Атом, атомное ядро, атомная энергия презентация

Лекция 2. Ядерные реакции. Атом, атомное ядро, атомная энергия Ядро атома химического элемента состоит из положительно заряженных и нейтральных нуклонов, называемых соответственно протонами р и нейтронами n. Атомы, ядра которых состоят из разного числа нуклонов или при одинаковом числе нуклонов содержат различное число протонов и нейтронов, называют нуклидами. Заряд протона равен 1,6*10-19 Кл (единичный заряд). Масса покоя протона равна mp= 1,6726*10-27 кг. Протон — это ядро атома водорода. Нейтрон не имеет заряда. Масса покоя нейтрона равна = 1,6749* 10-27 кг. В свободном состоянии нейтрон распадается на протон, электрон и антинейтрино с периодом полураспада 11,7 с.

Количество протонов в ядре Z определяет его заряд, т. е. порядковый номер элемента в периодической таблице элементов Д. И. Менделеева. Количество протонов в ядре Z определяет его заряд, т. е. порядковый номер элемента в периодической таблице элементов Д. И. Менделеева. Сумма чисел протонов и нейтронов в ядре называется массовым числом A= Z + N. Ядро элемента X обозначают так: zAX. Например, ядро атома водорода записывается следующим образом 11Н, гелия — 24Не, урана — 23592U и т. п. В ядерной физике массу частиц выражают в атомных единицах массы (а. е. м.). Одна а. е. м. определена как 1/12 массы нуклида 126C и равна 1,6605* 10-27 кг. Массы нуклонов очень близки к 1 а. е. м., поэтому массовое число А с точностью до целого числа а. е. м. определяет массу ядра.

Нуклиды с одинаковым числом протонов Z, но различным числом нейтронов N, принадлежат одному химическому элементу, но имеют различную массу, и называются изотопами. Например, изотопами водорода являются легкий водород 11Н, дейтерий 21D, тритий 31H; изотопами урана являются 23392U, 23592U, 23892U и т. п. Нуклиды с одинаковым числом протонов Z, но различным числом нейтронов N, принадлежат одному химическому элементу, но имеют различную массу, и называются изотопами. Например, изотопами водорода являются легкий водород 11Н, дейтерий 21D, тритий 31H; изотопами урана являются 23392U, 23592U, 23892U и т. п. Для простоты описания ядерных реакций удобно представлять ядро в виде шара . Радиус ядра с массовым числом A равен: RЯ ≈ 1,45 * 10-15 A1/3 м (п .1.1) Внутри ядра между нуклонами действуют три вида сил: ядерные, электростатические и гравитационные. Ядерные силы притяжения между нуклонами обладают свойствами равнодействия (независимости от заряда), близкодействия (радиус действия ~ 10-15 м), насыщения (взаимодействие только в пределах соседних нуклонов). Ядерные силы на два порядка сильнее электромагнитных сил.

Суммарная энергия взаимодействия нуклонов в ядре —это энергия связи ядра она равна работе, которую необходимо совершить, чтобы разделить ядро на составляющие его нуклоны или, иначе говоря, равна энергии, которая выделяется при образовании ядра из отдельных нуклонов. Изменение энергии в ядре происходит в соответствии с законом Эйнштейна—взаимосвязи массы m (кг) и энергии Е (Дж): Е =mc2 Дж где с=3*108 м/с — скорость света в вакууме. Вещество с массой 1 кг обладает энергией Е =mc2 =1(3*108)2 =9*1016 Дж=2,5*1010 кВт ч. Энергия, заключенная в 1 кг вещества, примерно равна теплоте сгорания 2,1*106 т нефти или 3*106 т угля.

В ядерной физике за единицу энергии принимается один электрон-вольт(эВ). В ядерной физике за единицу энергии принимается один электрон-вольт(эВ). Один электрон-вольт равен энергии, которую приобретает электрон ( его заряд равен1,6*10-19 Кл ) при прохождении точек электрического поля, разность потенциалов между которыми равна 1В. Работа, совершаемая в этом поле над зарядом равным 1Кл, равна 1Дж; тогда 1эВ=1,6*10-19 Дж, или 1Дж=6,25*1018 эВ. При рассмотрении ядерных реакций, в которых участвуют ядерные силы намного превышают силы атомных взаимодействий, используют единицу равную 106 эВ = 1 МэВ. Энергия массы, равной 1 а.е.м.: Е =mc2 =1,6605* 10-27(3*108)2 =1,49*10-10 Дж=931m МэВ.

Разность между суммой масс частиц (нуклонов), составляющих ядро и массой ядра, называется избытком массы. Так, избыток массы для 12С составляет 0,098922 а.е.м. Если этот дефект массы выразить в энергетических единицах в соответствии с соотношением Эйнштейна между массой и энергией E=mc2 (с - скорость света в вакууме), то получится величина 92,1626 Мэв. Разность между суммой масс частиц (нуклонов), составляющих ядро и массой ядра, называется избытком массы. Так, избыток массы для 12С составляет 0,098922 а.е.м. Если этот дефект массы выразить в энергетических единицах в соответствии с соотношением Эйнштейна между массой и энергией E=mc2 (с - скорость света в вакууме), то получится величина 92,1626 Мэв. Энергия, эквивалентная избытку массы, называется энергией связи сложной частицы - Eсв. Энергия связи нуклона есть энергия, которая идет на возбуждение ядра при поглощении им нуклона и может выделиться при испускании гамма-кванта или какой-либо другой частицы. Напротив, для испускания нуклона ядро должно получить извне энергию не менее энергии связи. Удельная энергия связи нуклона примерно одинакова для большинства ядер: εсв ≈ (8 ± 1) МэВ (рис. 1). Исключение составляют самые легкие ядра, удельная энергия связи которых сильно зависит от состава ядра. Так, удельная энергия связи дейтерия (протон и нейтрон) составляет около 1 МэВ. Далее с ростом числа нуклонов εсв быстро растет, достигая максимальных значений при A=50-60. Нуклиды с такими массовыми числами наиболее устойчивы. Для имеем εсв = 8,8 МэВ. .

Рис. 1. Зависимость средней удельной энергии (Есв) связи нуклона от массового числа.

2.1. Устойчивость ядер. Из факта убывания Есв для нуклидов с массовыми числами больше или меньше 50-60 следует, что для ядер с малыми A энергетически выгоден процесс слияния - термоядерный синтез, приводящий к увеличению массового числа, а для ядер с большим A -процесс деления. В настоящее время оба эти процесса, приводящие к выделению энергии, осуществлены, причём последний лежит в основе современной ядерной энергетики, а первый используется в термоядерном оружии, его мирное применение находится в стадии освоения.

Устойчивость ядер существенно зависит от (A-Z)/Z - отношения чисел нейтронов и протонов. Ядра лёгких нуклидов наиболее устойчивы при (A-Z)/Z = 1. С ростом массового числа становится всё более заметным электростатическое отталкивание между протонами, и область устойчивости сдвигается к значениям (A-Z)/Z > 1. Для наиболее тяжёлых нуклидов (A-Z)/Z = 1.5.  

Рис.2. Диаграмма протон-нейтронного состава нуклидов. Энергии связи ядра Есв .

Приведенная диаграмма позволяет выявить ряд характерных закономерностей. Приведенная диаграмма позволяет выявить ряд характерных закономерностей. 1. Стабильные нуклиды располагаются в виде узкой дорожки, показывающей протон - нейтронный состав ядра, которому соответствует минимальная внутренняя энергия ядра при данном числе A нуклонов. Все нестабильные нуклиды занимают достаточно широкую полосу, обрамляющую эту узкую дорожку (рис. 2). 2. Легкие стабильные ядра лежат на биссектрисе координатного угла (N=Z).. Последним стабильным ядром с равным числом нейтронов и протонов является . 3. При значениях Z>20 отношение N/Z начинает отклоняться вверх от прямой N=Z. Чем тяжелее ядро, тем больше отклонение. Например, N/Z ≈ 1,54 для

Все нестабильные тяжелые нуклиды в результате α-распада переходят в стабильные нуклиды. Все нестабильные тяжелые нуклиды в результате α-распада переходят в стабильные нуклиды. 5. Выше дорожки стабильных ядер располагаются β–-активные нуклиды, перегруженные нейтронами. Они в результате β–-распадов опускаются по изобарным линиям, пока не перейдут в соответствующие стабильные нуклиды. Ниже области стабильных ядер находятся β+-активные нуклиды, недогруженные нейтронами, которые в результате ядерных превращений сдвигаются по изобарным линиям вверх до превращения в стабильные ядра.

Энергии связи ядра Есв . Энергии связи ядра Есв соответствует дефект массы Δm ядра, который равен разности между суммой масс покоя нуклонов, составляющих ядро, и массой ядра: Δm=Zmp + Nmn - mя, (п. 1.6) где mp, mn, mя — масса протона, нейтрона и ядра соответственно, а. е. м. В этом случае Eсв = 931 Δm МэВ. (п .1.7) Энергия связи может быть выражена через массы нейтральных атомов — исходного М и атомов водорода Мн: Eсв = 931 [ZMН + (A - Z)mn - М] МэВ. (п.1.8) Формула (п 1.8) более удобна, так как в справочных таблицах обычно даются массы атомов, а не ядер. Массы электронов атомов, которые входят в эту формулу, автоматически исключаются, так как они берутся до и после реакции с разными знаками

Отношение полной энергии связи ядра к массовому числу дает среднее значение энергии связи на один нуклон и называется удельной энергией связи: Отношение полной энергии связи ядра к массовому числу дает среднее значение энергии связи на один нуклон и называется удельной энергией связи: ε = Eсв / A = (Zmp + Nmn – mя) Мэв. (п. 1.9) Чем больше ε, тем устойчивее ядро. Нейтрон, поглощенный ядром, увеличивает энергию на энергию связи εn = 931 [(mZ,A + mn) - mZ,A+1] МэВ , (п. 1.10) где mn, mZ,A , mZ,A+1— масса нейтрона и ядра до и после поглоще­ния нейтрона, а. е. м.

При делении тяжелого ядра нейтроном на два осколка происходит изменение массы на величину При делении тяжелого ядра нейтроном на два осколка происходит изменение массы на величину Δmf = mя + mn – (m1 + m2+ νfmn) , (п.1.11) где mя, mn ,m1 ,m2 — масса исходного ядра, нейтрона и ядер-осколков соответственно, а. е. м.; v/ — количество образовавшихся при делении свободных нейтронов. Соответственно энергия деления согласно (п.1.7) Ef =931 Δmf . (п.1.12) Поэтому при расчетах считают, что на один акт деления ядра 235U выделяется энергия 200 МэВ. Ядерная энергия в миллионы раз больше энергии химических реакций.  

: Энергия, освобождающаяся при делении одного ядра распределяется примерно следующим образом Таблица 1.1  

В настоящее время гелий синтезируют не из свободных нуклонов, а из изотопов водорода (дейтерия, трития), при этом на каждый нуклон выделяется энергия от 3,5 до 6 МэВ. В настоящее время гелий синтезируют не из свободных нуклонов, а из изотопов водорода (дейтерия, трития), при этом на каждый нуклон выделяется энергия от 3,5 до 6 МэВ. При делении урана с учетом выхода различных осколков выделяется энергия примерно 200 МэВ на ядро, т. е. 0,85 МэВ на нуклон. Следовательно, в реакциях синтеза гелия может выделиться в 4—7 раз больше энергии, чем при делении такого же количества (по массе) изотопов урана.

Ядерные реакции Радиоактивный распад Последовательность радиоактивных распадов, в которой дочерние ядра нуклидов, получающиеся в результате предыдущего распада, являются материнскими ядрами нуклидов для последующего распада. Эта последовательность, называемая радиоактивным семейством или рядом, заканчивается получением устойчивого ядра.

На практике для указания временных характеристик распада чаще всего используют период полураспада T1/2 На практике для указания временных характеристик распада чаще всего используют период полураспада T1/2 Nя / Nя0 = exp (–λT1/2) = 1/2. (2.11) Из этого соотношения вытекает связь между периодом полураспада и постоянной распада: T1/2 = 0,693/λ. Радиоактивный распад ядер разделяется на следующие виды: 1) α-распад; 2) β-распад; 3) γ-излучение; 4) вылет нуклонов. Он может происходить одновременно по нескольким каналам.

1. В процессе α-распада из радиоактивного ядра испускается ядро гелия 2. В процессе β-распада из радиоактивного ядра самопроизвольно испускаются либо электрон (β–-распад), либо позитрон (β+-распад), которые возникают непосредственно в момент распада (в ядре их нет). Третьим видом β-распада является захват ядром электрона из электронной оболочки своего атома (е-захват). В результате β–-распада заряд ядра Z увеличивается, а в случае β+-распада или е-захвата уменьшается на единицу. Энергия β-распада распределяется между дочерним ядром и частицами в соответствии с законами сохранения энергии и импульса. Часть этой энергии может вызвать возбуждение материнского ядра или электронных оболочек дочернего атома. Затем эта энергия выделяется в виде γ-излучения. Среди продуктов β-распада имеется еще третья нейтральная частица нейтрино (ν), уносящая недостающую по балансу энергию. Ее масса покоя близка к нулю характерное свойство нейтрино — это огромная проникающая способность. Нейтрино может без взаимодействия с веществом пройти сквозь всю толщину Земли. Мощным источником потока нейтрино ~1017 част./(м2·с) являются ядерные реакторы

3. В процессе γ-излучения радиоактивное ядро самопроизвольно переходит из возбужденного состояния в менее возбужденное или основное состояние. Излучение γ-квантов является основным процессом освобождения ядра от избыточной энергии. При этом не изменяется нуклонный состав ядра. Практически все дочерние ядра (продукты α- и β- распада) испускают γ-кванты, так как они образуются обычно в возбужденном состоянии. Энергия γ-квантов после α-распада в основном не превышает 0,5 МэВ, а после β-распада составляет 2 - 2,5 МэВ. Такое γ-излучение представляет основную радиационную опасность для людей при обращении с радиоактивными веществами. 4. Радиоактивный распад c вылетом нуклонов является сопутствующим процессом.

После β-распада дочернее ядро иногда образуется в таком сильновозбужденном состоянии, что энергия возбуждения (8—11 МэВ) превышает энергию связи нуклона в ядре. Поэтому происходит испускание из дочернего ядра не γ-кванта, а нуклона, который в этом случае называют запаздывающим. После β-распада дочернее ядро иногда образуется в таком сильновозбужденном состоянии, что энергия возбуждения (8—11 МэВ) превышает энергию связи нуклона в ядре. Поэтому происходит испускание из дочернего ядра не γ-кванта, а нуклона, который в этом случае называют запаздывающим. При β+-распаде образуется запаздывающий протон, при β–-распаде — запаздывающий нейтрон Испускания запаздывающих нуклонов обнаружены только у искусственных ядер, имеющих сильное отличие по составу нуклонов от стабильных значений. Период полураспада изменяется в очень широких пределах (10-7 с — 2·1017 лет). Одной из характеристик радиоактивного вещества служит его активность - число распадов ядер этого вещества в единицу времени. За единицу измерения активности вещества принимают Беккерель, равный 1 расп/сек. Другая единица - Кюри: 1 Кюри =3,7 х 1010 расп/сек.

таблица 2.2. Энергия связи Есв и энергия порога деления Епд для некоторых нуклидов (МэВ).

При делении нейтронами отношение масс осколков примерно 3:2. При делении нейтронами отношение масс осколков примерно 3:2. Продукты деления перенасыщены нейтронами и являются - радиоактивными. Каждый из атомов -продуктов деления претерпевает в среднем по три -распада, прежде чем приобретает стабильность. Иногда эти распады сопровождаются гамма-излучением, а иногда - испусканием нейтронов. Нейтроны, появляющиеся спустя некоторое время (до десятков секунд) после деления, называются запаздывающими. Энергия радиоактивных распадов распределяется между - бета-частицами и нейтрино , и значительная часть её уносится гамма - квантами, сопровождающими бета - распад. Энергия бета-частиц и гамма - квантов превращается в теплоту, которая выделяется в течение длительного времени и обуславливает так называемое "остаточное тепловыделение". Бета- и гамма- излучения продуктов деления приводят к высокой радиоактивности отработанного ядерного топлива.

Зависимость выхода продуктов деления тепловыми нейтронами от массового числа

Ядерные реакции записывают в виде уравнения Ядерные реакции, как и химические, записывают в виде уравнения. В левой части уравнения указывают исходное ядро и воздействующую частицу а, а в правой части — продукты ядерной реакции (новое ядро и выделяющуюся частицу b): где С* — составное (промежуточное) ядро в возбужденном состоянии.

. Тип ядерной реакции определяется видом воздействующей и выделяющейся частиц (а, b). Если они совпадают (а, а), реакцию называют рассеянием частицы а. В этом случае состав ядра не изменяется. Если в ядерной реакции частица а исчезает (поглощается ядром), а вместо нее появляется новая частица b, состав ядра изменяется: происходит ядерное превращение . По механизму взаимодействия ядерные реакции можно разделить на два вида: - прямые ядерные реакции; - реакции с образованием составного ядра.

Большинство ядерных реакций с кинетической энергией частиц менее 10 МэВ происходит с образованием составного ядра, Такое ядерное взаимодействие происходит в два этапа. Большинство ядерных реакций с кинетической энергией частиц менее 10 МэВ происходит с образованием составного ядра, Такое ядерное взаимодействие происходит в два этапа. Первый этап включает захват частицы ядром и возникновение составного ядра, которое находится в возбужденном состоянии. Энергия возбуждения Е* складывается из кинетической энергии частицы Ек и энергии связи присоединившегося нуклона Eсв: Е* = Ек + Есв Энергия связи нуклона в среднем равна 8 МэВ, поэтому составное ядро приобретает достаточно высокую энергию возбуждения.  

При захвате нейтрона с образованием составного ядра скорость вылетевшего вторичного нейтрона обычно меньше захваченного первичного нейтрона. Такой процесс носит название неупругого (резонансного) рассеяния частицы. При захвате нейтрона с образованием составного ядра скорость вылетевшего вторичного нейтрона обычно меньше захваченного первичного нейтрона. Такой процесс носит название неупругого (резонансного) рассеяния частицы. В некоторых случаях после испускания γ-квантов возбужденное ядро переходит в основное энергетическое состояние. Такой процесс взаимодействия частицы с ядром называют радиационным захватом частицы. Образование составного ядра возможно только при определенных значениях кинетической энергии частицы . Если кинетическая энергия частицы отличается от этих значений, составное ядро не образуется. В этом случае при столкновении частицы с ядром происходит ее упругое (потенциальное) рассеяние.

Во время ядерной реакции сохраняется общее число нуклонов и суммарный заряд, а происходит только перераспределение нуклонов и заряда между ядрами и частицами. Во время ядерной реакции сохраняется общее число нуклонов и суммарный заряд, а происходит только перераспределение нуклонов и заряда между ядрами и частицами. Ядерные реакции сопровождаются изменением кинетической энергии взаимодействующих частиц. Все ядерные реакции подчиняются законам квантовой механики. Поэтому можно рассматривать лишь вероятностные характеристики протекания тех или иных реакций. Эта вероятность в ядерной физике определяется значением эффективного сечения (или просто сечения) реакции σ.

Эффективное сечение (или просто сечение) реакции σ. Вероятностные характеристики протекания тех или иных реакций в ядерной физике определяются значениями эффективного сечения (или просто сечения) реакции σ. Количество ядерных реакций за единичное время определяют формулой Р = σ Ф Nя,F, где Ф = n v — плотность потока нейтронов, падающего на пластину (n — концентрация, v — скорость нейтронов).

Вероятность ядерной реакции характеризуется своим парциальным сечением, например σs — сечение рассеяния, σγ — сечение радиационного поглощения, σf — сечение деления и т. п. Сумму сечений всех возможных взаимодействий частицы с ядром, включая рассеяние, называют полным эффективным сечением σt. Вероятность ядерной реакции характеризуется своим парциальным сечением, например σs — сечение рассеяния, σγ — сечение радиационного поглощения, σf — сечение деления и т. п. Сумму сечений всех возможных взаимодействий частицы с ядром, включая рассеяние, называют полным эффективным сечением σt. Сечения реакции и геометрические сечения ядер сравнимы с площадью 10-28М2 . Поэтому за единицу ядерных сечений принят барн: 1 б = 10-28М2

Значения эффективных сечений ядерных реакций σ не совпадают с максимальными по площади геометрическими сечениями ядра. Так, полное эффективное сечение поглощения теплового нейтрона с нуклидом 235U составляет 705 б, быстрого нейтрона — ~1 б, а геометрическое сечение ядра 235U равно 2,5 б. Значения эффективных сечений ядерных реакций σ не совпадают с максимальными по площади геометрическими сечениями ядра. Так, полное эффективное сечение поглощения теплового нейтрона с нуклидом 235U составляет 705 б, быстрого нейтрона — ~1 б, а геометрическое сечение ядра 235U равно 2,5 б. Такое отличие сечений ядерных реакций от геометрического сечения объясняется тем, что при взаимодействии нейтронов с ядрами помимо специфических особенностей ядерных сил заметно проявляются волновые свойства частицы.

Поперечное сечение σ, которое относится к одному ядру, называют микроскопическим или ядерным сечением. Макроскопическое сечение ядерных реакций Σ, имеющее размерность обратной длины, определяют как число взаимодействий нейтронов с ядрами за единичное время и в единичном объеме среды: Поперечное сечение σ, которое относится к одному ядру, называют микроскопическим или ядерным сечением. Макроскопическое сечение ядерных реакций Σ, имеющее размерность обратной длины, определяют как число взаимодействий нейтронов с ядрами за единичное время и в единичном объеме среды: Σ = Nя σ, (2.20) где Nя — число ядер в единичном объеме. Макроскопическое сечение показывает также значение средней длины, свободного пробега нейтронов до своего взаимодействия λ = 1/Σ (2.21) В каждом акте рассеяния ядро получает импульс отдачи, а энергия нейтрона при этом уменьшается. Процесс снижения средней кинетической энергии нейтронов при рассеянии на ядрах называют замедлением. Замедление прекращается после достижения нейтронами области энергии теплового движения атомов среды

Рассеяние нейтронов на ядрах может быть упругим или неупругим. Упругое рассеяние происходит с сохранением суммарной кинетической энергии нейтрона и ядра. Рассеяние нейтронов на ядрах может быть упругим или неупругим. Упругое рассеяние происходит с сохранением суммарной кинетической энергии нейтрона и ядра. Потерю энергии нейтроном Е1—Е2 при одном упругом рассеянии обычно характеризуют средней логарифмической потерей энергии (параметром замедления) ξ = ‹In (E1/E2)› ≈ 2/(А + 2/3) (2.23) Используя ξ, можно рассчитать среднее число столкновений nзам нейтрона с ядрами, которое приводит к его замедлению от начальной энергии до тепловой области (Ет): nзам = ln(Е0/Ет)/ ξ. (2.24)

Для выбора веществ, которые могут быть использованы в качестве замедлителей, вводят понятие замедляющей способности, показывающее не только значение средней потери энергии при одном столкновении, но также учитывающее число таких столкновений в единичном объеме вещества. Для выбора веществ, которые могут быть использованы в качестве замедлителей, вводят понятие замедляющей способности, показывающее не только значение средней потери энергии при одном столкновении, но также учитывающее число таких столкновений в единичном объеме вещества. Произведение ξ Σs, где Σs —макроскопическое сечение рассеяния, учитывает оба вышеуказанных фактора, поэтому его значение характеризует замедляющую способность вещества. Чем выше значение ξ Σs, тем быстрее замедляются нейтроны и тем меньший объем вещества нужен для замедления нейтронов (табл. 2.2).

ЗАМЕДЛИТЕЛЬ должен обладать минимальной поглощающей способностью в области тепловых энергий, а поглощающую способность вещества характеризует величина Σа,т. Поэтому основной характеристикой веществ, используемых в качестве замедлителя, является коэффициент замедления kзам, который показывает способность вещества не только замедлять нейтроны, но и сохранять их после замедления: ЗАМЕДЛИТЕЛЬ должен обладать минимальной поглощающей способностью в области тепловых энергий, а поглощающую способность вещества характеризует величина Σа,т. Поэтому основной характеристикой веществ, используемых в качестве замедлителя, является коэффициент замедления kзам, который показывает способность вещества не только замедлять нейтроны, но и сохранять их после замедления: kзам = ξ Σs / Σа,т. (2.25) Чем больше kзам, тем интенсивнее накапливаются тепловые нейтроны в замедлителе ввиду большой замедляющей способности вещества и слабого поглощения в нем нейтронов. Вещества, имеющие высокие значения kзам, являются самыми эффективными замедлителями (см. табл. 2.2). Наилучшим замедлителем является тяжелая вода, однако высокая стоимость тяжелой воды ограничивает ее применение. Поэтому широкое распространение в качестве замедлителей получили обычная (легкая) вода и графит.

В процессе замедления до тепловой области нейтрон испытывает большое число столкновений (см. табл. 2.1), при этом происходит его среднее смещение (по прямой) на расстояние ‹rзам› от места генерации (см.рис.2.8.). В процессе замедления до тепловой области нейтрон испытывает большое число столкновений (см. табл. 2.1), при этом происходит его среднее смещение (по прямой) на расстояние ‹rзам› от места генерации (см.рис.2.8.). Величину Ls= [1/6 ‹r2зам›]1/2 называют длиной замедления, а квадрат длины замедления — возрастом нейтронов τ . Нейтроны после своего замедления до тепловой области относительно длительное время хаотическим образом перемещаются в среде, обмениваясь кинетической энергией при столкновениях с окружающими ядрами. Такое движение нейтронов в среде, когда их энергия в среднем остается постоянной, называют диффузией. Диффузионное движение теплового нейтрона продолжается до тех пор, пока не произойдет его поглощения. В процессе диффузии тепловой нейтрон смещается от места своего рождения до места поглощения в среднем на расстояние ‹rдиф›. Величину L = [1/6 ‹r2диф›]1/2 называют длиной диффузии тепловых нейтронов. Среднее расстояние, на которое смещается нейтрон от места своего рождения (быстрым) до места своего поглощения (тепловым), характеризуют длиной миграции М: M2 = τ + L2. (2.26)

Рис.4.1.Схема замедления и диффузии нейтронов.

Таблица Время замедления, диффузии и полное время жизни нейтрона в чистом замедлителе

Как видно, для всех замедлителей время диффузии значительно больше времени замедления, причём наибольшая разница имеет место для тяжёлой воды. Как видно, для всех замедлителей время диффузии значительно больше времени замедления, причём наибольшая разница имеет место для тяжёлой воды. Это означает, что в большом объёме замедлителя число нейтронов с тепловой энергией приблизительно в 100 раз больше числа всех остальных нейтронов с более высокой энергией.

Конструкционные материалы и топливо слабо замедляют нейтроны по сравнению с тяжёлой или легкой водой. Конструкционные материалы и топливо слабо замедляют нейтроны по сравнению с тяжёлой или легкой водой. В графитовых реакторах объём замедлителя в ячейке значительно превосходит объём ТВС, и возраст нейтронов в реакторе близок к возрасту нейтронов в графите

Лекция 3.Управление реактором Коэффициент размножения Для анализа цепной реакции деления вводят коэффициент размножения, показывающий отношение числа нейтронов ni любого поколения к их числу ni-1 в предыдущем поколении: k = ni/ ni -1 (3.6)

ФАЗЫ ЗАМКНУТОГО НЕЙТРОННОГО ЦИКЛА Значение k∞ в размножающей среде, содержащей ядерное топливо и замедлитель, определяется участием нейтронов в следующих четырех процессах, представляющих различные фазы замкнутого нейтронного цикла: 1) деление на тепловых нейтронах, 2) деление на быстрых нейтронах, 3) замедление быстрых нейтронов до тепловой области, 4) диффузия тепловых нейтронов до поглощения в ядерном топливе

1. Деление на тепловых нейтронах (10-14 с). 1) Деление на тепловых нейтронах характеризуется коэффициентом деления на тепловых нейтронах η, который показывает число образующихся вторичных нейтронов на один поглощенный тепловой нейтрон. Значение η зависит от свойств делящегося вещества и его содержания в ядерном топливе: η = νσf5/(σf5 + σγ5 + σγ8N8/N5). (3.8) Снижение η по сравнению с числом ν вторичных нейтронов, возникающих при делении), обусловлено радиационным захватом нейтронов ядрами 235U и 238U, имеющими концентрации N5 и N8 соответственно (для краткости в нижнем индексе будем указывать последнюю цифру массового числа нуклида).

Для нуклида 235U (σf5 = 583,5 б, σγ5 = 97,4б, N8 = 0) значение η = 2,071. Для естественного урана (N8/N5 = 140) имеем η = 1,33. Для нуклида 235U (σf5 = 583,5 б, σγ5 = 97,4б, N8 = 0) значение η = 2,071. Для естественного урана (N8/N5 = 140) имеем η = 1,33.

Рис. Схема деления ядра урана (плутония).

2. Деление на быстрых нейтронах (10-14 с.). Часть рождающихся при делении вторичных нейтронов имеет энергию больше энергии порога деления 238U. Это вызывает деление ядер 238U. Однако после нескольких столкновений с ядрами замедлителя энергия нейтронов становится ниже этого порога и деление ядер 238U прекращается. Поэтому размножение нейтронов за счет деления 238U наблюдается только при первых столкновениях родившихся быстрых нейтронов с ядрами 238U. Число образующихся вторичных нейтронов на один поглощенный быстрый нейтрон характеризуется коэффициентом деления на быстрых нейтронах μ.

3. Замедление быстрых нейтронов до тепловой области (10-4 с) В резонансной области энергий основным поглотителем замедляющихся нейтронов являются ядра 238U. Вероятность избежать резонансного поглощения (коэффициент φ) связана с плотностью N8 ядер 238U и замедляющей способностью среды ξΣs соотношением φ = exp[ – N8Iа,эф/(ξΣs)]. (3.9) Величину Iа,эф, характеризующую поглощение нейтронов отдельным ядром 238U в резонансной области энергий, называют эффективным резонансным интегралом.

Диффузия тепловых нейтронов до поглощения в ядерном топливе (10-3 с). Нейтроны, достигшие тепловой области, поглощаются либо ядрами топлива, либо ядрами замедлителя. Вероятность захвата тепловых нейтронов ядрами топлива называют коэффициентом использования тепловых нейтронов θ. θгет = Σа,ятΦят/(Σа,ятΦят + Σа,замΦзам) (3.13)

Рассмотренные четыре процесса определяют баланс нейтронов в размножающей системе (см. рис. 3.9). Рассмотренные четыре процесса определяют баланс нейтронов в размножающей системе (см. рис. 3.9). В результате поглощения одного теплового нейтрона любого поколения в следующем поколении появляется ημφθ нейтронов. Таким образом, коэффициент размножения в бесконечной среде количественно выражается формулой четырех сомножителей: k∞ = n ημφθ/n = ημφθ. (3.14)

Рис. 3.9 Нейтронный цикл цепной реакции деления на тепловых нейтронах в критическом состоянии (k∞ = ημφθ = 1).

Первые два коэффициента зависят от свойств используемого ядерного топлива и характеризуют рождение нейтронов в процессе цепной реакции деления. Первые два коэффициента зависят от свойств используемого ядерного топлива и характеризуют рождение нейтронов в процессе цепной реакции деления. Коэффициенты φ и θ характеризуют полезное использование нейтронов, однако их значения зависят от концентраций ядер замедлителя и топлива противоположным способом. Поэтому произведение φθ и, следовательно, k∞, имеют максимальные значения при оптимальном отношении Nзам/Nят.

цепную реакцию деления можно осуществить с использованием разных видов ядерного топлива и замедлителя: цепную реакцию деления можно осуществить с использованием разных видов ядерного топлива и замедлителя: 1) естественного урана с тяжеловодным или графитовым замедлителем; 2) слабообогащенного урана с любым замедлителем; 3) сильнообогащенного урана или искусственного ядерного топлива (плутония) без замедлителя (цепная реакция деления на быстрых нейтронах).

В процессе работы реактор в основном находится в нестационарном состоянии. Это вызвано либо переходными процессами, связанными с изменением мощности реактора, либо очень малыми колебаниями реактивности под влиянием различных внутренних или внешних факторов. Изменение во времени плотности Φ нейтронного потока зависит от ее исходного значения и количества вторичных нейтронов, образующихся за 1 с: Φ(t) = Φ0 ехр[(ρ/τn) t ] - уравнение кинетики реактора, где τn — среднее время жизни нейтронов одного поколения с учетом kэф–1≈ρ

Время жизни одного поколения мгновенных нейтронов τмгн складывается из трех величин: времени вылета быстрых нейтронов при делении (τдел ~ 10-14 с); времени замедления быстрых нейтронов до тепловых (τзам ~ 10-4 с); времени диффузии тепловых нейтронов до их захвата делящимся ядром (τдиф ~ 10-3 с). Время жизни одного поколения мгновенных нейтронов τмгн складывается из трех величин: времени вылета быстрых нейтронов при делении (τдел ~ 10-14 с); времени замедления быстрых нейтронов до тепловых (τзам ~ 10-4 с); времени диффузии тепловых нейтронов до их захвата делящимся ядром (τдиф ~ 10-3 с). Таким образом, значение τмгн в цепной реакции деления на тепловых нейтронах определяется процессом диффузии: τмгн ~ τдиф ~ 10-3 с. При делении на быстрых нейтронах это время снижается до 10-7 с.

Управление ядерным реактором становится возможным благодаря наличию запаздывающих нейтронов Из уравнения кинетики реактора следует, что при значении τn = τмгн = 10-3 с, если даже принять ρ = 5·10-3, плотность потока нейтронов возрастает за 1 с в 150 раз (Φ/Φ0) = e5~150). Поэтому цепная реакция деления на мгновенных нейтронах является неуправляемой. Управление ядерным реактором становится возможным благодаря наличию запаздывающих нейтронов. β – доля запаздывающих нейтронов. Хотя количество таких нейтронов мало, время их выхода достаточно велико. Поэтому среднее время жизни всех нейтронов τn возрастает: τn = τзапβ + τмгн (1 – β). (4.9) Для нуклида 235U имеем τn ≈ 0,1 с при значениях β = 0,0065 и τзап =13 с. При τn ≈ 0,1 с возрастание плотности нейтронов за 1 с составляет всего 5% (Φ/Φ0 = e0,05 ≈ 1,05) и цепная реакция деления становится надежно управляемой.

Эффективный коэффициент размножения реактора можно представить в виде суммы: Эффективный коэффициент размножения реактора можно представить в виде суммы: kэф = kмгн + kзап. (4.10) Первое слагаемое представляет собой коэффициент размножения на мгновенных нейтронах kмгн = kэф (1 – β). (4.11) Второе слагаемое — это коэффициент размножения на запаздывающих нейтронах kзап = kэф β. (4.12) Если kмгн<1, то протекание цепной реакции зависит как от мгновенных, так и от запаздывающих нейтронов. В этом случае при отсутствии делений на запаздывающих нейтронах происходит затухание цепной реакции. При kмгн>1 цепная реакция деления развивается на одних мгновенных нейтронах и становится неуправляемой. Реактор, у которого kмгн=1, называют мгновенно-критическим. Для такого реактора из соотношения (4.11) находим, что kэф ≈ 1 + β или ρ ≈ β.

Три основные функции СУЗ: 1) компенсация избыточной реактивности; 2) изменение мощности реактора, включая его пуск и останов, а также регулирование (поддержание) мощности при малых, но достаточно быстрых отклонениях от критичности, вызванных случайными колебаниями параметров; 3) аварийная защита реактора (быстрое и надежное гашение цепной реакции деления).

Органы СУЗ Основной частью СУЗ являются рабочие органы, представляющие собой поглощающие стержни, которые вводят в активную зону. Чем глубже в активной зоне находится поглощающий стержень, тем больше захват нейтронов и ниже коэффициент размножения. В качестве поглощающих материалов используют бор, кадмий и др. Наибольшее распространение получил карбид бора B4C, имеющий необходимую термическую и радиационную стойкость. В соответствии с функциями СУЗ поглощающие стержни разделяют на три группы: стержни автоматического регулирования (АР), компенсирующие стержни (КС) и стержни аварийной защиты (A3). Стержни АР служат для изменения мощности реактора и поддержания ее на заданном стационарном уровне. Перемещение стержней АР изменяет реактивность активной зоны и тем самым переводит реактор в различные состояния: надкритическое (рост мощности), критическое (стационарный уровень мощности) и подкритическое (снижение мощности).

Рис. 4.4. Изменение плотности нейтронного потока при различных значениях реактивности.

Компенсирующие стержни служат для компенсации запаса реактивности во время работы реактора и создания необходимой подкритичности в остановленном реакторе. В начальный период работы реактора они находятся в крайнем нижнем положении, т.е. полностью введены в активную зону. По мере работы реактора запас реактивности уменьшается и КС постепенно выводятся из активной зоны. Вывод их в крайнее верхнее положение свидетельствует о выработке всего запаса реактивности, о завершении кампании реактора. Компенсирующие стержни служат для компенсации запаса реактивности во время работы реактора и создания необходимой подкритичности в остановленном реакторе. В начальный период работы реактора они находятся в крайнем нижнем положении, т.е. полностью введены в активную зону. По мере работы реактора запас реактивности уменьшается и КС постепенно выводятся из активной зоны. Вывод их в крайнее верхнее положение свидетельствует о выработке всего запаса реактивности, о завершении кампании реактора. Для продолжения работы реактора требуется замена отработавшего ядерного топлива на свежее. Введение в активную зону большого числа КС с целью увеличения кампании реактора сопряжено с физическими и техническими трудностями. Поэтому при наличии КС в различные компоненты активной зоны дополнительно вводят выгорающий поглотитель. Во время работы реактора количество ядер выгорающего поглотителя непрерывно уменьшается вследствие захвата нейтронов и превращения их в другие нуклиды с низким сечением поглощения.

Cистема борного регулирования В реакторах с водяным охлаждением без кипения система борного регулирования, обеспечивает компенсацию медленных изменений реактивности в течение всей кампании. В водный теплоноситель,, добавляют борную кислоту. Ее концентрация зависит от времени работы реактора и определяется темпом и глубиной выгорания ядерного топлива. Концентрация борной кислоты максимальна (до 1%) в начале кампании, затем ее постепенно снижают до нуля (в конце кампании). Достоинством борного регулирования является то, что оно не искажает поле нейтронного потока в активной зоне и приводит к снижению числа компенсирующих стержней в реакторе. Для прекращения цепной реакции деления при возникновении аварийных ситуаций, требующих немедленного останова реактора, в активную зону с максимальной скоростью вводят стержни аварийной защиты. Стержни A3 находятся в работающем реакторе вне активной зоны, а при необходимости под действием собственного веса или специальных устройств быстро падают в , снижая ее реактивность и прекращая цепную реакцию деления

Лекция 4. Особенности реактора как источника энергии. Изменение нуклидного состава при работе реактора. Выгорание топлива. Нуклидный состав ядерного топлива непрерывно изменяется во время работы реактора. В соответствии с этим непрерывно изменяется и полный запас реактивности В процессе деления ядер топлива происходит непрерывная убыль делящегося вещества. Этот процесс называется выгоранием. Наряду с выгоранием ядер урана-235, за счёт захвата нейтронов ядрами урана-238 образуется смесь изотопов плутония. Процесс образования новых делящихся нуклидов называется воспроизведением ядерного топлива.

Поглощение нейтронов стабильными или долгоживущими радиоактивными нуклидами принято называть шлакованием, а поглощение короткоживущими радиоактивными нуклидами - в основном ядрами Хе-135 - отравлением. Поглощение нейтронов стабильными или долгоживущими радиоактивными нуклидами принято называть шлакованием, а поглощение короткоживущими радиоактивными нуклидами - в основном ядрами Хе-135 - отравлением. Вследствие накопления в активной зоне шлаков и отравляющих продуктов уменьшается доля нейтронов, поглощаемых в топливе, а, следовательно, и коэффициент размножения. Если бы реактор имел точно критическую загрузку, то использование его для получения энергии было бы исключено. Поэтому загрузка топлива должна превышать критическую массу, и это превышение определяет продолжительность кампании реактора.

Зависимость Кэф от нуклидного состава топлива выражается через коэффициенты η,μ,φ,ө, L и τ. Зависимость Кэф от нуклидного состава топлива выражается через коэффициенты η,μ,φ,ө, L и τ. В реакторе на тепловых нейтронах обогащение обычно невелико, основным материалом блока является уран-238, и, относительное выгорание настолько мало, что практически не сказывается на коэффициентах μ и φ. Возраст нейтронов зависит от рассеивающих свойств среды. Изменение состава топлива мало сказывается на величинах и , и возраст тепловых нейтронов τ в процессе кампании практически не изменяется. Изменение нуклидного состава топлива сказывается в первую очередь на коэффициентах η,Ө и L.

МОЩНОСТЬ РЕАКТОРА МОЩНОСТЬ РЕАКТОРА Мощность реактора прямо пропорциональна произведению потока нейтронов на концентрацию делящихся нуклидов. Так как количество делящихся нуклидов со временем непрерывно изменяется, то для поддержания постоянства мощности необходимо изменять плотность потока нейтронов. При одной и той же мощности плотность потока нейтронов в конце кампании будет больше, чем в начале. Определим закон изменения плотности потока нейтронов во времени, при котором обеспечивается постоянная мощность реактора. При постоянной мощности для любого произвольного момента времени t скорость деления такая же, как и в начальный момент времени t=0

Обычно средняя глубина выгорания составляет 10-30% всего загружаемого делящегося вещества. Обычно средняя глубина выгорания составляет 10-30% всего загружаемого делящегося вещества. При работе реактора в наибольшем количестве образуется Pu-239. При малом выгорании топлива образование Pu-239 происходит пропорционально энерговыработке, так как выгорание плутония вследствие его малой концентрации в этот период незначительно, и им можно пренебречь. При более глубоком выгорании рост концентрации Pu-239 замедляется, так как он начинает выгорать более интенсивно.

Зашлаковывание реактора. Короткоживущие нуклиды обуславливают отравление, а долгоживущие - шлакование реактора. Для удобства расчётов все шлаки принято разделять на три группы в зависимости от сечения поглощения. К первой группе относят сильно поглощающие шлаки, сечение захвата которых значительно превосходит сечение поглощения U-235 Ко второй группе относятся шлаки, для которых сечение поглощения такого же порядка, как и для U-235. К третьей группе относятся все остальные шлаки со слабым поглощением

Среди продуктов деления, влияющих на реактивность реактора, наиболее важен Xe-135, имеющий резонанс при энергии 0,084 эB и сечение 3150000 барн. Влияние ксенона на баланс нейтронов называется отравлением. Xe-135 принадлежит следующей цепочке бета-распадов продуктов деления (числа под стрелками - периоды полураспада): Te-135… I-135……..>Xe-135………. .Cs-135 ………… Ba-135 18c 6.6ч 9.1ч 3 млн лет Т.к. период полураспада Te-135 мал, при расчётах им обычно пренебрегают и считают, что I-135 образуется непосредственно.

Отравление реактора определяется двумя нуклидами: ксеноном (σа=3,5·106 б) и самарием (σа=5,3·104 б). Появление радиоактивного 135Хе связано в основном с радиоактивным распадом (T1/2= 6,7 ч). При стационарном режиме реактора устанавливается равновесная концентрация ядер 135Хе, которая зависит от скорости образования ядер 135Хе из 135I и скорости их убывания за счет захвата нейтронов (превращения в 136Хе), а также от собственного распада 135Хе (Т1/2 = 9,2 ч). Отравление реактора определяется двумя нуклидами: ксеноном (σа=3,5·106 б) и самарием (σа=5,3·104 б). Появление радиоактивного 135Хе связано в основном с радиоактивным распадом (T1/2= 6,7 ч). При стационарном режиме реактора устанавливается равновесная концентрация ядер 135Хе, которая зависит от скорости образования ядер 135Хе из 135I и скорости их убывания за счет захвата нейтронов (превращения в 136Хе), а также от собственного распада 135Хе (Т1/2 = 9,2 ч). Изменение мощности ядерного реактора приводит к нарушению динамического равновесия между образованием и убылью ядер 135Хе. В максимальной степени этот эффект проявляется при останове реактора. После останова реактора прекращаются образование ядер 135I и убыль ядер 135Хе за счет поглощения нейтронов в реакции 135Xe + n → 136Xe. Накопившиеся к моменту останова ядра 135I и 135Хе продолжают распадаться. Но распад 135I представляет собой рождение 135Хе, причем этот процесс происходит быстрее, чем распад 135Хе. Поэтому концентрация 135Хе временно увеличивается, пока λXeNXe<λINI (рис. 3.8).

Время после останова реактора, в течение которого глубина "иодной ямы" не превышает запаса реактивности в момент остановки, называется временем допустимой стоянки (tд.ст.). Время после останова реактора, в течение которого глубина "иодной ямы" не превышает запаса реактивности в момент остановки, называется временем допустимой стоянки (tд.ст.). До момента tд.ст. реактор можно повторно запустить при имеющемся запасе реактивности. Время после останова, в течение которого глубина "иодной ямы" больше запаса реактивности и реактор нельзя вывести на мощность называется временем вынужденной стоянки (tв.ст.). tд.ст и tв.ст. зависят от запаса реактивности перед остановкой зап, от мощности перед остановкой и от времени работы на этом уровне мощности.

Рис.3.8. Зависимость концентрации 135Хе (1) и реактивности (2) от времени после останова реактора.

Время после останова реактора, в течение которого глубина "иодной ямы" не превышает запаса реактивности в момент остановки, называется временем допустимой стоянки (tд.ст.). Время после останова реактора, в течение которого глубина "иодной ямы" не превышает запаса реактивности в момент остановки, называется временем допустимой стоянки (tд.ст.). До момента tд.ст. реактор можно повторно запустить при имеющемся запасе реактивности. Время после останова, в течение которого глубина "иодной ямы" больше запаса реактивности и реактор нельзя вывести на мощность называется временем вынужденной стоянки (tв.ст.). tд.ст и tв.ст. зависят от запаса реактивности перед остановкой зап, от мощности перед остановкой и от времени работы на этом уровне мощности.

Методы изменения реактивности Управление мощностью реактора осуществляется путем измерения соотношения между скоростями ГЕНЕРАЦИИ, ПОГЛОЩЕНИЯ И УТЕЧКИ нейтронов. В стационарном состоянии, когда коэффициент размножения равен единице, скорость генерации нейтронов равна сумме скоростей поглощения и утечки. Для изменения этого равновесия, т.е. для изменения мощности реактора или, наоборот, восстановления равновесия, если под влиянием каких-либо внешних причин оно нарушается, необходимо воздейстствие на один их трех указанных факторов. При этом увеличение скорости генерации приводит к возрастанию реактивности, а усиление поглощения или утечки нейтронов - к уменьшению реактивности.

. Избыточная реактивность Превышение коэффициента размножения свежего топлива над критическим значением носит название избыточной реактивности

Запас реактивности Рассмотренные физические процессы в реакторе связаны с дополнительной потерей нейтронов в активной зоне, поэтому для компенсации происходящего снижения реактивности необходимо увеличить начальную загрузку ядерного топлива по сравнению с критическим значением, которое характеризуется запасом реактивности: ρзап = [(kэф)зап – 1]/(kэф)зап, где (kэф)зап — максимально возможное значение kэф при полностью извлеченных из активной зоны поглотителей нейтронов. Запас реактивности необходим для компенсации выгорания топлива ρвыг, отравления реактора ρотр, шлакования ρшл, температурных эффектов ρт, а также для компенсации йодной ямы при небольшом снижении мощности или пуске реактора после запланированной стоянки ρоп (оперативный запас реактивности): ρзап ≥ ρвыг + ρотр + ρшл + ρт + ρоп – ρвос

Кампания ядерного реактора Запас реактивности зависит от вида ядерного реактора, например для реакторов на тепловых нейтронах ρзап = 0,17—0,25, а в реакторах на быстрых нейтронах значение ρзап существенно меньше. значение ρзап определяет кампанию ядерного реактора, т. е. время работы реактора, пересчитанное на номинальную мощность. Номинальная мощность реактора—это наибольшая мощность, при которой он может работать на всех предусмотренных режимах в течение расчетной кампании. Кампанию реактора измеряют в эффективных сутках τэф.сут.

КОЭФФИЦИЕНТ ВОСПРОИЗВОДСТВА Отношение количества ядер образовавшегося вторичного топлива, например ΔN9 (для 239Pu), к количеству ядер выгоревшего первичного топлива ΔN5 (для 235U) называют коэффициентом воспроизводства (КВ): КВ = ΔN9/ΔN5. В реакторах на тепловых нейтронах значение KB всегда меньше единицы, причем чем менее обогащенным является ядерное топливо, тем больше в нем ядер 238U и тем выше КВ. КВ ~ 0,8 для естественного урана, для слабообогащенного урана KB ~ 0,5 - 0,6. В реакторах на быстрых нейтронах может быть достигнут КВ выше единицы. Реакторы, в которых обычно используют уран-плутониевое топливо называют реакторами-размножителями. В них может быть достигнуто расширенное воспроизводство делящихся материалов (КВ ~ 1,3—1,5). Низкое сечение деления быстрых нейтронов вызывает необходимость применения в быстрых реакторах сильнообогащенного ядерного топлива (около 20%).

Каждый вторичный нейтрон деления дает прирост числа вторичных нейтронов до величины, равной Каждый вторичный нейтрон деления дает прирост числа вторичных нейтронов до величины, равной Если реактор больших размеров, то можно пренебречь утечкой нейтронов и можно считать, что все вторичные нейтроны с энергией ниже порога деления заканчивают свой жизненный цикл внутри активной зоны, а именно: один нейтрон идет на поддержание цепного процесса, часть нейтронов поглощается в материалах, а остальные нейтроны поглотятся сырьевым нуклидом.

Эти нейтроны произведут новое горючее с коэффициентом воспроизводства КВ, численно равным количеству атомов вновь образовавшегося горючего на один атом сгоревшего исходного ядерного горючего. Принимая это во внимание окончательно получим соотношение Эти нейтроны произведут новое горючее с коэффициентом воспроизводства КВ, численно равным количеству атомов вновь образовавшегося горючего на один атом сгоревшего исходного ядерного горючего. Принимая это во внимание окончательно получим соотношение

Следовательно, для того чтобы достичь высоких значений КВ, необходимо повышать величину и уменьшать паразитный захват нейтронов в материалах активной зоны. Максимального значения  и достигается в реакторах на быстрых нейтронах.

Коэффициент принимает минимальное значение в том случае, если из реактора непрерывно удалять продукты деления с большими сечениями захвата и свести к минимуму количество конструкционных материалов, замедлителя и теплоносителя. Коэффициент принимает минимальное значение в том случае, если из реактора непрерывно удалять продукты деления с большими сечениями захвата и свести к минимуму количество конструкционных материалов, замедлителя и теплоносителя. Тогда наибольшим КВ будет обладать реактор больших размеров на быстрых нейтронах с газообразным теплоносителем и непрерывным удалением продуктов деления.

Максимальные полученные значения КВ : для реактора на быстрых нейтронах – 1,35, для реактора на тепловых нейтронах – 0,8.

Расширенное воспроизводство топлива в реакторах на быстрых нейтронах В стационарно развивающейся ядерной энергетике для долгосрочного обеспечения топливом энергетических мощностей вполне достаточно иметь КВ1 (необходим некоторый запас на восполнение потерь топлива в топливном цикле). Избыток КВ над единицей будет определять скорость роста ядерной энергетики. Для повышения величины КВ необходимо повышать долю резонансного поглощения, что достигается уменьшением доли ядер замедлителя по отношению к ядрам топлива.

Лекция 4. . Особенности реактора как источника энергии. Основные характеристики и классификация ЯЭУ 8.1. Параметры и конструктивные особенности ЯЭУ Основные компоненты ядерной энергетической установки (ЯЭУ) зависят от типа реактора, вида теплоносителя, целевого назначения, тепловой схемы и ряда других факторов . Классификация ядерных энергетических установок приведена на рис. 8.1 В зависимости от структуры расположения ядерного топлива и замедлителя реакторы могут быть гомогенными или гетерогенными. В гомогенном реакторе активная зона, состоящая из жидкой однородной смеси ядерного горючего и замедлителя, размещается внутри корпуса. Цепная реакция деления происходит только в топливном растворе, находящемся в реакторе, так как в этом месте создается критический размер активной зоны и происходит выделение теплоты. Теплоотвод осуществляется путем циркуляции топливного раствора с замедлителем через теплообменник, расположенный вне реактора.

Наряду с рядом преимуществ (компактные размеры, отсутствие твэлов, непрерывный топливный цикл, простота управления, малые потери нейтронов, высокий коэффициент воспроизводства, саморегулирование мощности и т. п.) Наряду с рядом преимуществ (компактные размеры, отсутствие твэлов, непрерывный топливный цикл, простота управления, малые потери нейтронов, высокий коэффициент воспроизводства, саморегулирование мощности и т. п.) гомогенные реакторы имеют существенные недостатки: циркуляция сильнорадиоактивного топливного раствора, повышенная коррозия конструкционных материалов, жесткие требования к надежности оборудования и герметичности первого контура, трудность ремонтных работ и др. Ввиду указанных недостатков гомогенные реакторы развития не получили.

В гетерогенных реакторах ядерное топливо, находящееся в твердом состоянии, отделяется от замедлителя. В гетерогенных реакторах ядерное топливо, находящееся в твердом состоянии, отделяется от замедлителя. Теплосъем в гетерогенном реакторе происходит при циркуляции теплоносителя через каналы в активной зоне, образованные соответствующим расположением твэлов. По конструктивному исполнению реакторы подразделяют на корпусные и канальные. В корпусных реакторах активная зона, находится в корпусе, который рассчитан на полное давление теплоносителя. Корпусные реакторы компактны. Однако с увеличением единичной мощности блока возрастают трудности в изготовлении корпуса реактора и главных циркуляционных трубопроводов, а также усложняются проблемы обеспечения безопасности при разрыве таких трубопроводов. В канальных реакторах отсутствует прочный корпус. Активная зона состоит из одинаковых технологических каналов с индивидуальным охлаждением, в которых размещаются ТВС. Увеличивая число таких каналов, можно получить более высокую единичную мощность реактора. По принципу расположения реакторного оборудования различают петлевую (контурную) и интегральную компоновки. При интегральной компоновке все оборудование размещено в одном корпусе (баке), а при петлевой компоновке внутри корпуса реактора находится только активная зона.    

Рис. 8.1. Классификация реакторов ядерных энергетических установок

Тепловая схема ЯЭУ может быть одно-, двух- и трехконтурной (рис.8.2). Одно- и двухконтурные схемы применяют с реакторами на тепловых нейтронах с водным теплоносителем, трехконтурные— с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем . Тепловая схема ЯЭУ может быть одно-, двух- и трехконтурной (рис.8.2). Одно- и двухконтурные схемы применяют с реакторами на тепловых нейтронах с водным теплоносителем, трехконтурные— с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем . В одноконтурной схеме (рис. 8.2, а) пар вырабатывается непосредственно в реакторе. Полученная пароводяная смесь подается в барабан-сепаратор, отсепарированный насыщенный пар поступает в паровую турбину. Отработавший в турбине пар конденсируется, и конденсат после подогрева циркуляционным насосом подается в реактор. В такой схеме теплоноситель является одновременно и рабочим телом в паросиловом цикле. Одноконтурная установка в схемном отношении является наиболее простой и обладает большей тепловой экономичностью. Однако пароводяная смесь, проходя через реактор, становится радиоактивной. Хотя основное количество радиоактивных веществ остается в отсепарированной воде, некоторая часть твердых частиц (в основном продуктов коррозии, обладающих наведенной радиоактивностью) вместе с паром поступает в паропроводы, накапливается в турбине и другом оборудовании. Это предъявляет повышенные требования к биологической защите, затрудняет проведение контроля и ремонта оборудования.

Одно- и двухконтурные схемы АЭС являются наиболее распространенными, общим является то, что они работают с турбинами на насыщенном паре средних параметров (6—6,5 МПа). Одно- и двухконтурные схемы АЭС являются наиболее распространенными, общим является то, что они работают с турбинами на насыщенном паре средних параметров (6—6,5 МПа). Использование в качестве теплоносителя натрия, который становится радиоактивным в нейтронном поле, вызывает необходимость применения трехконтурной схемы (рис. 8.2, в). Радиоактивный натрий первого контура из реактора направляется в теплообменник, где отдает свою теплоту натрию промежуточного контура и циркуляционным насосом возвращается в реактор. Натрий промежуточного контура передает теплоту рабочему телу (воде) в парогенераторе, откуда полученный пар высоких параметров поступает на турбину. Давление натрия в промежуточном контуре поддерживается более высоким, чем в первом контуре, тем самым исключается протечка радиоактивного натрия в промежуточный контур и его взаимодействие с водой. Трехконтурная схема вызывает дополнительное увеличение капитальных затрат на 15—20%, однако при этом обеспечиваются условия безопасной эксплуатации реакторной установки. В качестве рабочего тела в цикле преобразования тепловой энергии в механическую применяют главным образом пар (насыщенный или перегретый).

8.2 Типовые ЯЭУ Водо-водяной реактор ВВЭР- 440 представляет собой цилиндрический сосуд с крышкой и состоит из следующих основных частей: 1 - верхний блок с приводами системы управления и защиты (СУЗ); 2- патрубок отвода теплоносителя из реактора; 3 - органы СУЗ; 4 - активная зона; 5 - корпус (рис. 8.4).

Основные конструктивные решения для реакторов ВВЭР заключаются в следующем: Основные конструктивные решения для реакторов ВВЭР заключаются в следующем:        охлаждающий поток теплоносителя движется через активную зону снизу вверх;        топливные кассеты расположены в выемной шахте;        перегрузку топливных кассет производят через верх реактора при снятой верхней крышке;          все внутрикорпусные устройства выемные, что обеспечивает возможность их ремонта и замены, а также позволяет контролировать внутреннюю поверхность корпуса;          приводы СУЗ и системы технологического контроля расположены на верхнем блоке реактора;    корпус реактора изготовлен заводским способом с учетом возможности его транспортировки по железным дорогам;  все реакторное оборудование, содержащее активный теплоноситель под давлением, размещено в защитной оболочке. Реакторная установка ВВЭР-1000 ввиду очень низкого радиационного загрязнения второго контура является наиболее приемлемой для использования в составе атомной ТЭЦ (АТЭЦ).

канальные водографитовые реакторы 2. Особенность канальных водографитовых реакторов заключается в возможности широкого выбора физических и технических решений по параметрам и конструкции реактора. Недостаток - большая разветвленность и громоздкость контура циркуляции, изготовляемого из нержавеющей стали, и сложность системы контроля за работой реактора. Это усложняет монтажные работы и увеличивает капитальные затраты на сооружение АЭС. Теплоноситель по индивидуальным трубопроводам подводят снизу к каждому ТК, он нагревается до кипения и частично испаряется. Отвод пароводяной смеси осуществляется из верхней части ТК также по индивидуальным трубопроводам в барабан-сепаратор. Насыщенный пар при давлении 7,0 МПа направляют к двум турбинам по 500 МВт каждая, а отсепарированную воду смешивают с питательной водой и с помощью главных циркуляционных насосов подают на вход в ТК через систему раздающих коллекторов. Реактор РБМК-1000 размещают в бетонной шахте размерами 21,621,625,6 м (рис. 8.5). Графитовая кладка цилиндрической формы состоит из отдельных, собранных в колонны блоков сечением 0,250,25 м с осевыми цилиндрическими отверстиями, в которых размещены вертикальные технологические каналы и каналы СУЗ.

Рис. 8.5. Общий вид реакторной установки РБМК-1000: 1— реактор; 2 — подводящие водяные трубопроводы; 3 — отводящие пароводяные трубопроводы; 4 — перегрузочная машина; 5 — сепараторы; 6—циркуляционные насосы

Реакторы на быстрых нейтронах Реакторы на быстрых нейтронах характеризуются относительно малыми габаритами активной зоны и ее высокой удельной энергонапряженностью. Внесение в активную зону таких реакторов материалов, замедляющих быстрые нейтроны, недопустимо. Это приводит к тому, что выбор теплоносителя для реакторов на быстрых нейтронах ограничен.В настоящее время в качестве теплоносителя реакторов на быстрых нейтронах используют натрий, В конструкции реактора БН-600 принят вариант интегральной компоновки оборудования первого контура (рис. 8.6).. Натрий протекает снизу вверх через кассеты активной зоны и зоны воспроизводства и, нагретый до температуры 550°С, поступает на вход в промежуточные теплообменники. В теплообменниках натрий первого контура проходит по межтрубному пространству сверху вниз, охлаждаясь до температуры 380°С. После выхода из теплообменников натрий поступает в сливные камеры корпуса и затем на всас насосов.

  Рис. 8.6. Общий вид реактора БН-600: 1 — опорный пояс; 2— корпус; 3— насос первого контура; 4— электропривод; 5 — поворотные пробки; 6 — биологическая защита; 7 — промежуточный теплообменник; 8—колонна СУЗ; 9—механизм перегрузки.

8.3 Новые задачи, присущие только АЭС Наличие в отработавшем топливе осколков деления, непрерывно выделяющих энергию вследствие радиоактивного распада, требует сооружения на АЭС надежно охлаждаемых хранилищ. Отработавшие ТВС перемещают из реактора в бассейн выдержки. В реакторах РБМК непрерывную перегрузку можно осуществлять во время работы реактора. Транспортно-технологические операции с топливом. К основным транспортно-технологическим операциям, производимым в пределах АЭС, относятся следующие: прием и хранение свежего топлива; подготовка топлива к загрузке в реактор; перегрузка реактора; выдержка отработавшего топлива; отправка отработавшего топлива с территории станции. операции по установке в реактор свежего топлива и извлечении из реактора отработанного топлива производятся с применением перегрузочной машины; транспортировка отработавших топливных сборок из реактора в бассейн выдержки, а также из бассейна выдержки в транспортный контейнер, производится перегрузочной машиной; емкость бассейна выдержки обеспечивает хранение отработавшего топлива в течение не менее трех лет при трехлетней кампании топлива, а также возможность размещения полной выгрузки активной зоны; транспортно-технологические операции с оборудованием реакторного отделения в пределах реакторного зала производятся мостовым электрическим краном.

Операции со свежим топливом. Операции по приему и хране­нию свежего топлива и подготовке его к загрузке производятся в общестанционном хранилище свежего топлива, размещенном в спецкорпусе и имеющем связь с реакторным отделением по железнодорожному пути транспортного коридора. Операции со свежим топливом. Операции по приему и хране­нию свежего топлива и подготовке его к загрузке производятся в общестанционном хранилище свежего топлива, размещенном в спецкорпусе и имеющем связь с реакторным отделением по железнодорожному пути транспортного коридора. Свежее топливо доставляется на АЭС в контейнерах, транспортируемых в специальном вагоне. Перегрузка реактора. Все основные операции по перегрузке топлива производятся перегрузочной машиной. Отработавшие кассеты из реактора перегружаются в стеллажи бассейна выдержки, где осуществляется хранение (выдержка не менее трех лет) отработавшего топлива до вывоза с территории АЭС. В процессе перегрузки предусмотрена возможность проведения операции контроля герметичности оболочек тепловыделяющих эле­ментов топливных сборок. Операции с отработавшим топливом. Отработавшее топливо, по условиям приема для дальнейшей переработки, должно выдерживаться в пределах АЗС не менее трех лет. Для спада активности и остаточных тепловыделений топливо выдерживается в бассейне выдержки. Вывоз отработав­шего топлива с АЭС на завод по переработке топлива производится специальным эшелоном, состоящим из нескольких вагон-контейнеров и вагонов сопровождения.

Новые задачи, присущие только АЭС (продолжение) Особое значение для АЭС имеют профилактика и раннее обнаружение дефектов в работе оборудования и систем, так как серьезные аварии и повреждения реакторной установки влекут за собой не только значительные потери времени и материальных ресурсов; из-за ограниченного доступа к радиоактивному оборудованию проведение ремонтных работ сопряжено здесь с большими трудностями. Поэтому большое внимание уделяется контролю состояния основного металла и сварных соединений (как входному, так и контролю в процессе эксплуатации с использованием современных средств обнаружения дефектов). На прочность реакторного оборудования влияют такие специфические для АЭС факторы, как интенсивное нейтронное излучение, способствующее радиационному охрупчиванию металла корпуса; сложные условия механического, гидродинамического и термического воздействий на главные циркуляционные трубопроводы, внутриреакторные системы и др.

Опыт показал, что основными причинами отказов оборудования, связаны с повреждением металла из-за : недостатков конструкции, низкого качества изготовления, монтажа, неправильной эксплуатации, не выявленных причин. Опыт показал, что основными причинами отказов оборудования, связаны с повреждением металла из-за : недостатков конструкции, низкого качества изготовления, монтажа, неправильной эксплуатации, не выявленных причин. Отрицательное влияние на надежность оказывают не учтенные при проектировании напряжения и нагрузки. Применение неразрушающих методов контроля и диагностики (виброакустический, акустико-эмиссионный, анализ нейтронных шумов и телевизионные средства) является перспективным путем повышения надежности и безопасности АЭС. Для оценки эффективности АЭС используют традиционные технико-экономические показатели: себестоимость отпускаемой электроэнергии, удельные капиталовложения в строительство , коэффициент полезного действия, коэффициент использования установленной мощности, приведенные затраты, нормативный срок службы (или ресурс) основного оборудования и АЭС в целом, штатный коэффициент. Себестоимость зависит от типа ЯЭУ и заметно ниже себестоимости электроэнергии, вырабатываемой на тепловых станциях с органическим топливом.

8.4 Организация эксплуатации Основные задачи при эксплуатации АЭС следующие: - производство тепловой и электрической энергии в установленном количестве и качестве; - соблюдение пределов и условий безопасной эксплуатации; обеспечение надежной и экономичной работы оборудования; максимально возможное снижение вредного воздействия на пер­сонал, население и окружающую среду; соблюдение оперативно-диспетчерской дисциплины. Для достижения основной цели безопасности — предотвращения выхода радиоактивных продуктов за пределы физических барьеров выполняются три фундаментальные функции безопасности: контроль и управление реактивностью; обеспечение охлаждения активной зоны реактора; локализация и надежное удержание радиоактивных продуктов. Основной задачей эксплуатации является выполнение этих фундаментальных функций одновременно и постоянно, во всех режимах, включая режимы останова энергоблока для перегрузки топлива.

Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию АЭС, является Технологический регламент, содержащий: общий порядок выполнения технологических операций, связанных с безопасностью АЭС; условия работы на разных уровнях мощности; требования, правила и основные приемы безопасной эксплуатации станции; требования к проведению периодических опробований и испытаний систем и оборудования АЭС; пределы и условия безопасной эксплуатации. В процессе эксплуатации энергоблока существует два основных состояния эксплуатации : нормальная эксплуатация; нарушение пределов и/или условий безопасной эксплуатации. Нормальная эксплуатация АЭС — эксплуатация АЭС в определенных проектом эксплуатационных пределах и условиях. Пределами безопасной эксплуатации являются установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии.

Пределами безопасной эксплуатации являются установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии. Пределами безопасной эксплуатации являются установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к аварии. Условиями безопасной эксплуатации являются установленные проектом минимальные условия по количеству, характеристикам, состоянию работоспособности и условиям технического обслуживания систем (элементов), важных для безопасности, при которых обеспечивается соблюдение пределов безопасной эксплуатации и/или критериев безопасности. Разграничение функций, обязанностей по обслуживанию систем, оборудования, помещений и порядок операций, периодичность контроля параметров при эксплуатации отдельных систем и оборудования в процессе поддержания заданного режима работы энергоблока АЭС определяются Технологическим регламентом, соответствующими должностными, производственными инструкциями и положениями.

В случаях нарушения пределов и условий нормальной эксплуатации оперативный персонал должен действовать согласно специальным инструкциям по обеспечению безопасности при проектных и запроектных авариях. Официальная ответственность за безопасность АЭС лежит на эксплуатирующей организации, а делегированные полномочия — на административном руководстве АЭС. На основе требований проектной документации, Технического обоснования безопасности и Технологического регламента безопасной эксплуатации административно-техническое руководство АЭС организует разработку Инструкций по ликвидации аварий, в которых расписаны действия персонала в случае возникновения аварийного состояния на АЭС. Для обеспечения готовности персонала к действиям при тяжелых запроектных авариях на основании дополнительных к проектным материалам исследований и расчетных материалов разрабатывается Руководство по управлению запроектными авариями. Для разработки Инструкций по ликвидации аварий и Руководства по управлению запроектными авариями привлекаются проектные, конструкторские и специализированные организации.