Главная Случайная страница Контакты | Мы поможем в написании вашей работы! | ||
|
1. С.В.Широков, Ядерные энергетические реакторы, Киев: ННТУ КПИ, 1997
2. Б.А.Дементьев, Ядерные энергетические реакторы, Москва: Энергоатомиздат, 1990
3. И.Я.Емельянов, Конструирование ядерных реакторов, Москва: Энергоиздат, 1982
Мета курсу
Головна мета: Розуміння технологічних та технічних рішень в ядерній енергетиці
Причина: Потенційна небезпечність ядерних установок
- висока енергонапруженість (одинична потужність – 0,5-2 ГВт) та енергозапас активної зони – АЗ (паливне завантаження на 3-5 років)
- малий запас часу для керуючих/коригуючих дій (запізнення нейтронів з періодами до десятків секунд).
Приклади помилкових рішень через технологічну/технічну неосвіченість:
- в побуті (газові колонки);
- при використанні транспорту (жінки-чоловіки);
- в ядерній енергетиці (Чорнобиль, Фукусіма).
Шлях досягнення головної мети: Інтегруюча інформація щодо ядерних реакторів з наступних аспектів:
- паливовикористання;
- ядерно-фізичні процеси;
- теплофізичні процеси;
- матеріалознавство;
- надійність/безпека.
1.3 Загальні характеристики окремих ядерних реакцій
Джерело енергії – ядерні реакції вимушеного ділення.
Енергетично ділення вигідне для всіх ядер А>60.
Практичне значення мають окремі нейтроннонадлишкові актиноїди (А>230), які:
- наявні в природі (235U – 0,7% у природній суміші) або можуть бути напрацьовані у значній кількості з природних матеріалів (233U та 239Pu, утворювані з природних торію або урану);
- при діленні випромінюють декілька нейтронів (ν>1).
Напрацювання:
232Th+n ® 233Th (β-, 22,3 хв) ® 233Pa (β-, 27 діб) ® 233U (1,6 105 років)
238U+n ® 239U (β-, 23,5 хв) ® 239Np (β-, 2,4 діб) ®239Pu (2,4 104 років)
Реакції вимушеного ділення:
233U+n ®
235U+n ® легкий осколок (А ≈ 90) + важкий осколок (А ≈ 140) + νfм n
239Pu+n ®
Легкий та важкий осколки за рахунок надлишковості нейтронів є β- -нестабільними і, в свою чергу, через відомий час розпадаються з випроміненням електронів, антинейтрино та гама-квантів, а також (для окремих важких осколків) затриманих нейтронів (0,2-0,6% від миттєвих нейтронів ділення з періодом від сотен мікросекунд до десятків секунд).
Загалом при діленні одного ядра виділяється близько 200 МеВ (1 еВ = 1,6 10-19 Дж). Розподіл енергії при діленні між продуктами:
- 5% - випромінювання, що практично не взаємодіє з речовиною (ṽ);
- 19% - випромінювання, що проникає (n, ɣ);
- 76% - короткопробіжне випромінювання (Aл, AВ, е-).
Середня енергія нейтронів ділення Ēn = 2 МеВ
Конкуруючими реакціями до ділення в паливному матеріалі виступають:
- пружне розсіяння (не змінює кількість та енергію нейтронів);
- непружне розсіяння (конвертує частину енергії нейтрону у гама-кванти);
- радіаційний захват (конвертує нейтрон у гама-кванти та β- -випромінювання).
Особливості енергетичної залежності нейтронних перерізів 235U, 238U:
- переріз ділення 235U для теплових нейтронів (Ēn = 0,025 еВ) на 3 порядки більший, ніж для нейтронів ділення (Ēn = 2 МеВ);
- переріз захвату 238U (основна складова природного урану – 99,3%) для теплових нейтронів лише на 1,5 порядки більший, ніж для нейтронів ділення.
Найбільш вигідна енергія нейтронів – теплова, що обумовило бурхливий розвиток реакторів на теплових нейтронах.
При ізотропній кутовій залежності ймовірності (перерізу) розсіяння, середня втрата енергії складає ΔЕпр. = 2/А. Тому уповільнення нейтронів легко забезпечується пружним розсіянням на легких ядрах.
Дата публикования: 2014-11-26; Прочитано: 303 | Нарушение авторского права страницы | Мы поможем в написании вашей работы!