Шпаргалка по ядерной энергетики. Ядерная энергетика. 1 Строение атомов. Ядро. Протон. Нейтрон. Атомное ядро. Электрический
 Скачать 1.2 Mb.
|
|
15) Типы ядерных реакторов. Поглощение нейтронов горючим, не приводящее к делению, а также поглощение их другими материалами. Утечка нейтронов из активной зоны реактора. Рассеяние нейтронов атомными ядрами. Замедлитель. Тепловые энергии ядер среды. Цепная реакция деления. Быстрые нейтроны. Тепловые нейтроны. Энергия тепловых нейтронов. Промежуточные нейтроны. Реакторы на тепловых нейтронах. Реакторы на быстрых нейтронах. Реакторы на промежуточных нейтронах. В результате ядерных реакций меняется состав ядер, во многих случаях это приводит к превращению одних химических элементов в другие. Реакции, которые происходят без участия нейтронов, не имеют существенного значения для работы ядерных реакторов. А для ядерных реакторов наибольшее значение имеют нейтронные реакции, приводящие к делению ядер. В любом реакторе одновременно с процессом деления происходит: Поглощение нейтронов горючим, не приводящие к делению, а также поглощение нейтронов другими материалами, входящими в состав активной зоны. Утечка нейтронов из активной зоны реактора. Эти два фактора дают возможность регулирования процесса деления так, чтобы число нейтронов в активной зоне и число актов деления в единицу времени было постоянным. Важным случаем взаимодействия нейтронов и атома ядра является рассеяние нейтронов ядрами. Рассеянием называется процесс, в результате которого происходит передача кинетической энергии от одной частицы к другой, в данном случае от нейтрона к ядру. При упругом рассеянии кинетическая энергия быстрых нейтронов падает. Ряд последовательных упругих соударений нейтронов с ядрами атомов приводит к снижению энергии атомов или молекул того вещества, в котором происходит рассеяние. С этой целью в состав активной зоны ядерного реактора вводится вещество, называемое замедлителем. В качестве замедлителя применяют вещества с малым атомным весом и с малым сечением поглощения. Многократные акты рассеяния нейтронов в замедлителе приводит к снижению их энергии и скорости до тепловых энергий ядер среды, то есть до тех значений, которые соответствуют скорости теплового движения при данной температуре. Цепная реакция деления может быть осуществлена при определенных условиях с нейтронами любых энергий от тепловых до быстрых. Нейтроны испускаемые в акт деления имеют в среднем энергию 2 МэВ – это быстрые нейтроны. Чтобы превратить их в тепловые нужно уменьшить их скорость до 0,025 эВ (2200 м/с) при температуре 20 0 С. Такие нейтроны называют тепловыми или меленными. Энергия тепловых нейтронов, определяемая температурой вещества замедлителя, может быть посчитана как 2 2 mV kT Между быстрыми и тепловыми находятся промежуточные нейтроны. У элементов ядерного горючего урана 235 235 U , плутония 239 239 Pu и урана 233 233 U эффективные поперечные сечения деления в сотни раз больше, чем для быстрых, поэтому тепловые нейтроны значительно эффективны для деления ядер этих изотопов, чем быстрые нейтроны. Используя тепловые нейтроны можно поддерживать цепную реакцию деления урана 235 235 U , находящегося в природном уране в количестве 0,712% этого изотопа. На быстрых нейтронах осуществить цепную реакцию в природном уране невозможно. Реакторы, в которых деление вызывается главным образом тепловыми нейтронами, называются реакторами на тепловых нейтронах. В этих реакторах только 3% деления производят быстрые нейтроны. Реакторы, в которых большую часть деления производят быстрые нейтроны, называют реакторами на быстрых нейтронах. В таких реакторах применяют ядерное топливо с высоким содержанием урана 235 235 U , плутония 239 239 Pu и урана 233 233 U . К числу таких реакторов относят атомные бомбы, но с регулируемой цепной реакцией. Возможны такие ядерные реакторы, в которых деление производится преимущественно промежуточными нейтронами с энергией, немного превышающей энергию тепловых нейтронов, эти реакторы называют реакторами на промежуточных нейтронах. Конструктивно эти реакторы отличаются друг от друга количеством замедлителя в активной зоне. Реакторы на быстрых нейтронах совсем не имеют замедлителя. Реакторы на промежуточных нейтронах имеют количество замедлителя недостаточное для полного замедления всех нейтронов. А реакторы на тепловых нейтронах имеют достаточное количество для замедления всех нейтронов. 16) Типы ядерных реакторов. Реакторы на тепловых нейтронах гомогенного типа. Реакторы на тепловых нейтронах гетерогенного типа. Теплоносители реакторов на тепловых нейтронах. Новые делящиеся вещества, образующиеся в реакторе. Резонансная структура сечения радиационного захвата U-238. Регенеративные реакторы. Коэффициент воспроизводства. Регенерат. Особенности реакторов. В зависимости от способов взаимного размещения горючего и замедлителя в активной зоне реактора, реакторы на тепловых нейтронах бывают двух типов: Гомогенного типа, когда горючее и замедлитель перемешаны и образуют однородную гомогенную смесь. Гетерогенного типа, когда горючее размещено в замедлителе в виде тепловыделяющих элементов той или иной формы. В гетерогенных реакторах, работающих на природном уране в качестве замедлителя, применяют графит, тяжелую воду, бериллий, окись бериллия, а при работе на обогащенном топливе (уране или плутонии) также применяют и природную воду. В гомогенном реакторе с природным ураном может быть использовано в качестве замедлителя только тяжелая вода, поскольку другие материалы с замедлителем в смеси с природным ураном не приведут к цепной реакции. Отвод теплоты из активной зоны реактора осуществляется разными теплоносителями в жидком и газообразном состоянии. Теплоносители, применяемые для реакторов на тепловых нейтронах, должны обладать достаточно малым сечением поглощения этих нейтронов. Это могут быть тяжелая вода, природная вода, легкоплавкие металлы и многие газы. Иногда применяют высококипящие органические теплоносители. Почти каждый ядерный реактор является устройством для выработки тепловой энергии, а кроме этого, и для производства новых делящихся веществ, образующихся в реакторе одновременно с выгоранием ядерного топлива. Этими веществами являются: Плутоний 239 239 Pu , полученный из урана 238 238 U в результате радиационного захвата нейтронами последующих радиоактивных распадов. Уран 233 233 U , получающийся в результате распада следующим за поглощением нейтронов тория 232 232 Th В уране 238 238 U некоторая часть радиационного захвата (порядка 20-30%) приходится на резонансное поглощение замедляющихся нейтронов. Рассмотрим резонансную структуру сечения радиационного захвата урана 238 238 U , в котором наблюдаются три области. Уран 238 238 U имеет несколько резонансных максимумов. Самый большой находится при энергии нейтронов 6,75 эВ. Область, где находятся эти максимумы, называется резонансной областью. Захват нейтронов уранов 238 238 U приводит к следующей цепочке реакций. 238 ' 239 92 0 92 U n U 239 239 92 93 U Np e через 23,5 минуты 239 239 93 94 Np Pu e через 2,5 дня Плутоний 239 239 94 Pu имеет период полураспада 4 2 10 лет. Плутоний может быть выделен из урана после облучения химическим путем и использован как ядерное топливо в реакторах всех типов. Изотоп урана 233 233 U получается при облучении тория нейтронами в результате аналогичных реакций. В данных реакциях получается протактиний. 232 ' 233 90 0 90 Th n Th 233 233 90 91 Th Pa e через 23,5 минуты 233 233 91 92 Pa U e через 27 дней Период полураспада урана 233 233 U равен 5 1,6 10 лет. Реакторы, в активной зоне которых имеется уран 238 238 U и торий 232 232 Th , относят к числу регенеративных реакторов. Они работают с воспроизводством в течение компаний делящихся материалов. Отношение числа атомов нового делящегося вещества, которое получилось в реакторе, к числу выгоревших атомов ядерного горючего называют коэффициентом воспроизводства. Этот коэффициент воспроизводства равен числу тепловых нейтронов, поглощенных в уране 238 238 U и тории 232 232 Th , приходящемуся числу на один акт деления ядер горючего. Максимальное значение коэффициента воспроизводства теоретически составляет 1,1-1,4. Практически в реакторах специального типа называемые реакторами- размножителями (бридерами) от несколько превышает 1. В таких реакторах для получения плутония может быть использован регенерат природного урана, объединенного по содержанию уран 235 235 U . Этот регенерат получают как отходы при обогащении урана изотопов 235 235 U на заводах по разделению урана, а также при переработке на радиохимических заводах, облученного в реакторах природного урана 235 235 U после частичного выгорания. Реакторы-размножители дают возможность переработать уран 238 238 U и торий 232 Th в ядерном топливе, и полностью использовать для деления природные запасы урана и тория. Надо отметить особенности реакторов: Из-за малых величин сечений деления на быстрых нейтронах у реакторов на быстрых нейтронах количество делящихся материалов, приходящихся на единицу объема активной зоны, в десятки раз больше, чем у реакторов на тепловых нейтронах, поэтому необходимым условием для работы энергетических реакторов на быстрых нейтронах является высокий теплосъем с единицей объема активной зоны. Применение в быстрых реакторах воды в качестве теплоносителя недопустимо, поскольку она замедляет нейтроны, газы не обеспечивают интенсивный теплоотвод, поэтому остаются жидкие металлы в качестве возможного теплоносителя для быстрых реакторов. Это, а также сложность регулирования таких реакторов, усложняют их эксплуатацию на крупных АЭС. Реакторы-размножители (бридеры) проходят стадию опытно-промышленных экспериментов. В реакторах на тепловых нейтронах расширенное воспроизводство возможно лишь с применением тория. А про реакторы на промежуточных нейтронах опубликовано мало сведений. 17) Цепная реакция деления ядер. Основные стадии процесса деления на основе капельной модели. Ядерные реакции деления ядра – реакции деления, заключающиеся в том, что тяжелое ядро под действием нейтронов или других частиц делится на несколько более легких осколков, чаще всего на два ядра, близких по массе. Особенностью деления ядер является то, что оно сопровождается испусканием 2-3 вторичных нейтронов, называемыхнейтронами-деления. Так как для средних ядер число нейтронов примерно равно числу протонов, а для тяжелых ядер число нейтронов значительно превышает число протонов, то образовавшиеся осколки деления перегружены нейтронами, в результате чего они и выделяют нейтроны-деления. Однако испускание нейтронов деления не устраняет полностью перегрузку ядер-осколков нейтронами. Это приводит к тому, что осколки оказываются радиоактивными. Они могут претерпеть ряд бетта-превращений, сопровождаемых испусканием гамма-квантов. Так как бетта-распад сопровождается превращением нейтрона в протон, то после цепочки бетта-превращений соотношение между нейтронами и протонами в осколке достигнет величины, соответствующей стабильному изотопу. Например, при делении ядра урана 235 235 U 235 ' 139 95 ' 92 0 54 38 0 2 U n Xe Sr n Осколки деления ксенона 139 139 54 Xe в результате 3 актов бетта-распада превращается в стабильный изотоп лантана 139 139 54 La 139 139 139 139 54 55 56 57 Xe Cs Ba La Осколки деления могут быть разнообразными, поэтому реакция не единственная, приводящая к делению урана 235 235 U В основу теории деления атомных ядер положена капельная модель ядра. Ядро рассматривается как капля электрически заряженной несжимаемой жидкости (с плотностью, равной ядерной, и подчиняющейся законам квантовой механики), частицы которой при попадании нейтрона в ядро приходят в колебательное движение, в результате чего ядро разрывается на две части, разлетающиеся с огромной энергией. Вероятность деления ядер определяется энергией нейтронов. Нейтроны, обладающие энергией активации (минимальной энергией, необходимой для осуществления реакции деления ядра) порядка 1 МэВ, вызывают деление ядер урана U, тория Тh, протактиния Pa, плутония Pu. Тепловыми нейтронами делятся ядра урана 235 235 U , плутония 239 239 Pu , урана 233 233 U , тория 230 230 Th Испускаемые при делении ядер вторичные нейтроны могут вызвать новые акты деления, что делает возможным осуществление цепной реакции деления – ядерной реакции, в которой частицы, вызывающие реакцию, образуются как продукты этой реакции. Цепная реакция деления характеризуется коэффициентом размножения k нейтронов, который равен отношению числа нейтронов в данное поколении к их числу в предыдущем поколении. Необходимым условием для развития цепной реакции деления является требование 1 эфф k 18) Коэффициент размножения и нейтронный цикл в реакторе на тепловых нейтронах. Эффективный коэффициент размножения. Подкритическое состояние. Критическое состояние. Надкритическое состояние. Активная зона. Утечка быстрых нейтронов. Резонансный захват. Коэффициент теплового использования. Коэффициент размножения на тепловых нейтронах. Формула четырёх сомножителей. Для того, чтобы работал реактор необходима самоподдерживающаяся цепная реакция деления. На один нейтрон, поглощенный ядром, может приходиться 2-3 нейтрона. Для определения условий поддержания этой цепной реакции деления и баланса нейтронов в конечной размножающейся системе вводят понятие эффективного коэффициента размножения. эфф k – эффективный коэффициент размножения. Эффективным коэффициентом размножения называют отношение числа нейтронов последующего поколения, генерируемого во всем объеме размножающейся системе, к числу нейтронов предыдущего поколения. Если 1 эфф k , то размножающаяся система находится в подкритическом состоянии, это значит, что цепная реакция в ней будет затухать. Если 1 эфф k , то размножающаяся система находится в критическом состоянии, это значит, что число образующихся нейтронов равно числу поглощаемых и утекающих из системы нейтронов. В такой системе идет стационарная цепная реакция, сколько образуется, столько и поглощается. Если 1 эфф k , то размножающаяся система находится в надкритическом состоянии, это значит, что цепная реакция лавинообразно нарастает, и увеличивается со временем плотность нейтронов и количество выделяемой энергии в единицу времени. Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из слабообогащенного ядерного топлива, замедлителя, теплоносителя, конструктивных материалов и регулирующих стержней. При делении урана 238 238 U на поглощенный быстрый нейтрон выделяется в среднем 2,4 новых быстрых нейтронов. Это увеличение учитывается коэффициентом размножения на быстрых нейтронах , который показывает во сколько раз может быть увеличено число нейтронов деления урана 235 235 U в тепловой области энергий из-за дополнительного деления урана 238 238 U быстрыми нейтронами. Значение зависит от состава и геометрии активной зоны. 1,02 1,03 Вероятность избежать утечки быстрых нейтронов учитывается параметром, который характеризует долю быстрых нейтронов, избежавших утечки из активной зоны. Вероятность нейтрону избежать резонансного захвата в процессе замедления равна отношению числа быстрых нейтронов, избежавших захвата в резонансной области энергий и достигших тепловой энергии, к числу быстрых нейтронов. – коэффициент вероятности нейтрона избежать резонансного захвата. Данный коэффициент зависит от типа замедлителя, от относительного количества топлива и замедлителя и их взаимного расположения. Аналогично утечке быстрых нейтронов вводят утечку промежуточных и тепловых нейтронов. Если объединить все эти величины утечки, то вводят интегральный коэффициент утечки, который описывает вероятность избежать утечки во время всего жизненного цикла нейтрона. Кроме этих факторов вводят еще два параметра, определяющих баланс тепловых нейтронов в активной зоне реактора: – коэффициент теплового использования нейтронов. Это отношение числа тепловых нейтронов, поглощенных в уране, к общему числу тепловых нейтронов, поглощенных материалами активной зоны. – коэффициент размножения на тепловых нейтронах. Это количество появившихся новых нейтронов на один тепловой нейтрон, захваченный горючим. Таким образом, для системы бесконечного размера: oo k – коэффициент размножения (формула четырех сомножителей), показывает, как зависит данный коэффициент от разных факторов. Для системы конечного размера используется эфф oo k k , поскольку в эфф k учитывается утечка части нейтронов через поверхность активной зоны. Для того, чтобы в активной зоне происходила самоподдерживающаяся цепная реакция деления, значение oo k должно быть несколько больше 1 с учетом утечки нейтронов конечной системы. Значение oo k зависит от состава и взаимного расположения материалов активной зоны, и показывает возможность осуществить самоподдерживающуюся цепную реакцию деления в активной зоне при заданной утечки нейтронов. Значения и всегда меньше 1, а значения и – больше 1. Обычно для типичного энергетического реактора на тепловых нейтронах 1,8 , 0,71 и 0,79 Тогда 1,03 oo k . Если при этом 1 эфф k , то реактор находится в критическом состоянии, поэтому физический расчет реактора заключается в определении таких размеров активной зоны заданного состава, при которых 1 эфф k , при этом какая-то часть нейтронов покинет активную зону, а некоторое количество избыточных нейтронов необходима для компенсации отравления и других эффектов, а также для регулирования распределения мощности реактора. Разность между эфф k и 1 1 эфф k называется запасом реактивности. |