Добавил:
Upload Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:
Конспект 26.docx
Скачиваний:
0
Добавлен:
01.05.2025
Размер:
24.49 Mб
Скачать

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

    1. 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.

    1. 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) + νfм 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 (Aл, AВ, е-).

Середня енергія нейтронів ділення Ēn = 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 (Ēn = 0,025 еВ) на 3 порядки більший, ніж для нейтронів ділення (Ēn = 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 ΔЕпр. = 2/А. Тому уповільнення нейтронів легко забезпечується пружним розсіянням на легких ядрах.