Файл: 1 Строение атомов. Ядро. Протон. Нейтрон. Атомное ядро. Электрический.pdf

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.

19)
Закономерности
формирования
пространственно-энергетического
распределения нейтронов. Распределение плотности потока нейтронов по радиусу
активной зоны. Коэффициент неравномерности тепловыделения. Стержни системы

управления и защиты. Тепловыделяющие сборки. Тепловыделяющие элементы.
Технологические каналы.
Мощность реактора пропорциональна потоку нейтронов. Плотность потока нейтронов имеет максимальное значение в центре активной зоны и уменьшается при приближении к её границам.
Распределение плотности потока нейтронов по радиусу активной зоны.
Распределение плотности потока нейтронов от радиуса расцепления.
Неравномерность распределения теплопроводности по активной зоне учитывается коэффициентами неравномерного тепловыделения по радиусу высоте и объёму.
Нейтронное поле реактора представляют в виде заполненного воздухом шара, при надавливании которого в центре увеличивается размер боковой поверхности.
При неправильной работе стержней СУЗ (стержни системы управления и защиты) отдельные ТВС (тепловыделяющие сборки) ТК ядерного реактора могут войти в корпус теплообмена, то есть тепловая энергия превысит теплосъем, и возникает разгерметизация отдельных ТВЭЛ (тепловыделяющие элементы) и ТК (технологические каналы), что недопустимо.
20)
Основы теории нестационарных процессов в ядерных реакторах. Водо-
урановое отношение. Факторы, влияющие на коэффициент размножения.
Энергоблок АЭС – является совокупностью большого числа составных элементов.
Основным элементом является ядерный реактор.
На поведение реактора влияют не только состав ТВЭЛов и материала оболочек, замедлителя, но и температурные режимы, возникающие при цепной реакции у различных типов реакторов влияние на изменения нейтронного поля может быть разным.
Основными величинами, влияющими на коэффициент размножения, определяется водо-урановым отношением; Обогащением топлива отношением концентрации делящихся ядер к концентрации молекул воды.
Факторы, влияющие на коэффициент размножения.

Энергетический спектр нейтронов (распределение нейтронов в зависимости от энергии)

Геометрические характеристики топливной решётки.

Изотопный состав топлива.
21)
Отравление ядерного реактора. Йодная яма. Осколки деления. Цепочка
радиоактивного распада при ксеноновом отравлении. Установление равновесной
концентрации ксенона.
Столкнувшись с первым пуском реактора для получения плутония. В реакторе образовывался поглотитель, вынимали поглощающие стержни, чем больше была мощность реактора, тем на большую величину надо было вынимать стержни.

Шлаки – атомы новых элементов, образовывающихся при делении и остающийся в реакторе до тех пор, пока активная зона не будет заменена на новую.
Среди осколков деления есть 3 элемента, сечение поглощения которых больше чем у других.
Xe(135) ϭ = 2750000 барн (Наиболее опасен, так как образуется в результате радиоактивного распада других осколков.
Sm (149) ϭ = 50000 барн
Лишь 0,3% Xe (135) образуется при делении U(235)
Убыль ксенона происходит:

В результате распада до образования Ba, имеющего малое значение ϭ

При поглощении Xe (135) нейтроном получиться Xe (136), имеющий малое ϭ
Чем больше мощность, тем больше Xe (135), однако при большей мощности реактора возникает большая часть нейтронов, которые взаимодействуют с Xe (135) и способствуют его выгоранию. Таким образом возникает равновесие концентрации Xe.
Активную зону можно представить в виде сосуда с 3 отверстиями.
1-ое отверстие – поступает Xe (135) в результате распада I
2-ое отверстие – выходит Xe (135), который распадается на Cs и Ba
3-е отверстие – выходит Xe (135) при поглощении нейтрона
В сосуде устанавливается равновесное количество Xe, соответствующего мощности реактора. А от мощности соответствует определённое количество ксеноновой жидкости.
Беспредельно большого отравления с увеличением мощности не происходит т.к. убыль Xe под действием нейтронов становиться тоже больше, другими словами, никаким увеличением мощности не поднять уровень ксенона в активной зоне реактора.
При расчётах в активной зоне предусматривают некоторое количество урана, чтобы скомпенсировать отравление.
В среднем на каждый акт деления урана выделяется 2,5 нейтрона, основная часть которых выделяется при делении на осколки – мгновенные нейтроны; Меньшая часть нейтронов (0,75%) испускаются осколками в течение нескольких минут после деления – называются такие нейтроны запаздывающими.
Несмотря на то, что их мало, они играют большую роль в регулировании ядерного реактора, потому что они обеспечивают достижение критической массы не сразу, как было бы при наличии только мгновенных нейтронов, а постепенно, т.е. создаётся возможность управления количеством нейтронов в активной зоне реактора, а значит и его мощностью.

22)
Авария на Чернобыльской АЭС. Развитие событий. Причины.
Последствия. Ликвидация. Уроки аварии.
Причины:

Проведение эксперимента «любой ценой», несмотря на изменение состояния реактора;

Вывод из работы исправных технологических защит, которые просто остановили бы реактор ещё до того, как он попал в опасный режим;

Низкое качество регламента эксплуатации в части обеспечения безопасности;

Неэффективность режима регулирования и надзора за безопасностью в ядерной энергетике, общая недостаточность культуры безопасности в ядерных вопросах как на национальном, так и на местном уровне;

Отсутствовал эффективный обмен информацией по безопасности как между операторами, так и между операторами и проектировщиками, персонал не обладал достаточным пониманием особенностей станции, влияющих на безопасность;

Персонал допустил ряд ошибок и нарушил существующие инструкции и программу испытаний.

Реактор РБМК-1000 обладал рядом конструктивных недостатков и по состоянию на апрель 1986 года имел десятки нарушений и отступлений от действующих правил ядерной безопасности
Хронология:
23)
Реактор
ВВЭР-1000.
Назначение.
Конструкция.
Технические
характеристики.
Водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР-1000) – ядерный реактор серии реакторов ВВЭР с номинальной электрической мощностью 1000 МВт, тепловой – 3000
МВт.
Реактор энергетический, водо-водяной, гетерогенный, корпусной, на тепловых нейтронах, с водой в качестве теплоносителя, замедлителя и отражателя нейтронов.
Конструкция: Реактор представляет собой вертикальный цилиндрический корпус с эллиптическим днищем, внутри которого размещается активная зона и внутрикорпусные устройства.
1.
Траверса верхнего блока
2.
Верхний блок
3.
Короба охлаждения СУЗ (система управления и защиты реактора)