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  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! 

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

Если КК>1  коэффициент воспроизводства  расходящийся ряд

Если X_Pu<1  100 – 120 лет

Если X_Pu>1 3000 – 4500 лет

14. Коэффициент воспроизводства (КВ) ядерного горючего. Смысл и физические способы достижения КВ > 1

Если КК>1  коэффициент воспроизводства  расходящийся ряд!

; в области 1 МэВ у ²³⁹Pu очень мало

О сновная проблема – не хватает нейтронов, т.к. они поглощаются ²³⁸U

Основная задача – чтобы нейтронов хватило на поддержание цепной реакции

69. Ядерный реактор на быстрых нейтронах (РБН), особенности его устройства и обеспечения топливом. Перспективная роль РБН.

• Отличие ТВС: высокий коэффициент обогащения (21~27% на БН-600)

• В качестве теплоносителя вода не годится: т.к. она замедлит нейтроны  необходимо вещество, которое:

1. Плавкое (чтобы перемещаться)

2. Состоит из массивных ядер (чтобы минимизировать упругое рассеяние)

3. Приемлемые теплофизические свойства

• У Na огромное сечение активации и гамма-излучение

• Во втором контуре тоже Na, а не вода т.к.: если при аварии Na из 1го контура смешается с водой и 2го, а после с кислородом – взрыв и утечка радиации. В случаи Na + Na – ничего страшного

Принцип:

• В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (двуокись плутония PuO₂) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.

• Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах.

• На каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах  для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно большую долю нейтронов.

• Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготовляют из тяжёлых материалов: ²³⁸U, ²³²Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами ²³⁸U, ²³²Th, расходуются на получение делящихся ядер ²³⁹Pu и ²³³U.

40. Пригодность различных материалов и веществ для использования в качестве ядерного топлива. Причины исключительного значения урана-235 для ядерной энергетики.

Требования:

1. Делящееся ядро с минимальным барьером деления, чтобы энергетические затраты на реакцию были минимальными

2. В основу ядерной энергетики должно быть положено ядро, которое можно накопить (большое время жизни)

3. Взаимодействие ядра с частицей, которая вытащит его из энергетической ямы (это нейтрон, т.к. он не создаст кулоновской ямы)

	1,2*1010 лет	4,8 МэВ	5,9 МэВ	-1,1МэВ
	4,5*109 лет	4,8 МэВ	5,7 МэВ	-0,9 МэВ
	7,8*108 лет	6,5 МэВ	5,6 МэВ	0,9 МэВ

Чётно-нечётная поправка из формулы Бета-Вайцзекера будет уменьшать разность  интересны ядра, которые при захвате нейтронов образуют чётно-чётные системы (например, уран-235, уран-233, плутоний-239). У них делятся нейтронами малых энергий.

Главное: ²³⁵U делится нейтронами любых энергий!