Особенно ядра изотопа и, наиболее эффективно захватывают медленные нейтроны. Вероятность захвата медленных нейтронов с последующим делением ядер в сотни раз больше, чем быстрых. Поэтому в ядерных реакторах, работающих на естественном уране, используются замедлители нейтронов для повышения коэффициента размножения нейтронов . Процессы в ядерном реакторе схематически изображены на рисунке 13.15.
Основные элементы ядерного реактора. На рисунке 13.16 приведена схема энергетической установки с ядерным реактором.
Основными элементами ядерного реактора являются: ядерное горючее , замедлитель нейтронов (тяжелая или обычная вода, графит и др.), теплоноситель для вывода энергии , образующейся при работе реактора (вода, жидкий натрий и др.), и устройство для регулирования скорости реакции (вводимые в рабочее пространство реактора стержни, содерлсащие кадмий или бор - вещества, которые хорошо поглои^иот нейтроны). Снаружи реактор окружают защитной оболочкой, задерживающей -излучение и нейтроны. Оболочку делают из бетона с железным заполнителем.
Ферми Энрико (1901 - 1954) - великий итальянский физик, внесший большой вклад в развитие современной теоретической и экспериментальной физики. В 1938 г. эмигрировал в США. Одновременно с Дираком создал квантовую статистическую теорию электронов и других частиц (статистика Ферми - Дирака). Разработал количественную теорию р-распада - прототип современной квантовой теории взаимодействия элементарных частиц. Сделал ряд фундаментальных открытий в нейтронной физике. Под его руководством в 1942 г. впервые была осуществлена управляемая ядерная реакция.
Лучшим замедлителем является тяжелая вода (см. § 102). Обычная вода сама захватывает нейтроны и превращается в тяжелую воду. Хорошим замедлителем считается также графит, ядра которого не поглощают нейтроны.
Критическая масса. Коэффициент размножения k может стать равным единице лишь при условии, что размеры реактора и соответственно масса урана превышают некоторые критические значения. Критической массой называют наименьшую массу делящегося вещества, при которой еще может протекать цепная ядерная реакция.
При малых размерах слишком велика утечка нейтронов через поверхность активной зоны реактора (объем, в котором располагаются стержни с ураном).
С увеличением размеров системы число ядер, участвующих в делении, растет пропорционально объему, а число нейтронов, теряемых вследствие утечки, увеличивается пропорционально площади поверхности. Поэтому, увеличивая размеры системы, можно достичь значения коэффициента размножения k 1. Система будет иметь критические размеры, если число нейтронов, потерянных вследствие захвата и утечки, равно числу нейтронов, полученных в процессе деления. Критические размеры и соответственно критическая масса определяются типом ядерного горючего, замедлителем и конструктивными особенностями реактора.
Для чистого (без замедлителя) урана , имеющего форму шара, критическая масса примерно равна 50 кг. При этом радиус шара равен примерно 9 см (уран очень тяжелое вещество). Применяя замедлители нейтронов и отражающую нейтроны оболочку из бериллия, удалось снизить критическую массу до 250 г.
Курчатов Игорь Васильевич (1903-1960) - советский физик и организатор научных исследований, трижды Герой Социалистического Труда. В 1943 г. возглавлял научные работы, связанные с атомной проблемой. Под его руководством были созданы первый в Европе атомный реактор (1946) и первая советская атомная бомба (1949). Ранние работы относятся к исследованию сегнетоэлектриков, ядерных реакций , вызываемых нейтронами, искусственной радиоактивности. Открыл существование возбужденных состояний ядер с относительно большим «временем жизни».
Управление реактором осуществляется при помощи стержней, содержащих кадмий или бор. При выдвинутых из активной зоны реактора стержнях k > 1, а при полностью вдвинутых стержнях k < 1. Вдвигая стержни внутрь активной зоны, можно в любой момент времени приостановить развитие цепной реакции. Управление ядерными реакторами осуществляется дистанционно с помощью ЭВМ.
Реакторы на быстрых нейтронах. Построены реакторы, работающие без замедлителя на быстрых нейтронах. Так как вероятность деления, вызванного быстрыми нейтронами, мала, то такие реакторы не могут работать на естественном уране.
Реакцию можно поддерживать лишь в обогащенной смеси, содержащей не менее 15% изотопа . Преимущество реакторов на быстрых нейтронах в том, что при их работе образуется значительное количество плутония, который затем можно использовать в качестве ядерного топлива. Эти реакторы называются реакторами-размножителями, так как они воспроизводят делящейся материал. Строятся реакторы с коэффициентом воспроизводства до 1,5. Это значит, что в реакторе при делении 1 кг изотопа получается до 1,5 кг плутония. В обычных реакторах коэфициент воспроизводства 0,6-0,7.
Первые ядерные реакторы. Впервые ценная ядерная реакция деления урана была осущесвлена в США коллективом ученых под руководством Энрико Ферми в декабре 1942 г.
В нашей стране первый ядерный редактор был запущен 25 декабря 1946 г. коллективом физиков, который возглавлял наш замечательный ученый Игорь Васильевич Курчатов. В настоящее время созданы различные типы реакторов, отличающихся друг от друга как по мощности, так и по своему назначению.
В ядерных реакторах, кроме ядерного горючего, имеются замедлитель нейтронов и управляющие стержни. Выделяемая энергия отводится теплоносителем.
1. Что такое критическая масса!
2. Для чего в атомном реакторе используется замедлитель нейтронов!
- это устройство на атомной электростанции для получения атомной энергии.
Так выглядит Атомный реактор
Назначение ядерного реактора:
преобразование внутренней энергии атомного ядра в электрическую энергию.
Основные элементы ядерного реактора:
топливо (уран-235, уран-238, плутоний-239) в виде стержней
замедлитель нейтронов (тяжелая вода, графит) - теплоноситель (вода, жидкий натрий) - устройство для регулирования реакции (кадмий, бор) - защита (оболочка из бетона и железа).
Принцип работы реактора
Основные элементы ядерного реактора:
топливо (уран-235, уран-238, плутоний-239) в виде стержней
замедлитель нейтронов (тяжелая вода, графит) - теплоноситель (вода, жидкий натрий) - устройство для регулирования реакции (кадмий, бор) - защита (оболочка из бетона и железа).
Принцип работы реактора
Реактор работает на медленных нейтронах (более эффективно идет деление ядер урана-235). Активная зона реактора, содержит ядерное топливо - урановые стержни и замедлитель - воду. Вода вокруг урановых стержней является не только замедлителем нейтронов, но и служит для отвода тепла, т.к. внутренняя энергия разлетающихся осколков переходит во внутреннюю энергию окружающей среды - воды. Активная зона окружена отражателем для возвращения нейтронов и защитным слоем бетона. Достижение критической массы топлива осуществляется введением регулирующих стержней (до достижения массы урана = критической массе). Активная зона посредством труб соединена в кольцо (1-ый контур). Вода прокачивается по трубам контура насосом и отдает свою энергию змеевику в теплообменнике, нагревая воду в змеевике (во 2-м контуре). Вода в змеевике превращается в пар, температура которого может достигать 540 градусов. Пар вращает турбину, энергия пара превращается в механическую энергию. Ось турбины вращает ротор электрогенератора, превращая механическую энергию в электрическую. Отработанный (охлажденный) пар поступает в конденсатор, где превращается в воду, возвращающуюся в 1-ый контур. 
Первая АЭС построенная в г. Обнинске (СССР).
Преимущества АЭС:
- ядерные реакторы не потребляют кислород и органическое топливо - не загрязняют окружающую среду золой и вредными для человека продуктами органического топлива - биосфера надежно защищена от радиоактивного воздействия при нормальном режиме эксплуатации АЭС.
Недостатки АЭС:
- необходимость захоронения радиоактивных отходов и демонтаж отслуживших свой срок реакторов - опасность радиоактивного заражения местности при аварийных выбросах - опасность экологических катастроф ((1986 г. - Чернобыльская АЭС).
АТОМНАЯ БОМБА
Так выглядит Атомная Бомба
АТОМНАЯ БОМБА
Так выглядит Атомная Бомба
Один из видов ядерного оружия, в котором используется неуправляемый процесс деления атомных ядер, т.е. цепная реакция. Принцип работы атомной бомбы, заключается в расщеплении ядер тяжёлых элементов (уран-235 или плутоний-239). В результате реакции распада избыточная масса излучается в виде лишних нуклонов (нейтронов или протонов) с выделение большого количества энергии. 
сфер бериллия
Атомная бомба на основе урана -235 стала первым ядерным оружием и была сброшена США на японский город Хиросима в 1945 г. Эта бомба весила 2722 кг и имела ядерный заряд из обогащенного урана-235 массой 20 кг. Детонирование ядерного заряда в такой бомбе происходит, когда соединяются две части уранового заряда, обладающие докритической массой. Для взрыва ядерной бомбы содержание урана-235 в ядерном заряде не должно быть ниже 80 %, поэтому природный уран приходится обогащать. Критическая масса урана-235, превышение которой необходимо для проведения неуправляемой ядерной реакции, достаточно велика. Поэтому урановые бомбы на данный момент не распространены. Современные более совершенные атомные бомбы производятся на основе, например, плутония, обладающего более низкой критической массой. Первая атомная плутониевая бомба на основе плутония-239, сброшенная США на Нагасаки в 1945 г., была с зарядом из плутония-239 (массой 5 кг), 3.5 м в длину и 1.5 м в диаметре, мощностью более 20 кт и весила 3175 кг. Плутониевая атомная бомба представляет собой подобие нескольких сфер
, вложенных друг в друга: - внутри корпус бомбы окружен оболочкой из обычного взрывчатого вещества, создающего при ударе и взрыве ударную волну к центру; - далее идет оболочка из алюминия, разделяющая взрывчатое вещество и ядерный заряд; - затем ближе к центру - оболочка из урана, служащая отражателем для нейтронов; - следующий слой - сам ядерный заряд из плутония-239. Критическая масса плутония составляет 9,65 кг, хотя эту массу можно и уменьшить, предварительно сжав плутоний в результате взрыва обычной взрывчатки. - в центре находится шар радиусом порядка 2 см из бериллия
, покрытый слоем полония или плутония-238, который после действия взрывчатки смешивается с бериллием и дает мощный выброс нейтронов, необходимых для резкого снижения критической массы плутония и ускорения начала реакции. Интересно, что в результате взрыва ядерный заряд не успевает «израсходоваться» полностью. Над Хиросимой и Нагасаки «сгорело» всего 0,7 кг урана и 1,2 кг плутония соответственно. 
Страница 2 из 39
ГЛАВА 1
ОБЩИЕ СВЕДЕНИЯ О ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ
ПРИНЦИПЫ РАБОТЫ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ
Ядерный реактор представляет собой устройство, в котором обеспечиваются условия протекания управляемой самоподдерживающейся реакции деления ядер, а также съем тепла.
«Сердцем» ядерного реактора является активная зона (АЗ), в которой размещены тепловыделяющие сборки (ТВС) с тепловыделяющими элементами (твэлами), содержащими ядерное топливо. Для реакторов на тепловых нейтронах необходимо наличие замедлителя, снижающего энергию быстрых нейтронов деления до тепловой. Во избежание утечки нейтронов за пределы активной зоны ее окружают отражателем. Съем тепла, выделяющегося в твэлах, и отвод его к теплообменнику осуществляют с помощью теплоносителя. Для управления и регулирования реактора используют поглощающие стержни, выгорающие поглотители, стержни аварийной защиты и другие устройства.
Существует несколько классификаций ядерных реакторов. Приведем некоторые из них. 1. По энергии используемых нейтронов классифицируют реакторы на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах. 2. По назначению выделяют реакторы энергетические, исследовательские, транспортные, промышленные, многоцелевые. 3. По материалу замедлителя различают легководные, тяжеловодные и графитовые реакторы. 4. По материалу теплоносителя различают легководные, тяжеловодные, газоохлаждаемые и реакторы с жидкометаллическим теплоносителем. 5. В зависимости от принципа организации АЗ различают гомогенные и гетерогенные реакторы. 6. С учетом конструкционного исполнения гетерогенные реакторы подразделяют на корпусные и канальные.
Во всех типах реакторов, какая бы ни использовалась классификация, главным является тепловыделяющий элемент, твэл, представляющий собой ядерное топливо в том или ином виде, заключенное и герметизированное в оболочке.
Ядерным топливом служат соединения элементов 235 U, 238 U, 239 Pu, 232 Th. В результате захвата нейтрона делящимися ядрами (233 U, 235 U, 239 Pu) и последующего деления высвобождается энергия ~200 МэВ, которая распределяется следующим образом:
Кинетическая энергия осколков............. 168 МэВ
Энергия нейтронов деления.............................................................. 5 МэВ
Энергия мгновенных гамма-квантов................................................. 7 МэВ
Энергия бета-частиц продуктов деления........................................... 5 МэВ
Энергия гамма-квантов продуктов деления...................................... 5 МэВ
Энергия, уносимая нейтрино........... 10 МэВ
Итого 200 МэВ
Только в редких случаях ядро делится точно пополам, в основном деление происходит несимметрично с высвобождением более 60 видов осколочных элементов и 2-3 нейтронов. Выход осколков на одно деление выражается в процентах как часть деления (рис. 1.1). Анализ кривой рис. 1.1 показывает, что при делении ядра в основном образуются осколки с массовыми числами 95н=5 и 140+5.
Кинетическая энергия осколков деления, составляющая более 80% полной энергии ядерной реакции, и обусловливает основную часть тепловыделяющей способности ядерного топлива. Проблему использования ядерной энергии, во всяком случае на ближайшее время, надо рассматривать как использование кинетической энергии осколков деления, т. с. тепловой энергии.
Рассмотрим принцип работы активной зоны с топливом на основе урана.
Основными изотопами урана являются 238 U и 235 U (массовое содержание ~0,7%). Ядра 238 U делятся только под действием быстрых нейтронов (E>0,1 МэВ), ядра 235 U делятся под действием как быстрых, так и медленных нейтронов (E<0,1 эВ). Деление 235 U медленными нейтронами происходит намного эффективнее, чем быстрыми. Кроме реакции деления протекают еще два процесса:
- реакция захвата нейтрона ядром без деления с образованием ядер 239 U, 236 U и 234 U (не существующих в природе);
- неупругое рассеяние нейтронов, при котором нейтроны, сталкиваясь с ядром урана, не захватываются им, но теряют значительную часть своей энергии.
Расчеты показывают, что осуществление цепной самоподдерживающейся реакции деления в естественном уране невозможно из-за наличия резонансного захвата нейтронов в 238 U (рис. 1.2).
Рис. 1.1. Распределение осколков деления 235 U по массе
Из рисунка видно, что при энергии в несколько электронвольт сечение поглощения 238 U велико. Резонансная область энергии приходится на период нахождения нейтрона в процессе упругого рассеяния, т. е. в процессе медленного снижения энергии. Время пребывания нейтрона при энергиях, близких к резонансным, велико, что еще больше увеличивает вероятность радиационного захвата ядрами 238 U. Нейтроны, замедлившиеся до энергии ниже резонансного уровня, также поглощаются в 238 U без деления его ядер.
Рис. 1.2. Резонансный пик в сечении поглощения 238 U
На практике используют два пути получения цепной ядерной реакции, так как:
- с повышением содержания изотопа 235 U цепная реакция деления (ЦРД) может поддерживаться как быстрыми, так и медленными нейтронами;
- если осуществить без больших потерь нейтронов процесс их замедления, то ЦРД пойдет и на естественном уране.
Для возбуждения самоподдерживающейся цепной реакции необходимо увеличить содержание изотопа 235 U в смеси с изотопом 238 U. Это уменьшает вероятность резонансного поглощения в 238 U без деления ядер и увеличивает вероятность поглощения нейтронов ядрами 235 U с последующим делением.
Использование замедлителя (тяжелая вода, обычная вода, графит, бериллий и т. д.) является радикальным средством уменьшения вероятности резонансного поглощения в 238 U, так как нейтрон, диффундирующий в смеси топливо-замедлитель, может избежать области резонанса, попав в замедлитель, а не в топливо.
Применение замедлителя приводит и к другому положительному эффекту: сечение деления изотопов 235 U, 233 U и 239 Pu сильно возрастает с уменьшением энергии нейтронов. Сечение захвата нейтронов обратно пропорционально их скорости; эта зависимость называется законом l/v> где v - скорость нейтрона, соответствующая энергии Е. Физическая сущность закона состоит в том, что чем медленнее движется нейтрон, тем больше время воздействия ядерных сил, когда он находится вблизи ядра, и тем больше вероятность взаимодействия его с ядром. Следовательно, при использовании слабообогащенного топлива легче создать условия цепной реакции на тепловых нейтронах, чем на быстрых.
Для оценки условий поддержания цепной реакции вводят коэффициент размножения k, который определяет отношение числа нейтронов данного поколения к соответствующему числу нейтронов предшествующего поколения. Если E>1, число нейтронов в системе в единицу времени непрерывно возрастает. При k=l число нейтронов в каждом последующем поколении остается неизменным и реакция идет с постоянной скоростью. При k
/е(- 1) /
формулу n - пое т, где n - количество нейтронов, образовавшихся в данным момент; по - количество нейтронов, образовавшихся в предыдущий момент.
(1,005-1) -1 0,005
Тогда получим n - пое o.ooi = п0е o.ooi =лое5=150 по, т. е. через 1 с число
нейтронов возрастет примерно в 150 раз. (Расчет приблизительный, без учета запаздывающих нейтронов.) Через 3 с число нейтронов возрастет в 3 млн. раз. Технически было бы чрезвычайно трудно создать безопасную и устойчивую систему автоматического регулирования реактора. Но в процессе деления ядер кроме мгновенных нейтронов испускаются еще и запаздывающие нейтроны (~1%), что вполне достаточно для надежного решения проблемы регулирования цепной реакции деления ядер. Запаздывание нейтрона равносильно увеличению времени его жизни. Запаздывающие нейтроны образуются за счет распада осколков деления с различным временем распада и средним временем жизни от 0,33 до 80,4 с.
Задача управления реактором с 239 Pu и 233 U гораздо сложнее, чем с 235 U. Это объясняется тем, что относительная доля запаздывающих нейтронов для 235 U равна 0,00640, т. е. значительно больше, чем для 239 Pu (0,00364) и 233 U (0,00242).
Кроме реакции деления 235 U возможен радиационный захват нейтрона ядрами 235 U и 238 U без деления. Поэтому среднее число быстрых нейтронов n, испускаемых при поглощении одного теплового нейтрона в топливе, будет меньше v. Например, подсчитано, что для естественного урана т] = 1,32, а для изотопа 235 U rj = 2,07.
Таким образом, в результате поглощения n нейтронов в топливе будет возникать /гг] вторичных быстрых нейтронов.
Средняя энергия нейтронов деления 2 МэВ, что выше порога деления 238 U (1,1 МэВ). Поэтому при соударении быстрых нейтронов с ядрами 238 U возможно и деление ядер (изотоп 235 U также делится, но его концентрация в смеси меньше, а сечение захвата быстрых нейтронов примерно такое же, как и для 238 U, следовательно, его делением можно пренебречь), в результате чего общее число быстрых нейтронов возрастет в е раз (е - коэффициент размножения на быстрых нейтронах, е>1) и станет равным пг\е.
Энергия быстрых нейтронов при столкновении с ядрами замедлителя постепенно уменьшается до энергии теплового уровня (0,025 эВ). В процессе замедления в интервале энергий, соответствующих резонансным пикам 238 U (см. рис. 1.2), нейтрон имеет значительную вероятность быть захваченным ядром 238 U без деления. В связи с этим число нейтронов, достигающих тепловой энергии, будет меньше общего числа быстрых нейтронов. Вероятность достижения быстрым нейтроном тепловой энергии характеризуется вероятностью резонансного захвата <р, которая представляет собой отношение числа быстрых нейтронов, избежавших захвата во время замедления, к общему числу быстрых нейтронов, ср<1, т. е. число нейтронов, достигающих теплового уровня энергии, равно пг\ 8ф.
Полученные в результате замедления тепловые нейтроны продолжают некоторое время диффундировать в среде, пока не будут захвачены ядрами топлива или замедлителя. Только часть тепловых нейтронов будет поглощена топливом. Доля нейтронов, поглощаемых топливом, характеризуется коэффициентом теплового использования 0 - отношением числа тепловых нейтронов, поглощенных топливом, к полному числу тепловых нейтронов, поглощаемых всеми материалами среды, 0<1.
В итоге в бесконечной размножающей среде во втором поколении образуется еще меньше тепловых нейтронов, /гг)еср0, а коэффициент размножения тепловых нейтронов в бесконечной среде = 
Полученная формула называется формулой четырех сомножителей. В реальной размножающей среде (в реакторе), имеющей конечные размеры, неизбежно будет происходить утечка нейтронов. Если р обозначить вероятность избежания утечки нейтронов за пределы размножающей среды, то формула примет вид /г,)ф=г]8ф0р, где &Эф - эффективный коэффициент размножения. Величина р может быть представлена как произведение р3рд, где рз - вероятность избежания утечки нейтронов в процессе замедления; рд - вероятность избежания утечки тепловых нейтронов в процессе диффузии. Величину Eизб=кЭф - 1 называют избыточным
коэффициентом размножения. Отношение -
называют реактивностью реактора; реактивность является мерой отклонения реактора от стационарного, или критического, состояния, при котором кэф= 1; р = 0. Если р>0, то реактор находится в надкритическом состоянии и его мощность растет; если р<0, то реактор находится в подкритическом состоянии, а его мощность падает.
Температурным эффектом реактивности называют изменение реактивности при изменении эффективной температуры реактора. Температурный коэффициент реактивности а оценивается изменением реактивности при изменении температуры на 1 К: a=dp/dt.
На рис. 1.3 приведена температурная зависимость реактивности и коэффициента реактивности.
Отрицательный температурный коэффициент реактивности способствует ограничению масштаба возможных тепловых аварийных разрушений, так как с возрастанием плотности нейтронов увеличивается средняя температура реактора, что в свою очередь приводит к снижению реактивности за счет снижения плотности ядер теплоносителя в единице объема, а следовательно, и мощности.
Безопасность установки практически обеспечивается, с одной стороны, устойчивостью реактора (отрицательный коэффициент реактивности), а с другой - надежностью систем автоматического регулирования.
Рис. 1.3. Температурный коэффициент реактивности и интегральный температурный эффект
Автоматическое регулирование осуществляется с помощью управляющих стержней, изготовленных из сплава, содержащего элементы с большим сечением поглощения медленных нейтронов (бор, европий, кадмий и др.). Система управления и защиты (СУЗ) предназначена для пуска реактора, разогрева первого контура с выходом па рабочие температуры и давления, перевода реактора с одного уровня мощности на другой с необходимой скоростью, поддержания заданной мощности, остановки реактора в нормальных и аварийных условиях.
Для компенсации большого запаса избыточной реактивности й с целью увеличения продолжительности кампании за счет увеличения загрузки топлива и средней глубины его выгорания применяются выгорающие поглотители (ВП).
Выгорающий поглотитель компенсирует нерегулируемый запас реактивности, а более конкретно - долю начального запаса реактивности, расходуемую на выгорание топлива и зашлаковывание активной зоны. Эта часть общего запаса реактивности изменяется медленно и монотонно. При работе реактора количество ВП убывает, при этом освобождается дополнительная реактивность, компенсирующая выгорание и зашлаковывание.
Очевидно, что с помощью ВП нельзя компенсировать запас реактивности, предусматриваемый на отравление и температурные эффекты, так как соответствующие процессы приводят к изменениям реактивности в сторону как увеличения, так и уменьшения. В случае «выбега» реактивности (внезапное увеличение реактивности в процессе кампании) должно быть скомпенсировано компенсирующими стержнями (КС) или компенсирующей решеткой (КР).
Во время работы реактора необходимо иметь избыточную реактивность для компенсации температурного эффекта реактивности Apr, стационарного отравления ксеноном Дрхе; стационарного отравления самарием Apsm, йодной ямы Api, выгорания топлива и зашлаковывания.
Оперативный запас реактивности при эксплуатации реактора изменяется достаточно часто и быстро, и его необходимо механически компенсировать подвижными стержнями или решетками.
Рис. 1.5. Изменение реактивности вследствие выгорания и шлакования топлива и выгорания выгорающего поглотителя
Характер изменения коэффициента размножения нейтронов в течение кампании реактора проиллюстрирован на рис. 1.4. Рисунок 1,5 объясняет, почему при наличии выгорающего поглотителя требуется значительно меньше компенсации механическим методом, чем без поглотителя.
Рис. 1.4. Типичный характер изменения коэффициента размножения в течение кампании реактора:
1 - без выгорающего поглотителя; 2 - с выгорающим поглотителем
В начале кампании большая часть избыточной реактивности реактора задавлена выгорающим поглотителем с большим сечением поглощения нейтронов, а остальная - механическим способом, затем при эксплуатации реактора кривая (над заштрихованной площадью) результирующего запаса реактивности p3a?i начнет расти до максимума, а с некоторого времени кампании будет падать, и к концу кампании запас реактивности станет равным нулю, что и показано на рис. 1.5. При рвыг+ршл = рвп ядерная реакция прекратится. Высвобождение и падение избыточной реактивности в период кампании в основном происходит за счет разности скоростей выгорания топлива и образования шлаков с большими сечениями поглощения, с одной стороны, и выгорания поглотителя - с другой.
Выгорающий поглотитель также позволяет эффективно использовать ядерное топливо, выравнивать нейтронное поле в объеме всей активной зоны; тем самым при одной и той же мощности реактора существенно снижается максимальный теплосъем с поверхности твэла и повышается надежность работы активной зоны реактора. Способы размещения ВП в активной зоне разнообразны и зависят от конструктивных и эксплуатационных факторов. ВП можно вводить в ядерное топливо либо отдельно в специальные элементы сборки (стержни, пластины), либо в части самого твэла или растворять его в теплоносителе.
В качестве ВП могут применяться только некоторые элементы, отвечающие ядерным, химическим, технологическим требованиям и требованиям совместимости с материалами активной зоны. В подавляющем большинстве случаев в качестве ВП используется природный бор ПВ, реже - обогащенный 10В, обладающим большим сечением захвата. Ядерная реакция при выгорании протекает с образованием Li: 10В (пу a) 7Li.
Экономичность может быть существенно повышена при использовании метода частичных перегрузок: свежие ТВС загружаются на периферию, а ТВС с периферии переставляются в центр АЗ на дожигание.
Поглощение нейтронов короткоживущими ядрами осколков (~60 типов, А=80+155) называется отравлением. Реактивность, потерянная за счет отравления, быстро восстанавливается вследствие радиоактивного распада ядер отравляющего вещества.
Образование стабильных и долгоживущих радиоактивных продуктов деления - шлаков называется зашлаковыванием. Поглощающая способность шлаков после выключения реактора практически не изменяется, и соответствующая потеря реактивности не восстанавливается.
Количественно шлакование определяется отношением числа тепловых нейтронов, поглощенных в шлаках, к числу тепловых нейтронов, поглощенных в делящихся изотопах.
Шлаки подразделяются на три группы.
К первой группе относятся шлаки с большим поглощением; сечение захвата какого шлака больше сечения поглощения 235 U (до 700 раз), например 152Sm (сечение поглощения 74 500 б, выход 1,3%), 151Sm (сечение поглощения 10 000 б, выход 0,445%).
Ко второй группе относятся шлаки с сечением поглощения такого же порядка, как сечение 235 U, например 83Кг (сечение поглощения 205 б, выход 0,62%), 13‘Хе (сечение поглощения 120 б, выход 2,9%), 152Sm (сечение поглощения 140 б, выход 28%).
К третьей группе относятся все остальные шлаки со слабым поглощением: 82Кг (сечение поглощения 45 б, выход 0,3%), 85Кг (сечение поглощения 15 б, выход 0,32%), 1271 (сечение поглощения 6 б, выход 9,25%), 1291 (сечение поглощения 27 б, выход 1%).
Отравление ядерного реактора 135Хе и 149Sm следует рассматривать отдельно.
Сечение захвата 135Хе равно 2,72 10+66, что превышает сечение захвата 235 U в несколько тысяч раз; период полураспада 9,13 ч. Потеря реактивности в тепловом реакторе достигает 35%, что существенно влияет на маневренные свойства ядерной энергетической установки. Во время работы реактора некоторое количество 135Хе выгорает за счет поглощения нейтронов, часть его распадается с периодом полураспада 9,13 ч, остальной 135Хе превращается в 135Cs (период полураспада 1,5 млн. лет), обладающий малым сечением поглощения. Увеличение отравления после остановки реактора часто называется «одной ямой», так как в результате p-распада 1351 происходит накопление 135Хе. Чтобы исключить вынужденную остановку реактора, необходимо с помощью специальных таблиц рассчитать время достижения точки переотравления 135Хе в любом переходном режиме. Для определения реактивности в любой момент работы реактора на мощности его рабочий график строят с учетом образования 135Хе. При больших нейтронных потоках степень отравления 135Хе зависит от продолжительности работы реактора. Находят оперативное время остановки реактора и по формулам рассчитывают и составляют специальные таблицы.
Сечение захвата 149Sm равно 74 500 б, период полураспада млн. лет. Отравление 149Sm в реакторах с большими значениями нейтронного потока может оказаться весьма опасным в конце кампании, когда запас реактивности мал. В этом случае необходимо избегать длительных остановок в конце кампании из-за угрозы «запирания» реактора. Даже при кратковременных остановках реактор попадает в «йодную яму», после выхода из которой он оказывается отравленным самарием. После включения реактора в работу отравление самарием постепенно возрастает. Отравление зависит от плотности нейтронного потока. При ф0=Ю16 нейтр/(м2-с) время достижения стационарного отравления самарием составляет ~1000 сут, при ф0= 1017 нейтр/(м2*с) время достижения стационарного отравления снижается до 100 сут, а при ф0=Ю18 нейтр/ (м2-с) - до 10 сут с момента пуска реактора. Отравление 149Sm намного меньше отравления 135Хе при эксплуатационных режимах, поэтому после распада 135Хе пуск реактора в конце кампании возможен в любой момент времени.
Ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция деления, сопровождающаяся выделением тепла, используемого для производства электроэнергии.
Ядерное топливо в активной зоне периодически должно меняться в связи с тем, что происходит стравление или шлакование реакторов.
ВВЭР – водо-водяной энергетической реактор.
РБМК – реактор большой мощности канальный
Различия: у ВВЭР – 2 водяных канала (водоноситель и канал поглотитель нейтронов). ВВЭР имеют биологическую защиту, мощные экраны, которые поглощают нейтроны.
РБМК – практически не имеют технической защиты.
Эти реакторы различаются еще и тем, что у ВВЭР топливо загружается 80 тонн, у РБМК – 190 тонн.
У ВВЭР топливо оксид урана, который обогащен ураном 235 3%. У РБМК – 4-5%.
Оба этих реактора работают на тепловых нейтронах. Бывают быстрые нейтроны, опыт их применения не нашелся.
РБМК позволяет менять топливо не останавливая его.
Характеристики РБМК:
Высота активной зоны: 7 м; Мощность: 1000 МВт; Диаметр активной зоны: 11,8 м; Масса топлива: 150 т; Число топливных кассет: 300 ; Число твэлов в кассете: 36 ; Обогащенность топлива: 2%. Топливо уран-236диоксид.
Ядерное топливо представляет собой таблетки черного цвета диаметром около 1 см и высотой – 1,5 см. Они содержат 2% изотопа 235 и 98% урана-238. Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубки длиной 3,5м, диаметром 1,35 см, изготовленной из циркониевого сплава. Такая трубка называется тепловыделяющим элементом (ТВЭЛ). Общая масса топлива, загружаемого в РБМК, составляет 190 т. В процессе работы реактора ТВЭЛы охлаждаются потоками теплоносителя, проходящими по технологическим каналам. В качестве теплоносителя используется обыкновенная вода.
Активную зону реактора окружают отражателем нейтронов, способствующим уменьшению утечки нейтронов из активной зоны путем их отражения обратно в зону. Для управления ядерной реакцией, происходящей в ТВЭЛах, в специальные каналы вводятся регулирующие стержни. Вокруг активной зоны реактора располагается биологическая защита от мощных потоков нейтронов, а также от альфа-, бета- и гамма-излучений. В качестве многометрового слоя биологической защиты используется углеродистая сталь, песок, бетон, галька и вода.
Принцип работы реактора типа РБМК состоит в следующем . В результате деления ядер урана-235 вторичные быстрые нейтроны выходят из ТВЭЛов и попадают в графитовый замедлитель. Проходя по замедлителю, они теряют часть своей энергии и, уже являясь тепловыми, вновь попадают в ТВЭЛы и участвуют в дальнейшем процессе деления ядер урана-235. Энергия цепной ядерной реакции выделяется в виде кинетической энергии осколков деления, вторичных нейтронов, альфа- и бета-частиц, гамма-квантов и некоторых других элементарных частиц. В результате этого происходит разогрев ТВЭЛов и графитовой кладки замедлителя. Теплоноситель, в качестве которого используется вода, двигаясь в технологических каналах снизу вверх под давлением 70 атм, охлаждает активную зону реактора. В результате происходит нагрев теплоносителя до 284 0 С. При этом происходит частичное превращение теплоносителя в пар. Пароводяная смесь попадает по трубопроводам в сепаратор, который служит для отделения воды от пара.
Принципиальная схема АЭС с РБМК: 1 – активная зона реактора; 2 – поток теплоносителя; 3 – сепаратор; 4 – паровая турбина; 5 – генератор электрического тока; 6 – технологический конденсатор; 7 – циркуляционный насос.
Насыщенный пар под давлением попадает на лопасти турбины, связанной с генератором электрического тока. Оставшийся пар направляется в технологический конденсатор, конденсируется, смешивается с теплоносителем, поступающим из сепаратора, и под давлением, создаваемым циркуляционным насосом, вновь поступает в технологические каналы активной зоны реактора.
Достоинство: возможность замены ТВЭЛов без остановки реактора и возможность поканального контроля его состояния. К недостаткам: низкую стабильность работы на малых ядерных уровнях мощности; недостаточное быстродействие системы управления и использование одноконтурной схемы.
Оповещение населения о ЧС.
Система оповещения – организационно-техничское объединение сил для передачи сигналов. Важнейшее требование – минимальное время на оповещение.
АСЦО – автоматизинрованная система централизованного оповещения – позваоляет оповещать штабы ГО, руководящих лиц.
По сигналу ГО каждый гражданин обязан включить СМИ (разные какие под руку попадутся).
Для оповещения населения о ЧС штабом ГО разработаны сигналы ГО:
●на мирное время – землетрясение, наводнение, радиация, опасность, хим.опасность.
●на военное время – воздушн.тревога, отбой воздушн.тревоги, радиацион.опасность, хим.тревога.
Действия личного состава не военных формирований по различным сигналам ГО зависит от местоположения члена формирования. Если время не рабочее – то действия как у населения, но после отбоя опасности установить связь с командиром а если нет связи – убыть на пункт сбора не военизир. форм-я. Если время рабочее то личный состав действ. в соотв.с обстановкой и указаниями командира.
По сигналу Воздушная Тревога личный состав должен укрыть все возможное. При сигнале Химическая опасность л.состав должен работать в СИЗ. По сигналу радиационная тревога - привести в готовность СИЗ и отправится в укрытие.
Ответственность за организацию оповещения населения возлагается на штабы ГО объектов и районов. Оповещение организуется во всех звеньях управления с целью своевременного приведения в готовность ГО, предупреждения органов управления населения о наступающей ЧС.
«плюсы» и«минусы» демократии
Геодезист. Кто такой геодезист? Описание профессии. Профессия геодезист Геодезист обучение
Магеллановы облака: кто они?
Перечный соус для стейка Сливочный перечный соус
Как составить грамотное портфолио дизайнеру