Заглавная страница
Избранные статьи
Случайная статья
Познавательные статьи
Новые добавления
Обратная связь
FAQ
Написать работу

ТОП 10 на сайте

Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрации

Техника нижней прямой подачи мяча.

Франко-прусская война (причины и последствия)

Организация работы процедурного кабинета

Смысловое и механическое запоминание, их место и роль в усвоении знаний

Коммуникативные барьеры и пути их преодоления

Обработка изделий медицинского назначения многократного применения

Образцы текста публицистического стиля

Четыре типа изменения баланса

Задачи с ответами для Всероссийской олимпиады по праву

Мы поможем в написании ваших работ!

ЗНАЕТЕ ЛИ ВЫ?

Влияние общества на человека

Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрации

Практические работы по географии для 6 класса

Организация работы процедурного кабинета

Изменения в неживой природе осенью

Уборка процедурного кабинета

Сольфеджио. Все правила по сольфеджио

Балочные системы. Определение реакций опор и моментов защемления

Главная Избранные Случайная статья Познавательные Новые добавления Обратная связь FAQ Написать работу

Массы ядер и их единицы. Дефект масс. Изобары и изотопы.

↑

Стр 1 из 6Следующая ⇒

Физические основы

Массы ядер и их единицы. Дефект масс. Изобары и изотопы.

Атомное ядро

	Атомная физика	Ядерная физика
Размер		1 Ф (ферми) ~ 10^-13
Энергия (1 эв) = энергии, которая необходима для переноса электрона в электростатическом поле между точками с разницей потенциалов 1 В = 1,610^-12 эрг = 1,610^-19 Дж	Единицы и десятки эВ

Масса нуклона 1,66*10^{-24 г}

m_e=0,511 МэВ

m_p=931 МэВ~1 ГэВ

Углеродные единицы = 1/12 массы углерода

m_p=1,007276 у.е.; m_n=1,008665 у.е.

· Измерения показывают, что масса любого ядра m_я всегда меньше суммы масс входящих в его состав протонов и нейтронов: m_я < Zm_p + Nm_n. Это обусловлено тем, что при объединении нуклонов в ядро выделяется энергия связи нуклонов друг с другом. Разность масс Δ = Zm_p + Nm_n – m_я называется дефектом массы.

· По дефекту массы можно определить с помощью формулы E = mc ² энергию, выделившуюся при образовании данного ядра, т. е. энергию связи ядра E _св = Δ c ² = (Zm _p + Nm _n – m _я) c ².

Энергия связи ядра равна той работе, которую нужно совершить, чтобы разделить образующие ядро нуклоны и удалить их друг от друга на такие расстояния, при которых они практически не взаимодействуют друг с другом.

· Удельная энергия связи. Энергия связи, приходящаяся на один нуклон, т. е. Е _св / А, называется удельной энергией связи нуклонов в ядре. Эта величина характеризует меру прочности ядра: чем больше Е_св/ А, тем ядро прочнее.

Для

· Ядра с одинаковым массовым числом А называются изобарами. В качестве примера можно привести и .

· Ядра одного и того же химического элемента могут отличаться числом нейтронов. Такие ядра называются изотопами.

Энергетический эквивалент массы. Энергия связи ядра и энергия связи на нуклон.

à 1 эВ/c² равен 1,78*10^{-36 кг; 1 атомная единица массы = 931,4 МэВ/c²}

Энергия связи ядра – работа, которую нужно совершить, чтобы разделить образующие ядро нуклоны и удалить их друг от друга на такие расстояния, при которых они практически не взаимодействуют друг с другом

Удельная энергия связи нуклонов в ядре – энергиясвязи, приходящаяся на один нуклон, т. е. Е _св / А

10. Зависимость энергии связи на нуклон от массы ядра (кривая Бете-Вайцзекера). Оценка по этой зависимости энерговыделения при делении.

0,8 МэВ

· Сильнее всего связаны нуклоны в ядрах с массовыми числами порядка 50—60 (т. е. для элементов от Сг до Zn), Энергия связи для этих ядер достигает 8,7 МэВ/нуклон. С ростом А удельная энергия связи постепенно уменьшается; для самого тяжелого природного элемента— урана — она составляет 7,5 МэВ/нуклон

· Уменьшение удельной энергии связи при переходе к тяжелым элементам объясняется увеличением энергии кулоновского отталкивания протонов. В тяжелых ядрах связь между нуклонами ослабевает, а сами ядра становятся менее прочными. В случае стабильных легких ядер, где роль кулоновского взаимодействия невелика, числа протонов и нейтронов Z и N оказываются одинаковыми. Под действием ядерных сил как бы образуются протон-нейтронные пары. Но у тяжелых ядер, содержащих большое число протонов, из-за возрастания энергии кулоновского отталкивания для обеспечения устойчивости требуются дополнительные нейтроны.

· Такая зависимость удельной энергии связи от массового числа делает энергетически возможными два процесса:

1) деление тяжелых ядер на несколько более легких ядер

2) слияние (синтез) легких ядер в одно ядро

· Оба процесса должны сопровождаться выделением большого количества энергии. В обоих случаях конечные ядра располагаются в той области значений А, где удельная энергия связи большее, чем удельная энергия связи начальных ядер. Поэтому указанные процессы должны идти с выделением энергии.

· Пользуясь данными по удельным энергиям связи, можно оценить энергию, которая освобождается в одном акте деления.

· Пусть ядро с массовым числом А₁ = 240 делится на два равных осколка с А₂ = 120. В этом случае удельная энергия связи осколков по сравнению с удельной энергией связи начального ядра увеличивается на (разница по графику). (от для ядра с А₁ = 240 до для ядра с А₂ = 120). При этом должна выделяться энергия

· Или же как считал г-н Колдобский:

· Энергия в 200 МэВ тратится на разлёт осколков

Спонтанное деление

Туннельный эффект – ядро не пытается вылететь из ямы, а прорывает туннель

Уменьшение приведёт к увеличению спонтанного деления (меньше копать туннель)

Увеличивая массу, получим àядра становятся неустойчивыми

Спонтанное деление с нулевым барьером ограничивает существование тяжёлых ядер

Типы радиоактивного распада. Примеры.

, где

Условие нестабильности ядра по отношению к альфа-распаду:

Подавляющее большинство альфа-радиоактивных изотопов (более 200) расположены в периодической системе в области тяжелых ядер (Z > 83). Известно также около 20 альфа-радиоактивных изотопов среди редкоземельных элементов, кроме того, альфа-радиоактивность характерна для ядер, находящихся вблизи границы протонной стабильности. Это обусловлено тем, что альфа-распад связан с кулоновским отталкиванием, которое возрастает по мере увеличения размеров ядер быстрее (как Z²), чем ядерные силы притяжения, которые растут линейно с ростом массового числа A.

Бета-распад – спонтанное превращение ядра (A,Z) в ядро-изобар в результате испускания лептонов (электрон и антинейтрино, позитрон и нейтрино), либо поглощения электрона с испусканием нейтрино (Electron Capture)

–

, где - электронное антинейтрино, которое уносит энергию

Так будут распадаться ядра, в которых нейтронов больше, чем нужно для электронно-магнитной конфигурации

, где - электронное нейтрино

Явление е-захвата – захват ядром электрона из электронной оболочки собственного атома.

Условие нестабильности:

для β– и EC

для β+; 2 т.к. испускание позитрона + ядро вынуждено отдать электрон

63. Энергетические условия устойчивости ядер по отношению к α- и β– -распаду.

Условие нестабильности ядра по отношению к α -распаду

Условие нестабильности ядра по отношению к β– и EC

Условие нестабильности ядра по отношению к β+

для β+; 2 т.к. испускание позитрона + ядро вынуждено отдать электрон

Увеличить размеры

Увеличить плотность

Ядерное оружие

45. Пушечная (стволовая) схема ядерного боеприпаса. Основной физический принцип. Инженерное оформление, материал, преимущества и недостатки.

- с 1МэВ àth (0,025 эВ)

Критическая масса для шарика из ²³⁵U: КМ=50 кг; d=15 см

Критическая масса для шарика из ²³⁵U с отражателем: КМ~30 кг; d=12,5 (меньше, т.к. часть нейтронов пойдёт назад)

1 - Вертикальные стабилизаторы

2 - Стальная казённая часть

3 - Детонатор

4 - Химическое взрывчатое вещество (кордит)

5 - Снаряд из ²³⁵U – 26 кг, 6 колец; в тонкой стальной оболочке

6 - Барометрические датчики и коллекторы

7 - Корпус, обшивка

8 - Чёта какаята каробачка)

9 - Стальной ствол, около 10 см в диаметре и 200 см в длину

10 - Соединительные кабели

11 - Темпер (сталь)

12 - мишень; 2 урановых кольца; 36 кг

13 - Темпер, отражатель; карбид вольфрама – самая массивная часть

14 - нейтронный инициатор

15 - антенны радара

16 - гнездо для вытесняемого борного поглотителя

Обогащение – 88%

Бомба такая длинная, т.к. нужна большая дульная энергия снаряда из урана

Преимущества:

Относительная простота изготовления
В крайнем случае можно ставить на вооружение без испытания

Недостатки:

Существенно худшие ТТХ в сравнении в плутониевой бомбой
Опасна для нераспространения

КИДМ (коэффициент использования делящегося материала) ~1,5% - выгорает лишь избыток над критической массой

Плутониевая бомба: тонкая сфера из плутония с нейтронным инициатором внутри. Ударная волна сжимает сферу, образуя КМ (уран не подойдёт, т.к. у плутония выше сжимаемость)

(для ²³⁹Pu 3; для ²³⁸U 2,3)

- чем больше, тем эффективнее делящийся материал (10 для ²³⁵U и 26 для ²³⁹Pu)

Критическая масса для шарика из ²³⁹Pu: КМ=15 кг; d=10 см

Критическая масса для шарика из ²³⁹Pu с отражателем: КМ=??? кг; d=8 см

Сложность технологии плутония:

1) добиться идеально тонкой сферы

2) синхронизация подрыва

3) плутоний во всех соединениях кроме оксида токсичен и радиоактивен

4) Тепловыделение выше, чем у урана (T_1/2=24100, альфа-излучение)

43. Причины невозможности создания ядерного устройства на замедленных нейтронах. «Бомба-реактор» как пример тупиковой технологической ветви.

- столько времени живёт конструкция до разрыва под действием только химической взрывчатки

В бомбе слои урана перекладывались слоями парафина, в котором нейтроны замедлялись.

Однако время жизни нейтрона при замедлении , что сопоставимо со временем , а это никуда не годится (бомба разлетится раньше, чем взорвётся)

Условие работоспособности бомбы или (все выделения в бомбе должны происходить за время, меньшее разрушения оболочки)

Атомная энергетика

56. Трудности регулирования цепной реакции деления с использованием мгновенных нейтронов

, где - реактивность

не может превысить долей процента над 1

Имеем дело с малыми величинами

T_жбез замедлителей 10^-8 сек

10^-7 – добавляем реактивность à энергия вырастет в 2000 раз за 1 секунду è замедлитель

t_зам.~10^-4с

E_n~1 МэВ à E_th=0,025 эВ

Установка позволяет уменьшить концентрацию (сечение больше на 3 порядка)

Использование для управления запаздывающих нейтронов деления

60. Физика эмиссии запаздывающих нейтронов деления.

· Не успеваем следить за мощностью даже при небольшом колебании реактивности. Нам помогут запаздывающие нейтроны деления

· Оказалось, что небольшая доля (~1%) нейтронов, испускающихся в процессе деления, появляется с некоторым запаздыванием относительно момента деления (так называемые запаздывающие нейтроны). Время запаздывания достигает 1 мин.

· что запаздывающие нейтроны испускаются остановившимися осколками после предварительного β^--распада. β^-Распад осколков приводит к образованию дочерних ядер не только в основном, но и в возбужденных состояниях à происходит испускание запаздывающих нейтронов

Условие эмиссии запаздывающих нейтронов:

· Условие просеки (стабильность по отношению к эмиссии нейтрона): ; ()

· Но если ядро E(Z, N+1) возбуждено, то возможно состояние, когда: , т.е. à прямая эмиссия нейтрона возможна с энергетического уровня, соответствующего E^* (время эмиссии соответствует T_1/2 дочернего ядра)

Предшественники запаздывающих нейтронов:

· ¹³⁷I; T_1/2=55,6 сек

· ⁸⁷Br; T_1/2=24,5 сек

Для ²³⁵U ²³⁹Pu при делении тепловыми нейтронами

- быстрые нейтроны

8. Время жизни вторичного нейтрона в различных средах с учётом различных факторов (наличие либо отсутствие замедлителя, соотношение между реактивностью и долей запаздывающих нейтронов деления).

Доля запаздывающих нейтронов: , где - delay, запаздывающие; - prompt, быстрые

β для ²³⁵U=0,64%; для ²³⁹Pu=0,20%

Условие управляемости реактора:

Т_ж~10^-8 сек – без замедлителя

Т_ж~10^-4 сек – с замедлителем (складывается из времени замедления и времени диффузии)

+ { если выполняется }+ , где Т_1/2~10^-1с

В таком случае если реактивность вырастет в 2 раза:

à 0,7=10^-3t à t~700 сек ~ 10 мин

24. Основное условие управляемости ядерного реактора и технические средства управления.

Условие управляемости реактора:

· Если à нарастание цепной реакции определяется только мгновенными нейтронами à не годится!

· Система управления и защиты реактора (СУЗ) – система для пуска и остановки реактора, поддержания заданного уровня мощности, переходя на другой уровень мощности и отключения реактора.

· Органами регулирования реактивности являются стержни-поглотители нейтронов. Они сделаны из бористой стали или карбида бора. Они вводятся (или выводятся) в активную зону и стабилизируют или изменяют в нужном направлении процесс размножения нейтронов.

28. Основные типы энергетических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, их преимущества и недостатки.

АЗ

T₁

T₂

Теплоноситель

Управление

T₂>T₁

Использование реакторов:

1) По назначению

2) Исследовательские (необходимы потоки нейтронов à высокое обогащение)

3) Промышленная наработка плутония

4) Транспортные

Сечение деления на тепловых нейтронах огромное

62. Формула четырёх сомножителей и её упрощение в случае гетерогенного реактора. Основные функциональные элементы ядерных реакторов на тепловых нейтронах.

Родилось j нейтронов

1 сектор:

- коэффициент размножения при делении на ²³⁸U

à

Т.е. на выходе из 1го сектора получим нейтронов

Много нейтронов замедлится àреакция упругого рассеяния à нейтрон ушёл от порога, когда возможно размножение на ²³⁸U

2 сектор:

Энергия с 1кэВ à 10 эВ

Страшный для нейтрона сектор – зона радиационного захвата на ²³⁸U, ярко-выраженный резонансный характер

Велика потеря нейтронов!
- вероятность избежать резонансный захват на ²³⁸Uв процессе замедления

Чтобы увеличить эту вероятность необходимо нейтроны быстрее замедлить àувеличение концентрации замедлителя (но слишком много его тоже нельзя, а то он уже сам будет поглощать нейтроны)

3 сектор:

Тепловая область

- вероятность избежать радиационного захвата после замедления

еимущества

4 сектор:

Тут, судя по всему, происходит непосредственно деление, с образованием нейтронов

Итого:

Для быстрых реакций формула четырех сомножителей неприменима, так как каждый коэффициент зависит от энергии и разброс по энергиям при быстрых реакциях очень велик.

38. Преимущества гетерогенной компоновки ядерного реактора.

Гетерогенный ядерный реактор — реактор, в котором ядерное горючее конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны.

Это позволяет нейтрону избежать радиационного захвата на уране и сбрасывать энергию в замедлителе до тепловой

В ф-ле 4х сомножителей , для гетерогенного реактора

Гомогенный ядерный реактор — ядерный реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную смесь ядерного горючего с замедлителем.

Примером гомогенной активной зоны может служить раствор уранил-сульфатной соли U₂SO₄ в обычной или тяжелой воде

20. Назначение и типы замедлителей. Соотношение количества топлива и замедлителя в реакторе на тепловых нейтронах. Основные физические и эксплуатационные характеристики замедлителя.

У ядерной реакции - самое большое сечение à можем пренебречь наличием остальных реакций (; )

, где - сечение поглощения (absorption)

Для нейтронов низких энергий действует принцип: (упругое и неупругое рассеяния), КРОМЕ:

1) ²D – самый эффективный замедлитель

2) ⁹Be -

3) ¹²C -

- здесь учитывается только ²³⁵U и ²³⁸U

- учитываем ещё и замедлитель

; (100 т.к. ядер замедлителя в 100 раз больше)

Требования к замедлителю:

1) Лёгкий материал

2) Не должен отъедать тепловые нейтроны

Важен материал теплоносителя (по объёму) – надо избегать, чтобы теплоноситель поглощал нейтроны

Чем больше коэффициент замедления – тем лучше

· Для H₂O – 61

· Полиэтилен – 61

· Графит – 205

· Be – 124

· D₂O - 5700

(на естественном уране = 1,08) à работоспособно всё выше 1!

(на естественном уране = 1,18) – годится, но должен быть графит высочайшей чистоты

- не годится; у воды большое сечение захвата

Пограничный коэффициент поглощения: (обогащение по ²³⁵U) - теоретически возможен легководный реактор

В ф-ле 4х сомножителей , для гетерогенного реактора

48. Реактивность и запас реактивности. Роль запаса реактивности в управлении реактором.

, где - реактивность

Запас реактивности:

- выводится только из конструкции реактора, без учёта его управляемости

- реактивность реактора при полностью выведенных регулирующих стержнях, когда реактор неуправляем

25. Основные принципы безопасной эксплуатации реактора

Запас реактивности:

(для тяжёлой воды 0,08; для графита 0,05)

- цена нейтрона очень велика (каждый из нейтронов на счету)

Однако и принципиально разные:

- выводится только из конструкции реактора, без учёта его управляемости

- реактивность реактора при полностью выведенных регулирующих стержнях, когда реактор неуправляем

; à выводим и вводим стержни

Условия безопасности:

, где n – какое-то число единиц

16. Ксеноновое отравление ядерного топлива и «йодная яма». Самариевое зашлаковывание топлива. Проблемы, связанные с отравлением и зашлаковыванием, и способы их решения.

Йода образуется многоàнемало и ксенона.

¹³⁵Xe

¹³⁵I

~11,3 часа

У ксенона огромное сечение захвата на тепловых нейтронах:

t

¹³⁵I

¹³⁵Xe

ОСТАНОВКА РЕАКТОРА!

N_Я

Ферми пытался включить реактор тут

Тут заработал, т.к. реактивность выросла

¹³⁵Sm

· Нестационарное отравление реактора происходит не только при остановке реактора, но и при любом изменении его мощности. Если мощность реактора снижается, то имеет место травление аналогичное йодной яме, но меньшем в масштабе. Увеличение мощности сопровождается обратным эффектом - количество ксенона сначала уменьшается, а спустя некоторый промежуток времени увеличивается.

· При остановке реактора происходит возрастание количества ядер Sm-149 вследствие радиоактивного распада Рm-149 и наблюдается явление, аналогичное йодной яме, с тем, однако, отличием, что число ядер Sm-149 монотонно возрастает во времени (практически приближается к насыщению). Последнее связано со стабильностью Sm-149. Уменьшение реактивности при остановке реактора, обусловленное отравлением Sm-149, значительно меньше глубины йодной ямы, зато в отличие от последней оно сохраняется во времени.

· Главная проблема – резкое снижение реактивности à надо ждать какое-то время, чтобы количество ксенона уменьшилось и реактивность начала расти.

· Чтобы избежать:

ü Чаще перегружать à перегрузка на ходу

19. Назначение и состав теплоносителя. Схемы теплосъёма и теплопередачи в реакторах различных типов.

· В двухконтурных энергетических реакторах (например, ВВЭР) теплоноситель из реактора поступает в парогенератор, в котором вырабатывается пар, приводящий в действие турбины

· в одноконтурных реакторах (например, РБМК) сам теплоноситель (пароводяной или газовый) может служить рабочим телом турбинного цикла.

· В исследовательских (например, материаловедческих) и специальных реакторах (например, в реакторах для накопления радиоактивных изотопов) теплоноситель только охлаждает реактор, полученное тепло не используется.

К теплоносителям предъявляют следующие требования:

Слабое поглощение нейтронов (в тепловых реакторах) либо слабое замедление их (в быстрых реакторах);

Химическая стойкость в условиях интенсивного радиационного облучения;

Низкая коррозионная активность по отношению к конструкционным материалам, с которыми теплоноситель находится в контакте;

Высокий коэффициент теплопередачи;

Большая удельная теплоёмкость;

Низкое рабочее давление при высоких температурах.

В тепловых реакторах в качестве теплоносителя используют воду (обычную и тяжёлую), водяной пар, органические жидкости, двуокись углерода; в быстрых реакторах — жидкие металлы (преимущественно натрий), а также газы (например, водяной пар, гелий). Часто теплоносителем служит жидкость, являющаяся одновременно и замедлителем.

54. Тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки (назначение, устройства, материалы).

· При делении ²³⁵U тепловыми нейтронами: 202,76 МэВ в реакции

· 194,17 МэВ можем утилизировать (разница уходит в нейтрино)

· ~170 МэВ – исключая нейтроны – что можем полезно утилизировать!

· Осколки деления – многозарядные ионы (пробег ничтожен, 10^{-6 м) – у них огромная радиоактивность}

Вывод:

1) Локализовать топливо внутри герметичного объёма à герметичность осколков и теплоносителя

2) Обеспечить теплоотвод

3) Надёжная управляемость

4) Элементы оформления топлива должны быть корозионно-стойкие и механически устойчивые

5) Компоненты топливных элементов должны обладать низкой энергией активации

6) Нужно много элементов à возможность массового производства

ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент)

Для ВВЭР-1000:

L=3,80 м

D=0,91 см

1 - Заглушка

2 - таблетки диоксида урана (в центре маленький канал – обеспечивается температурный градиент)

3 - оболочка: 99% - Zr; 1% - Nb (маленькое сечение радиационного захвата à слабо активируется à экономит нейтроны + механическая прочность + малая химическая активность)

4 - пружина

5 - втулка

6 - наконечник (чтобы собирать)

Между оболочкой и таблетками есть зазор! Т.к. топливо распухает à чтобы предотвратить «козла».

Для улучшения теплообмена оболочку ТВЭЛа вместе с сердечниками заполняют газом, который хорошо проводит тепло, чаще всего для этих целей используют гелий.

ТВС (тепловыделяющая сборка)

- Из ТВЭЛов формируется ТВС

- ТВС работает 3-4 года (меняется дистанционно)

- ТВС – внешний чехол, основа конструкции

- В зоне топливо стоит долго à образуются примеси àпри замене одного ТВС лучше поставить с более высоким обогащением (чтобы компенсировать упад реактивности)

- Для ВВЭР-1000:

· в ТВС 317 ТВЭЛов

· в АЗ 151-153 ТВС (чистый уран – 70 т; UO₂ – 80 т)

· ТВС шестигранник (в импортных – квадрат)

· Обогащение – 2,9%-4,4%

- Для РБМК:

· в ТВС 18 ТВЭЛ (ТВС круглый)

· ТВС ~ 4500 штук (!!!); (чистое топливо – 192 т; UO₂ – 218 т)

· В ТВС

ü 12 каналов для регулирующих стержней

ü Каналы для камер деления

ü 2 канала для аварийного залива борного раствора

5. АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (под давлением и кипящими). Физико-технические схемы, сравнительные преимущества и недостатки.

BWR – Boiling Water Reactor

Плюсы BWR в сравнении в PWR:

Меньше давление (60 атм против 160 атм) à требования к баку ниже

Минусы BWR в сравнении с PWR:

Пар сразу из АЗ подаётся на турбину à всё имеет сильную биологическую защиту à меньше степень радиационной безопасности
Над АЗ много других устройств (сепаратор – т.к. на турбину сразу пускать нельзя; осушитель) à контрольные стержни могут стоять только внизу à меньшая степень ядерной безопасности
Отрицательный тип связи (см. вопрос №33)

Плюсы бака:

1) Держит в себе АЗ

Минусы бака:

1) Надо делать целиковым

2) Коэффициент использования мощности (рабочие дни/общее число дней в году)

3) Невозможна перегрузка на ходу (надо открывать бак)

33. Положительные и отрицательные связи в динамике реактора. Характер этих связей в реакторах ВВЭР и РБМК.

Положительный тип связи – каждое действие направлено в сторону увеличения толчка

Шарик толкнули, он покатился дальше

· В реакторе РБМК и BWR в АЗ находится паро-водяная смесь. Она непостоянна: мощность растёт à пара становится больше àмощность растёт ещё больше ( имеет тенденцию меняться сама по себе)

· Уменьшение плотности теплоносителя (когда вода переходит в пар) вносит в реактор положительную реактивность. Чем больше мощность реактора, тем меньше средняя по активной зоне плотность теплоносителя и тем больше вносимая паровым эффектом реактивность.

Отрицательный типа связи – каждое действие направлено в сторону уменьшения толчка

Шарик толкнули, но ничего не случится (он будет колебаться, пока не остановится)

; - это обеспечивается органами управления!!! Важно, чтобы не прыгало произвольно!

В PWR: - реактор гасит сам себя!

В BWR и РБМК: - обратная связь по пару

6. АЭС с канальным водо-графитовым реактором РБМК. Преимущества и недостатки в сравнении с АЭС с реактором ВВЭР.

· Нет бака

· Строится по кирпичикам из чистого графита

d=11,4 см

25 см

25 см

· В дырочки вставляются каналы (в некоторых ТВС, в некоторые органы управления)

· АЗ: d=12 м; H=7 м

· Получается 2488 вертикальных графитовых колонн (1693 – топливные каналы; 179 – каналы средств управления и защиты)

· Всё это сажается в шахту, заполненную гелием

Плюсы РБМК:

1) перегрузка на ходу

2) не нужен бак

3) графитовый à снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалахàможно работать с более низким обогащением (первоначально по проекту 1,8%; в настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 2,8%)

Минусы РБМК

1) радиационная безопасность (пар из каналов поступает сразу в турбину)

2) Большая АЗ à сложно рассчитывать (образование локальных критическим масс)

3) Графит горит! à повышенная пожароопасность (около 95% проблем с Чернобылем)

4) Обратная связь по пару

15. Коэффициент конверсии (КК) делящегося материала. Предельный топливный ресурс ядерной энергетики по урану при КК < 1

Процессы в АЗ:

1) делится ²³⁵U, поддерживая цепную реакцию

2) часть нейтронов захватывается ²³⁸U, после 2х β^- распадов образуется ²³⁹Pu

3) Часть ²³⁹Pu сгорает вместе с ²³⁵U

Коэффициент конверсии; коэффициент наработки плутония – сколько ядер ²³⁹Pu образуется в реакторе на одно сгоревшее ядро ²³⁸U à на 10 кг урана получим 8 кг плутония

Для тяжеловодника X_Pu~0,8
Для ВВЭР X_Pu~0,5

Расход делящегося материала: - геометрическая прогрессия

Если КК<1, прогрессия сходится! à

В естественном уране ~0,7% ²³⁵U à S=0,7*5= 3,5% всего U – не годится!

Если КК>1 à коэффициент воспроизводства à расходящийся ряд

12 3 4 5 6 Следующая ⇒