АҚШ Әскери-теңіз күштерінің S7G реакторы: Бақылау таяқшаларызсыз прототиптік қуат қақпасы
S7G reactor
S7G реакторы: АҚШ Әскери-теңіз күштері үшін электр энергиясын және қозғалтқыш қуатын қамтамасыз етуге арналған прототиптік атом реакторы. Бақылау таяқшаларысыз сынақтан өткізілді.
Ағылшыншамен салыстырыңыз: абзацты басыңыз — түпнұсқа терезеде ашылады. Абзац астындағы EN түймесі оны мәтін ішінде көрсетеді.
Кіріспе
S7G реакторы – АҚШ Әскери-теңіз күштері үшін әскери кемелерде электр энергиясын өндіру және қозғалыс қамтамасыз ету мақсатында жасалған прототиптік әскери реактор. S7G белгілемесі мыналарды білдіреді:
The S7G reactor was a prototype naval reactor designed for the United States Navy to provide electricity generation and propulsion on warships. The S7G designation stands for:
S = Су асты кемесі платформасы
7 = Контрактор жобалаған жетінші реактор
G = General Electric – келісімшарт бойынша жобалаушы
S = Submarine platform
7 = Seventh reactor designed by the contractor
G = General Electric was the contracted designer
Бұл прототиптік жобалау құрлықта орналасқан, басқару таяқшаларын пайдаланбаған ядролық реактор болды. Ол 1970 жылдардың соңы мен 1980 жылдардың басында Нью-Йорк штатының Балстон Спа қаласындағы Кноллс Ядролық Қуат Зертханасының Кесселринг алаңында орналасқан Реакторлық Құрылғыға (MARF) өзгерістер мен қосымшалар енгізу зауытында сынақтан өтті. Ол өзгертілген S5W реакторлық қондырғысына орнатылған тәжірибелік реакторлық өзегінен тұрды.
This prototype design was a land based nuclear reactor that did not use control rods. It was tested in the late 1970s and early 1980s at the Modifications and Additions to a Reactor Facility (MARF) plant located at the Knolls Atomic Power Laboratory's Kesselring Site in Ballston Spa, New York. It consisted of an experimental reactor core installed in a modified S5W reactor plant.
Құрылымы мен жұмыс істеуі
АҚШ-тың басқа да әскери реакторларында қолданылатын гафний негізді жылжымалы басқару таяқшаларының орнына, S7G ядросындағы реактивтілік жартылай сумен толтырылған, стационарлық гадолиниймен қапталған құбырлар арқылы бақыланды. Суды құбырдың ядро ішіндегі бөлігінен, ядроның үстіндегі резервуарға соруға немесе кері ағызуға болатын. Құбырдағы су деңгейі жоғарылағанда, ядродағы нейтрондардың жылдамдығы төмендеп, гадолиний құбыр қаптамасы уран отынына қарағанда көбірек нейтрондарды сіңіретін болып, қуат деңгейі төмендеді. Жүйе су деңгейін төмен ұстау үшін үздіксіз жұмыс істейтін сорғымен жабдықталған; электр қуаты жоғалған жағдайда, барлық су құбырға ағып, реактор тоқтатылатын еді. Барлық кішкентай қысымды су реакторлары сияқты, бұл конструкцияның да теріс кері байланыс артықшылығы бар: реактор қуатының артуы судың кеңеюіне алып келіп, нейтрондардың баяулауын және отынның сіңіру қабілетін төмендетіп, қуатты азайтатын еді. Осылайша, орташа салқындатқыш температурасының өзгеруі, әсіресе қозғалтқыш дроссельдерінің буға деген сұранысынан туындаған өзгерістер, реактор операторының араласуынсыз реактор қуатын табиғи түрде сақтап тұратын еді. S7G реакторы ешқашан кемеде қолданылмады. 1980 жылдардың соңында S7G ядросы тәжірибелік DMC (Developmental Materials Core) ядросымен алмастырылды.
Instead of the movable hafnium based control rods used in all of the other United States Naval reactors, reactivity in the S7G core was controlled by stationary gadolinium clad tubes partially filled with water. Water could be pumped from the portion of the tube inside the core up to a reservoir above the core, or allowed to flow back down into the tube. A higher water level in the tube slowed more neutrons in the core, causing more neutron capture by the gadolinium tube cladding rather than by the uranium fuel, thus lowering the power level. The system was configured with the pump running continually to keep the water level low; on loss of electrical power, all of the water would flow back into the tube, shutting down the reactor. As with all small pressurized water reactors, the design also had the advantage of negative feedback: an increase in reactor power caused the water to expand, leading to reduced thermalization of neutrons and lowering absorption by the fuel, therefore lowering the power. Thus, changes in the average coolant temperature, notably from the steam demand of engine throttles, naturally maintains reactor power without intervention from a reactor operator. The S7G reactor was never used on a ship. In the late 1980s the S7G core was replaced with the experimental DMC (Developmental Materials Core)