Ядерні енергетичні реактори

1. Вступ

   1. Рекомендована література

1. С.В.Широков, Ядерные энергетические реакторы, Киев: ННТУ КПИ, 1997

2. Б.А.Дементьев, Ядерные энергетические реакторы, Москва: Энергоатомиздат, 1990

3. И.Я.Емельянов, Конструирование ядерных реакторов, Москва: Энергоиздат, 1982

2. Мета курсу

Головна мета: Розуміння технологічних та технічних рішень в ядерній енергетиці

Причина: Потенційна небезпечність ядерних установок

• висока енергонапруженість (одинична потужність – 0,5-2 ГВт) та енергозапас активної зони – АЗ (паливне завантаження на 3-5 років)

• малий запас часу для керуючих/коригуючих дій (запізнення нейтронів з періодами до десятків секунд).

Приклади помилкових рішень через технологічну/технічну неосвіченість:

• в побуті (газові колонки);

• при використанні транспорту (жінки-чоловіки);

• в ядерній енергетиці (Чорнобиль, Фукусіма).

Шлях досягнення головної мети: Інтегруюча інформація щодо ядерних реакторів з наступних аспектів:

• паливовикористання;

• ядерно-фізичні процеси;

• теплофізичні процеси;

• матеріалознавство;

• надійність/безпека.

3. Загальні характеристики окремих ядерних реакцій

Джерело енергії – ядерні реакції вимушеного ділення.

Енергетично ділення вигідне для всіх ядер А>60.

Практичне значення мають окремі нейтроннонадлишкові актиноїди (А>230), які:

• наявні в природі (²³⁵U – 0,7% у природній суміші) або можуть бути напрацьовані у значній кількості з природних матеріалів (²³³U та ²³⁹Pu, утворювані з природних торію або урану);

• при діленні випромінюють декілька нейтронів (ν>1).

Напрацювання:

²³²Th+n  ²³³Th (β^-, 22,3 хв)  ²³³Pa (β^-, 27 діб)  ²³³U (1,6 10⁵ років)

²³⁸U+n  ²³⁹U (β^-, 23,5 хв)  ²³⁹Np (β^-, 2,4 діб) ²³⁹Pu (2,4 10⁴ років)

Реакції вимушеного ділення:

²³³U+n 

²³⁵U+n  легкий осколок (А ≈ 90) + важкий осколок (А ≈ 140) + ν_f^м n

²³⁹Pu+n 

Легкий та важкий осколки за рахунок надлишковості нейтронів є β^- -нестабільними і, в свою чергу, через відомий час розпадаються з випроміненням електронів, антинейтрино та гама-квантів, а також (для окремих важких осколків) затриманих нейтронів (0,2-0,6% від миттєвих нейтронів ділення з періодом від сотен мікросекунд до десятків секунд).

Загалом при діленні одного ядра виділяється близько 200 МеВ (1 еВ = 1,6 10^-19 Дж). Розподіл енергії при діленні між продуктами:

• 5% - випромінювання, що практично не взаємодіє з речовиною (ṽ);

• 19% - випромінювання, що проникає (n, ɣ);

• 76% - короткопробіжне випромінювання (A_л, A_В, е^-).

Середня енергія нейтронів ділення Ē_n = 2 МеВ

Конкуруючими реакціями до ділення в паливному матеріалі виступають:

• пружне розсіяння (не змінює кількість та енергію нейтронів);

• непружне розсіяння (конвертує частину енергії нейтрону у гама-кванти);

• радіаційний захват (конвертує нейтрон у гама-кванти та β^- -випромінювання).

Особливості енергетичної залежності нейтронних перерізів ²³⁵U, ²³⁸U:

• переріз ділення ²³⁵U для теплових нейтронів (Ē_n = 0,025 еВ) на 3 порядки більший, ніж для нейтронів ділення (Ē_n = 2 МеВ);

• переріз захвату ²³⁸U (основна складова природного урану – 99,3%) для теплових нейтронів лише на 1,5 порядки більший, ніж для нейтронів ділення.

Найбільш вигідна енергія нейтронів – теплова, що обумовило бурхливий розвиток реакторів на теплових нейтронах.

При ізотропній кутовій залежності ймовірності (перерізу) розсіяння, середня втрата енергії складає ΔЕ_пр. = 2/А. Тому уповільнення нейтронів легко забезпечується пружним розсіянням на легких ядрах.