1 Сектор:

- коэффициент размножения при делении на ²³⁸U



Т.е. на выходе из 1го сектора получим нейтронов

Много нейтронов замедлится реакция упругого рассеяния  нейтрон ушёл от порога, когда возможно размножение на ²³⁸U

2 Сектор:

Энергия с 1кэВ  10 эВ

Страшный для нейтрона сектор – зона радиационного захвата на ²³⁸U, ярко-выраженный резонансный характер

Велика потеря нейтронов! - вероятность избежать резонансный захват на ²³⁸Uв процессе замедления

Чтобы увеличить эту вероятность необходимо нейтроны быстрее замедлить увеличение концентрации замедлителя (но слишком много его тоже нельзя, а то он уже сам будет поглощать нейтроны)

3 Сектор:

Тепловая область

- вероятность избежать радиационного захвата после замедления

4 Сектор:

Тут, судя по всему, происходит непосредственно деление, с образованием нейтронов

Итого:

Для быстрых реакций формула четырех сомножителей неприменима, так как каждый коэффициент зависит от энергии и разброс по энергиям при быстрых реакциях очень велик.

38. Преимущества гетерогенной компоновки ядерного реактора.

Гетерогенный ядерный реактор — реактор, в котором ядерное горючее конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны.

Это позволяет нейтрону избежать радиационного захвата на уране и сбрасывать энергию в замедлителе до тепловой

В ф-ле 4х сомножителей , для гетерогенного реактора

Гомогенный ядерный реактор — ядерный реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную смесь ядерного горючего с замедлителем.

Примером гомогенной активной зоны может служить раствор уранил-сульфатной соли U₂SO₄ в обычной или тяжелой воде

20. Назначение и типы замедлителей. Соотношение количества топлива и замедлителя в реакторе на тепловых нейтронах. Основные физические и эксплуатационные характеристики замедлителя.

У ядерной реакции - самое большое сечение  можем пренебречь наличием остальных реакций ( ; )

, где - сечение поглощения (absorption)

Для нейтронов низких энергий действует принцип: (упругое и неупругое рассеяния), КРОМЕ:

1. ²D – самый эффективный замедлитель

2. ⁹Be -

3. ¹²C -

- здесь учитывается только ²³⁵U и ²³⁸U

- учитываем ещё и замедлитель

; (100 т.к. ядер замедлителя в 100 раз больше)

Требования к замедлителю:

1. Лёгкий материал

2. Не должен отъедать тепловые нейтроны

Важен материал теплоносителя (по объёму) – надо избегать, чтобы теплоноситель поглощал нейтроны

Чем больше коэффициент замедления – тем лучше

• Для H₂O – 61

• Полиэтилен – 61

• Графит – 205

• Be – 124

• D₂O - 5700

(на естественном уране = 1,08)  работоспособно всё выше 1!

(на естественном уране = 1,18) – годится, но должен быть графит высочайшей чистоты

- не годится; у воды большое сечение захвата

Пограничный коэффициент поглощения: (обогащение по ²³⁵U) - теоретически возможен легководный реактор

В ф-ле 4х сомножителей , для гетерогенного реактора

48. Реактивность и запас реактивности. Роль запаса реактивности в управлении реактором.

, где - реактивность

Запас реактивности:

• - выводится только из конструкции реактора, без учёта его управляемости

• - реактивность реактора при полностью выведенных регулирующих стержнях, когда реактор неуправляем

25. Основные принципы безопасной эксплуатации реактора

Запас реактивности:

(для тяжёлой воды 0,08; для графита 0,05)

- цена нейтрона очень велика (каждый из нейтронов на счету)

Однако и принципиально разные:

• - выводится только из конструкции реактора, без учёта его управляемости

• - реактивность реактора при полностью выведенных регулирующих стержнях, когда реактор неуправляем

• ;  выводим и вводим стержни

Условия безопасности:

, где n – какое-то число единиц

16. Ксеноновое отравление ядерного топлива и «йодная яма». Самариевое зашлаковывание топлива. Проблемы, связанные с отравлением и зашлаковыванием, и способы их решения.

Йода образуется многонемало и ксенона.

У ксенона огромное сечение захвата на тепловых нейтронах:

• Нестационарное отравление реактора происходит не только при остановке реактора, но и при любом изменении его мощности. Если мощность реактора снижается, то имеет место травление аналогичное йодной яме, но меньшем в масштабе. Увеличение мощности сопровождается обратным эффектом - количество ксенона сначала уменьшается, а спустя некоторый промежуток времени увеличивается.

• При остановке реактора происходит возрастание количества ядер Sm-149 вследствие радиоактивного распада Рm-149 и наблюдается явление, аналогичное йодной яме, с тем, однако, отличием, что число ядер Sm-149 монотонно возрастает во времени (практически приближается к насыщению). Последнее связано со стабильностью Sm-149. Уменьшение реактивности при остановке реактора, обусловленное отравлением Sm-149, значительно меньше глубины йодной ямы, зато в отличие от последней оно сохраняется во времени.

• Главная проблема – резкое снижение реактивности  надо ждать какое-то время, чтобы количество ксенона уменьшилось и реактивность начала расти.

• Чтобы избежать:

• Чаще перегружать  перегрузка на ходу

19. Назначение и состав теплоносителя. Схемы теплосъёма и теплопередачи в реакторах различных типов.

• В двухконтурных энергетических реакторах (например, ВВЭР) теплоноситель из реактора поступает в парогенератор, в котором вырабатывается пар, приводящий в действие турбины

• в одноконтурных реакторах (например, РБМК) сам теплоноситель (пароводяной или газовый) может служить рабочим телом турбинного цикла.

• В исследовательских (например, материаловедческих) и специальных реакторах (например, в реакторах для накопления радиоактивных изотопов) теплоноситель только охлаждает реактор, полученное тепло не используется.

К теплоносителям предъявляют следующие требования:

1. Слабое поглощение нейтронов (в тепловых реакторах) либо слабое замедление их (в быстрых реакторах);

2. Химическая стойкость в условиях интенсивного радиационного облучения;

3. Низкая коррозионная активность по отношению к конструкционным материалам, с которыми теплоноситель находится в контакте;

4. Высокий коэффициент теплопередачи;

5. Большая удельная теплоёмкость;

6. Низкое рабочее давление при высоких температурах.

В тепловых реакторах в качестве теплоносителя используют воду (обычную и тяжёлую), водяной пар, органические жидкости, двуокись углерода; в быстрых реакторах — жидкие металлы (преимущественно натрий), а также газы (например, водяной пар, гелий). Часто теплоносителем служит жидкость, являющаяся одновременно и замедлителем.

54. Тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки (назначение, устройства, материалы).

• При делении ²³⁵U тепловыми нейтронами: 202,76 МэВ в реакции

• 194,17 МэВ можем утилизировать (разница уходит в нейтрино)

• ~170 МэВ – исключая нейтроны – что можем полезно утилизировать!

• Осколки деления – многозарядные ионы (пробег ничтожен, 10^-6 м) – у них огромная радиоактивность

Вывод:

1. Локализовать топливо внутри герметичного объёма  герметичность осколков и теплоносителя

2. Обеспечить теплоотвод

3. Надёжная управляемость

4. Элементы оформления топлива должны быть корозионно-стойкие и механически устойчивые

5. Компоненты топливных элементов должны обладать низкой энергией активации

6. Нужно много элементов  возможность массового производства

ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент)

Для ВВЭР-1000:

• L=3,80 м

• D=0,91 см

1. Заглушка

2. таблетки диоксида урана (в центре маленький канал – обеспечивается температурный градиент)

3. оболочка: 99% - Zr; 1% - Nb (маленькое сечение радиационного захвата  слабо активируется  экономит нейтроны + механическая прочность + малая химическая активность)

4. пружина

5. втулка

6. наконечник (чтобы собирать)

Между оболочкой и таблетками есть зазор! Т.к. топливо распухает  чтобы предотвратить «козла».

Для улучшения теплообмена оболочку ТВЭЛа вместе с сердечниками заполняют газом, который хорошо проводит тепло, чаще всего для этих целей используют гелий.

ТВС (тепловыделяющая сборка)

• Из ТВЭЛов формируется ТВС

• ТВС работает 3-4 года (меняется дистанционно)

• ТВС – внешний чехол, основа конструкции

• В зоне топливо стоит долго  образуются примеси при замене одного ТВС лучше поставить с более высоким обогащением (чтобы компенсировать упад реактивности)

• Для ВВЭР-1000:

• в ТВС 317 ТВЭЛов

• в АЗ 151-153 ТВС (чистый уран – 70 т; UO₂ – 80 т)

• ТВС шестигранник (в импортных – квадрат)

• Обогащение – 2,9%-4,4%

• Для РБМК:

• в ТВС 18 ТВЭЛ ( ТВС круглый)

• ТВС ~ 4500 штук (!!!); (чистое топливо – 192 т; UO₂ – 218 т)

• В ТВС

• 12 каналов для регулирующих стержней

• Каналы для камер деления

• 2 канала для аварийного залива борного раствора

5. АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (под давлением и кипящими). Физико-технические схемы, сравнительные преимущества и недостатки.

PWR – Pressurized Water Reactor

ВВЭР: размер АЗ: d=3,12 м; H=3,80 м

Обогащение – 2,9%-4,4% (разница, чтобы компенсировать снижение реактивности)

BWR – Boiling Water Reactor

Плюсы BWR в сравнении в PWR:

• Меньше давление (60 атм против 160 атм)  требования к баку ниже

Минусы BWR в сравнении с PWR:

• Пар сразу из АЗ подаётся на турбину  всё имеет сильную биологическую защиту  меньше степень радиационной безопасности

• Над АЗ много других устройств (сепаратор – т.к. на турбину сразу пускать нельзя; осушитель)  контрольные стержни могут стоять только внизу  меньшая степень ядерной безопасности

• Отрицательный тип связи (см. вопрос №33)

Плюсы бака:

1. Держит в себе АЗ

Минусы бака:

1. Надо делать целиковым

2. Коэффициент использования мощности (рабочие дни/общее число дней в году)

3. Невозможна перегрузка на ходу (надо открывать бак)

33. Положительные и отрицательные связи в динамике реактора. Характер этих связей в реакторах ВВЭР и РБМК.

Положительный тип связи – каждое действие направлено в сторону увеличения толчка

• В реакторе РБМК и BWR в АЗ находится паро-водяная смесь. Она непостоянна: мощность растёт  пара становится больше мощность растёт ещё больше ( имеет тенденцию меняться сама по себе)

• Уменьшение плотности теплоносителя (когда вода переходит в пар) вносит в реактор положительную реактивность. Чем больше мощность реактора, тем меньше средняя по активной зоне плотность теплоносителя и тем больше вносимая паровым эффектом реактивность.

Отрицательный типа связи – каждое действие направлено в сторону уменьшения толчка

; - это обеспечивается органами управления!!! Важно, чтобы не прыгало произвольно!

В PWR: - реактор гасит сам себя!

В BWR и РБМК: - обратная связь по пару

6. АЭС с канальным водо-графитовым реактором РБМК. Преимущества и недостатки в сравнении с АЭС с реактором ВВЭР.

• Нет бака

• Строится по кирпичикам из чистого графита

• В дырочки вставляются каналы (в некоторых ТВС, в некоторые органы управления)

• АЗ: d=12 м; H=7 м

• Получается 2488 вертикальных графитовых колонн (1693 – топливные каналы; 179 – каналы средств управления и защиты)

• Всё это сажается в шахту, заполненную гелием

Плюсы РБМК:

1. перегрузка на ходу

2. не нужен бак

3. графитовый  снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалахможно работать с более низким обогащением (первоначально по проекту 1,8%; в настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 2,8%)

Минусы РБМК

1. радиационная безопасность (пар из каналов поступает сразу в турбину)

2. Большая АЗ  сложно рассчитывать (образование локальных критическим масс)

3. Графит горит!  повышенная пожароопасность (около 95% проблем с Чернобылем)

4. Обратная связь по пару

15. Коэффициент конверсии (КК) делящегося материала. Предельный топливный ресурс ядерной энергетики по урану при КК < 1

Процессы в АЗ: