- •Достоинства и недостатки ядерной энергетики
- •Состояние и перспективы развития ядерной энергетики в России и в мире
- •Теория ядерных реакторов. Ядерные реакции
- •1. Деление ядер.
- •2. Реакция синтеза лёгких ядер.
- •3. Упругое рассеяние (столкновение).
- •4. Неупругое рассеяние (σin, Σin).
- •5. Поглощение.
- •Деление на быстрых и на медленных нейтронах
- •Формула 4 сомножителей
- •Одногрупповая теория критических параметров. Погрешности одногрупповой теории
- •Одногрупповое уравнение дифузии нейтронов (уравнение реактора)
- •Преобразование уравнения реактора
- •Решение уравнения реактора. Цилиндрическая активная зона с бесконечной высотой
- •Применение условий однозначности при решении уравнения реактора. Условие однозначности
- •Условие неотрицательности нейтронного потока.
- •Условие сшивки нейтронных потоков:
- •Условие ограничения нейтронного потока:
- •Применение условий однозначности для цилиндра с бесконечной высотой
- •1. Условие неотрицательности и ограничения нейтронного потока:
- •Применение условия однозначности для цилиндра с бесконечным радиусом
- •1. Условие симметрии нейтронного потока:
- •2. Граничные условия:
- •3.Условие неотрицательности нейтронного потока:
- •Решение уравнения реактора для цилиндрической активной зоны с конечными радиусом и высотой активной зоны
- •Двухгрупповое уравнение реактора
- •Компоновка активной зоны реактора
- •Профилирование энерговыделения
- •Оптимизация формы активной зоны
- •Два значения критической массы
- •Эффекты реактивности
- •Температурный эффект реактивности
- •Мощностной эффект реактивности
- •Барометрический эффект реактивности
- •Паровой эффект реактивности
- •Отравление реактора
- •Йодная яма
- •Шлакование реактора
- •Воспроизводство ядерного горючего
- •Кинетика реактора. Элементарное уравнение кинетики реактора
- •Основные характеристики запаздывающих нейтронов
- •Конструкции атомных реакторов Реактор ввэр-1000 Нейтроно - физические и конструктивные особенности реактора
- •Состав и общие сведения
- •Корпус реактора
- •Шахта реактора
- •Выгородка активной зоны
- •Блок защитных труб (бзт)
- •Верхний блок
- •Уплотнение главного разъёма
- •Активная зона. Кассета регулирования
- •Описание конструкции аз
Деление на быстрых и на медленных нейтронах
Для деления ядра ему необходимо сообщить энергию, которая называется критической или энергией активации. Когда нейтрон поглощается ядром,, энергия последнего увеличивается на величину энергии связи нейтрона в ядре (Есв).
Таблица 1
Энергия |
U 238 |
U 235 |
Критическая (активации) Екр, МэВ |
7 |
6,5 |
Есв, МэВ |
5,5 |
6,8 |
Энергия нейтрона для деления ядра, МэВ |
7 - 5,5 = 1,5 |
0 |
Из таблицы 1 следует, что U 235 может делиться n любой энергии, а для деления U 238 необходима энергия равная 1,5 МэВ, таких нейтронов в активной зоне реактора мало, поэтому ядерным горючим служит U 235.
Формула 4 сомножителей
Рассмотрим размножающуюся среду, которая в общем случае состоит из U 235, U 238, теплоносителя, замедлителя, конструкционных материалов.
Предположим, что в этой среде содержится n1 нейтронов, которые назовём нейтронами первого поколения, это те нейтроны, которые замедлились (после деления ядер) до тепловой энергии. Из этих n1 нейтронов ураном будут поглощены n1 * θ нейтронов, а остальные поглотятся другими веществами активной зоны.
θ – коэффициент использования тепловых нейтронов, который численно равен доли нейтронов, поглощённых ураном.
После поглощения произойдёт деление части ядер и число нейтронов станет равным
n1 · θ · η, где η – выход нейтрона на 1 поглощение:
;
где γ5 = 2,47 – выход нейтронов на 1 деление для тепловых нейтронов.
Из формулы следует, что часть нейтронов поглощается U 235 без деления (≈ 14 % нейтронов). Часть этих нейтронов с надпороговой энергией вызовет деление ядер U 238 и число нейтронов станет равным n1 · θ · η · ε.
ε – коэффициент размножения на быстрых нейтронах за счёт деления U 238.
Далее в процессе замедления часть нейтронов поглотятся на резонансах и число нейтронов тепловых 2 поколения будет равно n2 = n1 · θ · η · ε · φ.
φ – вероятность избежать резонансного поглощения n U 238.
Отношение числа нейтронов последующего поколения к числу нейтронов предыдущего поколения называется коэффициентом размножения нейтронов:
- формула 4 сомножителей.
Индекс ∞ указывает на бесконечный размеры среды. В такой среде нет утечки нейтронов. Для среды с конечными размерами коэффициент размножения называется эффективным:
;
где Р – вероятность избежать утечку нейтронов.
Если среда состоит только из U 235 , то .
θ < 1 φ < 1 η > 1 Р < 1 ε > 1
Если среда состоит из U 238, то такая среда не может быть критической, К∞ < 1 (≈ 0,75). Относительное превышение Кэф над 1 называется реактивностью.
ρ = 0 - критический реактор ρ < 0 - подкритический реактор ρ > 0 - надкритический реактор
В тепловых реакторах свежезагруженных ρ = 0,2…0,25 , т.е. такие реакторы имеют избыточную реактивность, которая необходима для продолжительной работы реактора. Этот избыток расходуется на выгорание топлива, на отравление, шлакование реактора и на температурные эффекты реактивности.
Вначале работы реактора эта избыточная реактивность подавляется поглощающими стержнями, которые состоят из двуокиси Европия ЕuО2 (ВВЭР-1000) или из карбида бора – это твёрдые поглотители. Также избыточная реактивность может подавляться с помощью раствора борной кислоты.
По мере выгорания топлива, твёрдые поглотители выдвигаются из активной зоны, а концентрация борной кислоты уменьшается (ВВЭР-1000). Когда наступает момент, что
ρ = 0 при полностью выведенных поглощающих стержнях – реактор перегружают, т.е. отработанное топливо заменяют свежим. Период от начала работы реактора до такого момента называется компанией реактора, а время пребывания топлива в реакторе называют компанией топлива.
Если применяются частичные перегрузки, т.е. не всё топливо заменяется свежим, компания топлива больше компании реактора.