4 Способа добычи урана:

1. открытый карьер (наиболее дешевый метод; до 120м; характерен для Австралии и Канады; уничтожает все экосистемы вокруг)

2. шахты (в РФ – Краснокаменск; > 200-300м, где уран сосредоточен в твердых гранитных породах; не такой большой землеотвод, но отвалов все равно не избежать)

3. рудное выщелачивание (мало отвалов; немного пород, к которым это применимо; много U остается в породе – низкая эффективность)

4. U получается как побочный продукт от получения чего-л (золота, фосфатов и т.п.)

- выделение концентрата

- аффинаж – убирают все радиоактивные хвосты и в-ва с большим сечением радиационного захвата

- UF₆ (гексафторит) – получение газообразной формы. F в природе получают из СaF₂

3. Формула 4х сомножителей и ее упрощенние в случае гетерогенного реактора.

Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего поколения к числу в предшествующем поколении во всём объеме размножающей нейтроны среды (активной зоны ядерного реактора). В общем случае, этот коэффициент может быть найден с помощью формулы четырёх сомножителей:

, где

• k₀ — коэффициент размножения в бесконечной среде;

• μ — Коэффициент размножения на быстрых нейтронах;

• φ — Вероятность избежать резонансного захвата;

• θ — Коэффициент использования тепловых нейтронов;

• η — Выход нейтронов на одно поглощение.

Общие сведения

В основе работы реактора лежит размножение частиц — нейтронов. Величина коэффициента размножения показывает как изменяется полное число нейтронов в объёме активной зоны за время среднего цикла обращения нейтрона.

Каждый нейтрон, участвующий в цепной реакции, проходит несколько этапов: рождение в реакции деления, свободное состояние, далее либо потеря, либо вызов нового деления и рождения новых нейтронов.

Критическое состояние реактора характеризуется значением k = 1. Если k < 1, то состояние делящегося вещества считаетсяподкритическим, а цепная реакция быстро затухает. В случае, если в начале процесса свободных нейтронов не было, цепная реакция не может возникнуть вообще. Состояние вещества, когда k > 1, называется надкритическом, а цепная реакция быстро нарастает. Этот процесс продолжается, пока по каким-либо причинам k не уменьшится до 1 или ниже.

В реальных веществах тяжелые ядра могут делиться самопроизвольно, поэтому небольшое количество свободных нейтронов есть всегда, и короткие цепные реакции протекают в делящемся веществе постоянно. Также такие реакции могут быть запущены частицами, приходящими их космоса. По этой причине, как только k перевышает единицу, например, достигается необходимая критическая масса, немедленно запускается процесс лавинообразного развития цепной реакции.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра» . Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа²³⁵U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых).

Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. Большинство быстрых нейтронов в таком реакторе замедляется до тепловых энергий, а затем поглощается в активной зоне. Всего два вещества-замедлителя позволяют достичь самоподдерживающейся реакции на необогащённом уране, графит и тяжёлая вода D₂O. При этом графит не должен содержать примеси бора более 4 миллионных долей, а тяжёлая вода - не более 1% лёгкой, обычной воды.

Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов/ К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.

В мощных энергетических реакторах не всегда удается подобрать подходящие конструкционные материалы с небольшим сечением поглощения. Тогда оболочки, каналы и другие части конструкции реакторов изготовляют из материалов, интенсивно поглощающих нейтроны, таких, как нержавеющая сталь. Дополнительные потери тепловых нейтронов в конструкционных материалах компенсируются использованием урана с высоким обогащением — до 10 %.

В реакторах на тепловых нейтронах весьма существенно поглощение нейтронов продуктами деления, для компенсации которого в активную зону перед началом кампании добавляют определённую массу ядерного топлива. Эта добавка увеличивается с ростом кампании и удельной мощности реактора.

Билет 6