- •1. Строение атомного ядра. Изотопы, изотоны, изобары и нуклиды. Радиоактивность, виды радиоактивных превращений.
- •2. Ядерные силы. Энергия связи нуклонов. Устойчивость атомных ядер.
- •3.Ядерные реакции. Механизм протекания ядерных реакций.
- •4. Деление тяжелых ядер. Осколки и продукты деления ядер.
- •5. Ядерные эффективные сечения. Микроскопические сечения. Макроскопические сечения. Формула Брейта-Вигнера.
- •6. Источники нейтронов. Изотопные источники нейтронов. Получение нейтронов на ускорителях. Ядерные реакторы.
- •7. Замедление нейтронов. Логарифмический декремент энергии. Зависимость логарифмического декремента от массового числа. Замедляющая способность.
- •8. Диффузионное уравнение баланса нейтронов. Экстраполированная граница. Длина диффузии нейтронов.
- •9. Логарифмический декремент энергии (летаргия). Возраст нейтронов. Уравнение возраста.
- •10. Условие получения критического состояния ядерного реактора. Формула четырех сомножителей. Минимальный объем реактора в форме куба, цилиндра и шара.
- •11. Коэффициент размножения нейтронов для системы конечного размера.
- •12. Гомогенный и гетерогенный реактор. Отражатель нейтронов. Ограничения на продолжительность работы реактора.
- •13. Запаздывающие нейтроны. Уравнение кинетики в «точечном» приближении без учета запаздывающих нейтронов. Время жизни мгновенных нейтронов.
- •14. Эмиттеры запаздывающих нейтронов. Уравнение кинетики с учетом запаздывающих нейтронов. Модель кинетики с одной группой запаздывающих нейтронов.
- •15. Динамика ядерного реактора. Коэффициенты реактивности. Эффекты реактивности.
- •16. Отвод и преобразование тепла ядерного реактора. Материалы, использующиеся в качестве теплоносителя.
- •17. ТвэЛы, конструкция. Глубина выгорания ядреного горючего. Перспективные материалы для создания твэЛов.
- •18. Пути расширения топливной базы ядерной энергетики. Реактор на быстрых нейтронах. Коэффициент воспроизводства.
- •19. Реакторы на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем. Тяжеловодные реакторы.
- •20. Реакторы с водой под давлением. Кипящие реакторы.
- •21. Исследовательские реакторы. Транспортные реакторы.
- •22. Безопасность эксплуатации ядерных реакторов.
16. Отвод и преобразование тепла ядерного реактора. Материалы, использующиеся в качестве теплоносителя.
Теплоноситель выводит энергию из активной зоны. Рабочим телом, которое преобразует тепловую энергию в механическую энергию, является водяной пар.
Одноконтурная схема: Если контуры теплоносителя и рабочего тела не разделены. В реакторе происходит парообразование, пар направляется в турбину, где производит работу, превращаемую в генераторе в электроэнергию. После конденсации всего пара в конденсаторе конденсат насосом подается снова в реактор. Такие реакторы работают с принудительной циркуляцией теплоносителя, для чего устанавливают главный циркуляционный насос. В одноконтурной схеме все оборудование работает в радиационных условиях, что осложняет его эксплуатацию. Большое преимущество таких схем — простота и большая экономичность.
Двухконтурная схема: Если контуры теплоносителя и рабочего тела разделены, то схема отвода называется двухконтурной. Соответственно контур теплоносителя называют первым, а контур рабочего тела — вторым. В такой схеме реактор охлаждается теплоносителем, прокачиваемым через него и парогенератор главным циркуляционным насосом. Образованный таким образом контур теплоносителя является радиоактивным. Теплоноситель поступает в теплообменник (парогенератор), где нагревает до кипения воду второго контура. Полученный пар вращает турбину электрогенератора. Такие схемы часто реализованы на реакторах ВВЭР.
Трехконтурная схема: Существуют теплоносители, интенсивно взаимодействующие с паром и водой. Таким теплоносителем является, например, жидкий натрий. Поэтому создают дополнительный (промежуточный) контур, для того чтобы даже в аварийных режимах избежать контакта радиоактивного натрия с водой или водяным паром. Такие схемы называются трехконтурными.
Материалы, использующиеся в качестве теплоносителя: легкая вода (обычно на водо-водяных реакторах ВВР), тяжелая вода (тяжеловодный ядерный реактор), жидкий натрий (реактор на быстрых нейтронах); реже – углекислый газ и органические жидкости.
17. ТвэЛы, конструкция. Глубина выгорания ядреного горючего. Перспективные материалы для создания твэЛов.
ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент) – главный конструктивный элемент активной зоны ядерного реактора, содержащий ядерное топливо. В нем делятся тяжелые ядра урана-235, плутония-239 или урана-233, выделяется тепловая энергия, которая поступает к теплоносителю. ТВЭЛ должен обеспечивать надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю. Состоит из сердечника (металлический, металлокерамический, керамический) и оболочки, сделан в виде стержня диаметра около 1 см и длиной несколько метров.
Основным требованием к материалу ТВЭЛа является глубина выгорания топлива. Это отношение сгоревшего урана к загруженному. Так, например, глубина выгорания металлического урана около 3500 МВт*сутки/Т. Сердечники делают чаще всего из двуокиси урана (не реагирует с водой, слабо деформируется, плотность близка к плотности урана). У него (UO2) до 150 000 МВт*сутки/Т. Еще применяется монокарбид урана UC и мононитрит UN. Материал оболочки должен обладать высокой коррозионной, эрозионной и термической стойкостью, не должен изменять характер поглощения нейтронов, высокой радиационной стойкостью, должен быть прочным и не изменять свою форму. Оболочки изготавливают из алюминия, циркония, нержавеющей стали.