaikka onkin sulaa suolaa, jäähdykesuola on sitten erikseen joten aktiivista suolaa ei pumppailla minnekään sieltä ammeesta.

 

[anders]

Juu, hidasteeksi sitten grafiittia, kun Tsernobylin konstruktiossa ja Brittien joskus 1950-kokeilluissa kaasujäähdytteisissä ja jossakin muualla suunnitelluissa natrium-jäähdytteisillä malleilla.

Grafiitissa sinänsä ole mitään ongelmaa, paitsi että se pitää suunnitella vaihdettavaksi, toisin kuin mainittu, koska käyttöikä rajallinen. Eli käytännässä vaihdettavat grafiittisauvat tms.

Nopeita neutroneja käyttävien reaktoreiden kehittäminen on kaikkialla yleensä tyssännyt (paitsi mahdollisesti kiinalaisten tuoreemmissa kokeiluissa), kun konstruktiossa ei ole edes tsernobyl-konstruktioiden kaltaista itsesäätelykyä, eli miilu karkaa käsistä, jos aktiivinen säätöjärjestelmä pettää.

Kyllä nämä ovat hallittavia, eri tavalla vaan. Toisaalta myös moderaattorin aiheuttamat ongelmat puuttuvat, jolloin tsernobyl tyyppistä onnettomuutta ei voi tapahtua.

Nopeita reaktoreja hallitaan viivästettyjen neutronien taseella pitkälti, ja niissä on yleensä passiivisesti aktivoituvat turvajärjestelmät, jotka on suunniteltu sammuttamaan reaktio tarpeeksi nopeasti ja luotettavasti ja täysin automaattisesti. Yleensä primaarina pysäytyssauvat, sekondaarina erilaiset boron injektiot tms.

Nopeissa reaktoreissa hallintaa helpottaa myös ytimen pienempi koko, esim sähkömagneetilla paikallaan pysyvä pysäytyssauva ehtii tippua tarpeeksi nopeasti pelkällä painovoimalla, ilman monimutkaisia mekaanisia jousia tms.

Edit. toinen vaihtoehto tosiaan on nestemäinen polttoaine, joka hätätilanteessa lasketaan ulos ei-kriittiseen geometriaan ja/tai vaikka pysäyttimellä varustettuun matriisiin.

 

[kotte]

Moltex hoitaa homman. SSR-W on suolasulareaktori, toimii normaali-ilmanpaineessa ja nopeilla neutroneilla. Erittäin voimakas riippuvuus lämpötilan ja reaktiivisuuden välillä, lämpötilan nousuu snuffaa reaktion tehokkaasti.

Mihin fysikaaliseen ilmiöön voimakkaasti negatiivinen reaktiivisuuskerroin tässä tapauksessa perustuu?

 

[anders]

Tässä muuten erittäin informatiivinen pläjäys aiheesta nopeat reaktorit:

Ken ei tuosta opi uutta, nostan hattua

Tässä myös "kevyttä" iltalukemista aiheesta:

https://westinghousenuclear.com/media/idxm5ydh/westinghouse-lead-cooled-fast-reactor.pdf

https://aris.iaea.org/PDF/W-LFR_2020.pdf

https://art.inl.gov/ART%20Document%20Library/Advanced%20Demonstration%20and%20Test%20Reactor%20Options%20Study/Attachment_4_Westinghouse_LFR_DR.pdf

 

[kotte]

Toisaalta myös moderaattorin aiheuttamat ongelmat puuttuvat, jolloin tsernobyl tyyppistä onnettomuutta ei voi tapahtua.

Tuo ei ollut moderaattorin ongelma, vaan lämmönsiirtoaineen (veden ongelma), joka muutti kokonaismoderointia. Grafiitista tuli ongelma siinä vaiheessa, kun se syttyi tuleen kovan ylikuumentumisen seurauksena.

 

[anders]

Tuo ei ollut moderaattorin ongelma, vaan lämmönsiirtoaineen (veden ongelma), joka muutti kokonaismoderointia. Grafiitista tuli ongelma siinä vaiheessa, kun se syttyi tuleen kovan ylikuumentumisen seurauksena.

Kyllähän itse onnettomuus aiheutui pitkälti nimenomaan säätösauvojen laskemisen johdosta ja toisaalta veden höyrystyessään nopeasti muuttuneen moderoinnin johdosta?

Ja ko. voimalassa vesi ei ollut vain lämmönsiirrin, vaan väkisin myös moderaattori, koska kyse oli kevyestä vedestä?

Grafiittihan syttyi tuleen vasta kun voimala oli muuttunut avolaitokseksi?

 

[anders]

Mihin fysikaaliseen ilmiöön voimakkaasti negatiivinen reaktiivisuuskerroin tässä tapauksessa perustuu?

Käsittääkseni nestemäisen polttoaineen lämpölaajenemiseen ja sitä kautta kriittisen geometrian muuttumiseen.

Iso etu nestemäisessä polttoaineessa, ja bonuksena mahdollisuus online käsittelyyn, mm. kaasumaisten tuotteiden helppoon poistoon joukosta. Ideaali olisi varmaan suolapohjainen polttoaine ja nestemäinen lyijy jäähdyttimenä, kahdet eri kanavat, vähän lämmönvaihtimen tapaan. Lyijy ytimen ympärillä toimisi samalla tehokkaana säteilysuojana, ja toisin kuin kaasujäähdytteisissä, antaisi lämpökapasiteetin myötä lisäaikaa reagointiin, jos jotain yllättävää ilmaantuu. Tuohan on kaasujäähdytteisissä isoin ongelma, lämpötransientit voivat olla hyvin rajuja.

Noitahan ajetaan normisti ilman yhtään säätösauvaa ytimessä, toisin kuin kevytvesireaktoreja, ja tämä tilanne säilyy koko kampanjan ajan.

 

[kotte]

Kyllähän itse onnettomuus aiheutui pitkälti nimenomaan säätösauvojen laskemisen johdosta ja toisaalta veden höyrystyessään nopeasti muuttuneen moderoinnin johdosta?

Ja ko. voimalassa vesi ei ollut vain lämmönsiirrin, vaan väkisin myös moderaattori, koska kyse oli kevyestä vedestä?

Grafiittihan syttyi tuleen vasta kun voimala oli muuttunut avolaitokseksi?

Oman käsitykseni mukaan tuossa tapahtui suunnilleen niin, että reaktoria "renkutettiin" tekeillä olevan ja eri syistä vastaan hangoittelevan testin takia niin, että reaktorin aktiivisuus väheni, mitä sitten kompensoitiin vetämällä sauvoja ulos aina vain enemmän. Jäähdytysveteen myös alkoi muodostua höyrykuplia, joten jäähdytysaineen moderointiominaisuudet hekkenivät ja reaktori itse asiassa saatiin juuri tuohon nopeiden neutronien aiheuttaman reaktion rajoille. Siinä vaiheessa reaktori karkasi käsistä ja kaikki reaktoriin liittyvä kuumeni hirmuisesti melkein silmänräpäyksessä. Jäähdytysputket räjähtivät paineen nousun takia ja grafiitti, joka on oli lämmönkeruuputkien ja ydinmateriaalia sisältävän putkien ulkopuolella kuumeni niin, että syttyi heti palamaan. Grafiittihan oli suoraan kosketuksissa reaktoria ympäröivään ilmaan.

 

[anders]

Lisäbonuksena nopeissa reaktoreissa neutronitase mahdollistaa varsinaisen ytimen ympärille ylimääräisen moderoidun breeder blanketin, jolla voidaan valmistaa kaikki tarvittava polttoaine paikan päällä vaikka sitten luonnonuraanista tai thoriumista. Jopa köyhdytetty uraani kelpaa.

 

[kotte]

Käsittääkseni nestemäisen polttoaineen lämpölaajenemiseen ja sitä kautta kriittisen geometrian muuttumiseen.

Jotakin tuommoistahan asiaan on pakko liittyä. Väittäisin kuitenkin, että en niele tätä aivan tältä istumalta, eli kysymys negatiivisen takaisinkytkennän riittävyydestä eri tilanteissa vaatinee aika paljon jatkoselvittelyä. Materiaaliteknisesti nuo suliin suoloihin ja metalleihin liittyvät asiat ovat myös varsin kinkkisiä eikä niistä ole vastaavaa monisatavuotista kokemusta kuin pelaamisesta äärimmäisen kuuman veden ja vesihöyryn kanssa.

 

[anders]

Oman käsitykseni mukaan tuossa tapahtui suunnilleen niin, että reaktoria "renkutettiin" tekeillä olevan ja eri syistä vastaan hangoittelevan testin takia niin, että reaktorin aktiivisuus väheni, mitä sitten kompensoitiin vetämällä sauvoja ulos aina vain enemmän. Jäähdytysveteen myös alkoi muodostua höyrykuplia, joten jäähdytysaineen moderointiominaisuudet hekkenivät ja reaktori itse asiassa saatiin juuri tuohon nopeiden neutronien aiheuttaman reaktion rajoille. Siinä vaiheessa reaktori karkasi käsistä ja kaikki reaktoriin liittyvä kuumeni hirmuisesti melkein silmänräpäyksessä. Jäähdytysputket räjähtivät paineen nousun takia ja grafiitti, joka on oli lämmönkeruuputkien ja ydinmateriaalia sisältävän putkien ulkopuolella kuumeni niin, että syttyi heti palamaan. Grafiittihan oli suoraan kosketuksissa reaktoria ympäröivään ilmaan.

Kyllä, mutta varsinainen käynnistävä hetki oli hätäpysäytyksen aiheuttama säätösauvakanavien moderoivan veden korvaaminen moninkertaisesti paremmalla moderaattorilla, grafiitilla, joka aiheutti reaktiivisuuden räjähdysmäisen hetkellisen nousun, ja sitä kautta höyryräjähdyksen.

Itse asiassa on merkkejä / teorioita, että reaktiivisuus meni jopa ns. nopean kriittisyyden puolelle, ts. pieneksi ydinräjähdykseksi saakka, mutta tästä kiistellään yhä. Todisteita mm. isotooppijälkien muodossa on molempiin suuntiin.

 

[anders]

Jotakin tuommoistahan asiaan on pakko liittyä. Väittäisin kuitenkin, että en niele tätä aivan tältä istumalta, eli kysymys negatiivisen takaisinkytkennän riittävyydestä eri tilanteissa vaatinee aika paljon jatkoselvittelyä.

Kyllä tuota on simuloitu paljon. Koelaitoksiakin on. Kyllä itse prosessi tunnetaan hyvin, haasteet lienevät materiallitekniikkaan liittyviä, enemmän.

Materiaaliteknisesti nuo suliin suoloihin ja metalleihin liittyvät asiat ovat myös varsin kinkkisiä eikä niistä ole vastaavaa monisatavuotista kokemusta kuin pelaamisesta äärimmäisen kuuman veden ja vesihöyryn kanssa.

Kyllä teollisuudessa ainakin sulien metallien kanssa puljaamisesta on pitkä kokemus.

Juuri olen tänään töissä erään tunnetun tehtaan sinkityslinjalla, ja ei tämän linjan sulan metallin käsittely oleellisesti eroa siitä mitä reaktorissa vaadittaisiin. Täälläkin pumpataan, lämmitetään, lämmönvaihdetaan, on venttiilejä jne.

Metalleissa etuna on, että ne eivät reagoi yhtä energisesti kuin suolat vikatilanteessa, mm veden kanssa.

 

[kotte]

Lisäbonuksena nopeissa reaktoreissa neutronitase mahdollistaa varsinaisen ytimen ympärille ylimääräisen moderoidun breeder blanketin, jolla voidaan valmistaa kaikki tarvittava polttoaine paikan päällä vaikka sitten luonnonuraanista tai thoriumista. Jopa köyhdytetty uraani kelpaa.

Tuohon oli mielessä, kun nopeita reaktoreita ruvettiin tutkimaan viime vuosisadan puolen välin jälkeen. Tiedän kuitenkin, että esimerkiksi Ruotsissa noiden tutkimuksen rahoitus suorastaan kiellettiin 1970-luvulla, kun nopean reaktorin luotettavaa hallintaa pidettiin mahdottomana passiivisiin keinoihin nojautuen.

 

[anders]

Tuohon oli mielessä, kun nopeita reaktoreita ruvettiin tutkimaan viime vuosisadan puolen välin jälkeen. Tiedän kuitenkin, että esimerkiksi Ruotsissa noiden tutkimuksen rahoitus suorastaan kiellettiin 1970-luvulla, kun nopean reaktorin luotettavaa hallintaa pidettiin mahdottomana passiivisiin keinoihin nojautuen.

Silloin ei ollut parempaa tietoa. Kehitys kehittyy.

Yksi suuri syy nopeiden reaktorien vastustukseen on niiden ainakin käynnistyksessä vaatima korkea rikastusaste. Ehkä tätä ei haluttu sanoa ääneen. Ruotsillahan oli hyvin pitkällä oma "fysikaalinen ohjelma" ko. aiheen tiimoilta.

Mutta siis tarkoitan enemmän ns. mixed spectrum reaktoria, jolla breeding ratio saadaan aivan eri sfääreihin kuin suoraan nopeilla neutroneilla operoitaessa, koska hitailla neutroneilla navetat ovat niin järkyttävän paljon isompia. Eli ensin nopealla ytimellä aikaansaadaan korkea neutronitase (>3.0) ja hidastamalla näitä ytimen ulkopuolella korkea breeding ratio.

 

[kotte]

Kyllä, mutta varsinainen käynnistävä hetki oli hätäpysäytyksen aiheuttama säätösauvakanavien moderoivan veden korvaaminen moninkertaisesti paremmalla moderaattorilla, grafiitilla, joka aiheutti reaktiivisuuden räjähdysmäisen hetkellisen nousun, ja sitä kautta höyryräjähdyksen.

Niin, kokonaisuushan tuossa ratkaisi, eli kun vesi alkoi höyrystyä voimakkaan reaktion kiihtymisen jälkeen, muu käsillä oleva hidastinmateriaali jatkoi työtään eikä hillinnyt tapahtumien etenemistä (grafiittihan lämpeni jälkijättöisesti, eli terminen säätely ei kompensoinut nopeasti kiihtyvää reaktiota). Myös jäähdytysputkien ja hidastimen keskinäinen geometrinen asema ehkä vaikutti lopputulokseen. Kuten sanoitkin, aivan ilmeisesti tilanne meni nopeiden neutronien aiheuttaman hidastamattoman ydinreaktion puolelle.

Juuri olen tänään töissä erään tunnetun tehtaan sinkityslinjalla, ja ei tämän linjan sulan metallin käsittely oleellisesti eroa siitä mitä reaktorissa vaadittaisiin. Täälläkin pumpataan, lämmitetään, lämmönvaihdetaan, on venttiilejä jne.

Sinkitys on helppo tapaus, kun siinä nimenomaan mahdollisilla lejeerinkien muodostumisella ei ole väliä ja tuotteet ovat tavallaan kertakäyttöisiä (allas ehkä vaativin juttu). Oli tuossa linkkaamassasi videossa aika paljon kysymyksiä ja pohdintaa juuri lyijyn vaikutuksesta erilaisiin teräksiin ja hapen käytöstä oksiditasapainon ylläpitoon. Venäläisten kokemuksista sukellusvenereaktoreiden lyijyjäähdytteisten reaktoreiden korroosionhallinnasta ei luennoitsijallakaan ollut kovin tarkkoja tietoja.

 

[kotte]

Mutta siis tarkoitan enemmän ns. mixed spectrum reaktoria, jolla breeding ratio saadaan aivan eri sfääreihin kuin suoraan nopeilla neutroneilla operoitaessa, koska hitailla neutroneilla navetat ovat niin järkyttävän paljon isompia. Eli ensin nopealla ytimellä aikaansaadaan korkea neutronitase (>3.0) ja hidastamalla näitä ytimen ulkopuolella korkea breeding ratio.

Minä olen kyllä ymmärtänyt, että hitaat neutronit lisäävät reaktiivisuutta (cross section kasvaa), mutta breeding vaatii huomattavasti korkeaenergisempiä neutroneja. Todella nopeilla neutroneilla (nopeampia, mikä fissiosta syntyy) toki reaktiviisuuskin kasvaa ja jopa U238 fissioituu.

 

[anders]

Minä olen kyllä ymmärtänyt, että hitaat neutronit lisäävät reaktiivisuutta (cross section kasvaa), mutta breeding vaatii huomattavasti korkeaenergisempiä neutroneja.

Riippuu minkä breeding.

Esim thorium muuttuu protaktiniumiksi aivan nätisti termisillä neutroneilla.

Mainittu U238 tarvitsee väkevämpiä energioita.

Todella nopeilla neutroneilla (nopeampia, mikä fissiosta syntyy) toki reaktiviisuuskin kasvaa ja jopa U238 fissioituu.

Kuten tunnettua, erityisesti monoenergisillä 14MeV neurtoneilla - joskus jopa ennakoitua kiivaammin

 

[anders]

Tämäntyyppistä sekaspektrireaktoria tarkoitin:

Conceptual Design of Mixed- spectrum Supercritical Water Reactor T. K. Kim T. K. Kim Argonne National Laboratory. - ppt download

2 Argonne National Laboratory Mixed Spectrum SCWR Concept Advanced spectrum control is needed to maximize merits of SCWRAdvanced spectrum control is needed to maximize merits of SCWR Mixed-spectrum supercritical water reactorMixed-spectrum supercritical water reactor –Separation fast and thermal...

slideplayer.com

Toki ehkä oma preferenssi on pitää vesi pois, mutta superkriittisenä vesi tietysti tuo joitain etuja... Toki paine jne ongelmana.

 

[tet]

Jäähdytysveteen myös alkoi muodostua höyrykuplia, joten jäähdytysaineen moderointiominaisuudet hekkenivät ja reaktori itse asiassa saatiin juuri tuohon nopeiden neutronien aiheuttaman reaktion rajoille. Siinä vaiheessa reaktori karkasi käsistä ja kaikki reaktoriin liittyvä kuumeni hirmuisesti melkein silmänräpäyksessä.

Itse asiassa on merkkejä / teorioita, että reaktiivisuus meni jopa ns. nopean kriittisyyden puolelle, ts. pieneksi ydinräjähdykseksi saakka, mutta tästä kiistellään yhä. Todisteita mm. isotooppijälkien muodossa on molempiin suuntiin.

Mitenkäs nämä termit nyt suomeksi oikein menevätkään, tässähän on vaarana että menee "nopea" ja "nopea" neutroni sekaisin.

Nopea vs. hidas neutroni, eli fast vs. thermal

vai

Nopea vs. viivästynyt neutroni, eli prompt vs. delayed

Ihan maallikkona itselleni tuo "nopea" olisi luonteva vastakohta termiselle neutronille, kun taas viivästyneen vastakohta olisi "välitön" eikä "nopea"?

 

[kotte]

Nopeat ja termiset neutronit ovat terminologiaasi soveltaen"välittömiä", kun taas "viivästyneet" ovat noita "delayed"-tyyppisiä, kuten nimikin sanoo.

Yleisesti ottaen hallitun ydinreaktion ongelmana on, että nuo "välittömät" aiheuttavat välittömästi myös seurauksia ja yleisesti ottaen seuraus olisi joko reaktorin sammuminen tai varsinainen ydinräjähdys, ellei olisi jotakin reaktiota kurissa pitävää mekanismia tai sitten noita "viivästyneitä" neutroneja hyväkseen käyttävää säätöä. "Välittömistä" termiset neutronit käyttäytyvät sillä lailla siististi, että lämpötilan noustessa todennökäisyys pienenee selvästi, että nämä aiheuttavat uuden fission. Nopeat taas käyttäytyvät sikäli ilkeästi, että lämpötilan nousua vastaavaa ilmiötä ei ole kuin heikkona eikä kaikilla osallisilla aineilla välttämättä sitäkään. Ydinfissiossa muodostuu ja polttoaineessa on alun perinkin aineita, joilla fission todennäköisyys jopa kasvaa neutronien nopeuden kasvaessa. Tuosta syystä "välittömien" nopeiden neutronien aiheuttaman fission hallinta on yleisesti ottaen epävarmaa ja vähintäänkin tulos riippuu jostakin muusta.

Viivästyneet neutronit voivat olla nopeita ja hitaita ja niiden muodostuminen on ennakoitavissa ja se auttaa yleisesti ydinfission hallinnassa. Säätösauvat purevat juuri noihin. Ydinreaktori pidetään normaalisti juuri ja juuri alikriittisenä "välittömien" neutronien tasapainon osalta, mutta "viivästyneiden" neutronien määrää kun kontrolloidaan säätösauvoilla, nettona tuo saadaan tai ainakin pitäisi saada käyttäytymään luotettavasti ja säätymään jossaklin määrin itsestään. Arvatenkin reaktoria on juuri tuosta syystä yleensä "komennettava" hyvin hitain muutoksin.

Lyijyjäähdytteiset nopeat reaktorit ovat sikäli vaikea pala, että kun ei ole hidastinta, ei ole termisiä neutronejakaan. Sula lyijykään ei muodosta höyrystyskuplia tms. (lämpötilassa, joka ei vielä polta rakenteita puhki) ja lyijy myös heijastaa neutroneja takaisin (varsin pienikin reaktori saadaan kriittiseksi). Ilmeisesti luonnollinen säätö on saatava aikaan polttoainesauvoihin lisätyillä rakenteilla tms. Samantapainen on tilanne noiden Moltexien kohdalla kaiketi. En tunne asiaa tarkemmin, mutta tarkoituksena on ilmeisesti käyttää kuumuuden aiheuttamia ilmiöitä polttoainesauvojen heterogeenisen rakenteen ja tämän olosuhteista riippuvien muutosten vaikutusta "viivästyneiden" neutronien kontrolloinnin ohella reaktorin stabiilina pitämiseen. Kaiken kaikkiaan on vaikea ymmärtää kvalitatiivisesti ja kvantitatiivisesti kaikkea, mitä asiaan liittyy eri tilanteissa, koska nopeat neutronit toisaalta aiheuttavat myös nykyisissä voimaloissa radioaktiivisiin ydinjätteiden hajoamisketjuihin jäävien fissio- ja radioaktiivisuudesta muodostuneiden tuotteiden huomattavaa uudelleenfissioitumista ja kaiken tuon vaikutus reaktorin säätöön on varsin monimutkaista.

 

[anders]

Mitenkäs nämä termit nyt suomeksi oikein menevätkään, tässähän on vaarana että menee "nopea" ja "nopea" neutroni sekaisin.

Nopea vs. hidas neutroni, eli fast vs. thermal

vai

Nopea vs. viivästynyt neutroni, eli prompt vs. delayed

Ihan maallikkona itselleni tuo "nopea" olisi luonteva vastakohta termiselle neutronille, kun taas viivästyneen vastakohta olisi "välitön" eikä "nopea"?

Joo nämä termit ovat sillai hankalia kääntää, että lähes kaikki lähdemateriaali on englanniksi, ja kielet eivät mene aivan päittäin sopivasti.

Lisäksi manhattan -projektin aikana keksittiin tarkoituksella monta epäselvää harhaanjohtavaa termiä, jotka sitten jäivät kuitenkin käyttöön, kuten juuri tuo navetta (barn) ja ravistus (shake).

Mutta tsernobyliin liittyen, osa räjähdyksestä oli ilmeisesti nopea sanan molemmissa merkityksissä.

Ydinräjähdyksessä kaikki tapahtuu nopeasti, muttei kuitenkaan välittömästi. Kriittinen aika on tuo "ravistus", n 10ns, minkä aikana yksi halkeaminen suunnilleen tapahtuu. Neutronit ovat nopeita kaikki ihmisen mittakaavassa, mutta tuossa aikaskaalassa termiset neutronit ovat käytännössä paikallaan ja viivästetyt eivät ehdi juhliin mukaan ollenkaan ennen pilkkua. Hommaa sotkee vielä, että kriittinen massa tai tarkemmin asetelma on eri termisille ja nopeille neutroneille, koska juurikin nuo törmäystodennäköisyydet eli barneina ovat niille eri riippuen energiasta.

Mutta ilmeisesti isotooppijäljistä päätellen tuolla tapahtui pieni nopea välitön kriittinen tapahtuma, vaikka varsinainen onnettomuus olikin pitkälti perinteinen höyryräjähdys.

Sitten fissioneutroneiden, nopeidenkin, yläpuolella ovat korkeaenergiset neutronit, joista historiallisesti merkittävä sattuneesta syystä on juurikin mainittu 14MeV -energiataso, joka pilkkoo normaalisti hankalasti pilkkoutuvaa, termisissä reaktoreissa melkein muttei kokonaan inerttiä U238:ta kuin kuuma veitsi voita, jopa niin nopeasti, ettei edes ketjureaktiota ehdi tapahtua.

 

[anders]

Kiehtova pätkä ydinräjähdysteoriasta. Kiehtova kanava muutenkin, jokainen jakso on katsomisen arvoinen.

 

[anders]

Lyijyjäähdytteiset nopeat reaktorit ovat sikäli vaikea pala, että kun ei ole hidastinta, ei ole termisiä neutronejakaan. Sula lyijykään ei muodosta höyrystyskuplia tms. (lämpötilassa, joka ei vielä polta rakenteita puhki) ja lyijy myös heijastaa neutroneja takaisin (varsin pienikin reaktori saadaan kriittiseksi). Ilmeisesti luonnollinen säätö on saatava aikaan polttoainesauvoihin lisätyillä rakenteilla tms.

Kyllä noita pitkälti viivästettyjen neutronien taseella säädetään. Paradoksaalisesti säätö on ilmeisesti helpompaa, kun neutroneja on paljon. Normistihan noita ajetaan ilman säätösauvoja ytimessä, ja eri mekanismeillä säädetään neutronitasetta ja niiden karkaamista ytimestä.

Mutta voisihan noihin lisäksi kuvitella esim polttoainesauvoihin rakenteen, jolla geometria muuttuu lämpölaajenemisen myötä. Esim muistimetallilla tästä transitiosta saisi tietyssä lämpötilassa jopa hyvin jyrkän, täysin passiivisesti, vaikkapa sitten "sulakkeena" kaiken varalta. Insinööri on kekseliäs.

 

[Mase]

Fysiikan opettajani käytti noista fissiossa välittömästi lähteneistä nimitystä kerkeät ja jonkin ajan päästä halkeamistuotteista pullahtaneista viivästyneet neutronit. Nämä kai kummatkin ovat lähtiessään nopeita, kunnes ne syystä tai toisesta hidastuvat, esimekiksi törmäyksissä atomeihin. Olenko oikeassa. Reaktorin säädettävyys perustuu käsittääkseni noihin viivästyneisiin neutroneihin.

 

[kotte]

Kyllä noita pitkälti viivästettyjen neutronien taseella säädetään.

Itseäni kuitenkin kiinnostaisi ymmärtää, mikä mekanismi tai mitkä mekanismit mahdollisesti tekee moisesta säädöstä edes jossain määrin itsensä stabiloivaa, ei ehkä yhtä voimakkaasti ja helposti ymmärrettävästi kuin hitaiden termisten neutronien lämpötilan nousu vaikuttaa reaktiivisuuteen (siis tässä tapauksessa jopa viivästämättömien neutronien kohdalla), mutta oikeaan tasapainotussuuntaan kuitenkin reaktiivisuutta vähentäen.

 

[jmaja]

Viimeksi rakennetuissa hiilipolttoisissa yhteistuotantolaitoksissa höyryn lämpötilat olivat jotakin 600 asteen luokkaa ja paineet sadan barin päälle.

Onhan ne paineet paljon korkeampia. OL3:ssa jo on 155 bar ja 300 C (höyry alle 100 bar). Veden kriittinen piste on 220 bar 374 C eli sen yläpuolella ei enää ole kiehumispistettä eikä voi erotella onko tuo vettä vai höyryä, joten painetta ei tarvitse enää tuosta tolkuttomasti nostaa lämpötilan noustessa. Polttovoimaloissa ei painetta tarvitse olla kuin putkissa ja erillisessä paineastiassa, joten noissa on helpompaa nostaa lämpötiloja ja parantaa hyötysuhdetta sähköntuotannossa.

Lämpöä tuottavan ydinvoimalan ei tarvitse tuottaa kovin kuumaa vettä ja siksi painekin voidaan pitää varsin maltillisena. 10 bar riittää jo 184 C saakka ja silloin reaktorin paineastian seinämä voi helposti olla 1/10 OL3:sta ja voinee myös käyttää paljon halvempia teräslaatuja ja valmistustekniikoita.

 

[anders]

Lämpöä tuottavan ydinvoimalan ei tarvitse tuottaa kovin kuumaa vettä ja siksi painekin voidaan pitää varsin maltillisena. 10 bar riittää jo 184 C saakka ja silloin reaktorin paineastian seinämä voi helposti olla 1/10 OL3:sta ja voinee myös käyttää paljon halvempia teräslaatuja ja valmistustekniikoita.

Tai korvaamalla se vesi jollain muulla primaarikierrolla paineen voi tiputtaa lähelle huonepainetta.