- •1 Введение
- •Новые технологии и общественный риск
- •Физика реактора
- •Деление ядра 236u после захвата нейтрона ядром u235. Возникающая при этом деформация приводит к разрыву ядра
- •Спектр нейтронов деления
- •Три способа осуществить сцр:
- •Выделение энергии при цепной реакции деления При одном акте деления выделяется около 200 МэВ 3,1*10-11 Дж.
- •Радиоактивность
- •Виды радиоактивного распада
- •Прохождение излучения через вещество
- •Устройство ядерного энергетического реактора Первый контур окружён радиационной защитой
- •Устройство ядерного заряда
- •Оценки суточного расхода топлива в реакторе ввэр-!000 и при взрыве ядерного заряда мощностью 100 кт тнт.
- •Ядерный заряд деления
- •2. Оценка энерговыделения после остановки реактора ввэр-1000
- •Условия возникновения и развития цепной реакции деления. Коэффициент размножения.
- •Где sf и sa - микроскопические сечения деления и поглощения
- •Сечения поглощения и деления для тепловых нейтронов
- •Захват n0 в уране приведет к испусканию Noh быстрых нейтронов в
- •Воспроизводство ядерного топлива.
- •Оценка безопасной концентрации 239 Рu в воде
- •Замедление и диффузия нейтронов в реакторе. ( нужна для вычисления p)
- •Вероятность дожить до тепловой – 0,12 Тепловые нейтроны
- •Уравнение баланса. Пространственное распределение плотности потока нейтронов
- •Уравнение баланса (уравнением диффузии)
- •Диффузионные параметры замедлителей
- •Реактор – пластина.
- •Оценка критической массы 235u в сфере из Be
- •Естественный ядерный реактор.
- •Вероятность избежать резонансного поглощения
- •Функционирование
- •Тепловыделение и отвод тепла в ядерных реакторах
- •Механизмы переноса тепла
- •Ориентировочные значения плотности тепловых потоков, Вт/м2: Из внутренних слоев Земли 0,063
- •От тепловыделяющих элементов яэу (1-5) 106
- •Числа подобия.
- •Теплоносители
- •Нестационарный ядерный реактор Уравнения кинетики и реактивность.
- •Точечная модель кинетики реактора
- •Обратные связи по реактивности.
- •Управление реактором
- •Неуправляемая цепная реакция.
- •Почему прекратилась сцр ?
- •Ввэр -1000
- •Нейтроны Расчет исследовательского реактора
- •10 Исходные данные:
- •20 Определение средней плотности энерговыделения qV :
- •30 Определение объёма аз.
- •40 Оценка запаса до кипения
- •50 Выбор обогащения X (сокращённый вариант)
- •Из требования :
- •50 Выбор обогащения X (сокращённый вариант) из требования :
- •60 Плотность потока нейтронов.
- •Типы ускорителей заряженных частиц и принципы их работы.
- •Рентгеновская трубка
- •Ускорители прямого действия
- •Циклические ускорители
- •Циклотрон
- •Фокусировка.
- •Синхротрон и изохронный циклотрон
- •Синхротроны
- •Линейные ускорители (лу)
- •Линейный ускоритель электронов (луэ)
- •Физические постоянные (округленные до 4 знаков)
- •Типы ускорителей заряженных частиц и принципы их работы.
- •Рентгеновская трубка
- •Ускорители прямого действия
- •Циклические ускорители
- •Циклотрон
- •Фокусировка.
- •Синхротрон и изохронный циклотрон
- •Синхротроны
- •Линейные ускорители (лу)
- •Линейный ускоритель электронов (луэ)
- •Физические постоянные (округленные до 4 знаков)
Ввэр -1000
1—реактор: 2—парогенератор: 3—турбогенератор; 4 — эжектор; 5—конденсатор: 6— система водоочистки второго контура: 7 — деаэратор; 8—питательный насос; 9—байпасная очистка; 10 – главный циркуляционный насос
Корпус реактора высотой 12 м. наружным диаметром 4,3 м, с толщиной стенок 190 мм. Активная зона реактора имеет диаметр 3120 и высоту 3550 мм. Она собрана из 151 тепловыделяющей сборки— ТВС, в которых размещено по 317 тепловыделяющих элементов (твэлов) диаметром 9,1 мм. Вода, окружающая со всех сторон активную зону, служит отражателем. Система регулирующих и аварийных стержней обеспечивает управление реактором.
Водо-графитовый канальный реактор РБМК-1000 размещен в герметичной бетонной шахте (размером 21,6 * 21,6 *25,5 м3). В ней находится графитовая кладка (замедлитель нейтронов) с цилиндрическими отверстиями, в которых расположены технологические каналы (ТК) и каналы СУЗ. Размеры активной зоны: высота –7 м, диаметр – 11.8 м. В каждом ТК установлено по две топливные сборки с 18 твэлам диаметром 1.3см. Загрузка по U с обогащением до 2.2% – 192 т.
Система охлаждения - одноконтурная.. Вода, проходя через ТК, нагревается до кипения. В барабане-сепараторе пар отделяется от воды и затем подается на турбогенератор. После охлаждения пар конденсируется в воду, которую питательный насос возвращает в барабан-сепаратор. Поканальная перегрузка топлива осуществляется без остановки реактора.
Схема основных технологических контуров АЭС с реактором РБМК:
1- реактор; 2- графитовая кладка: 3- биологическая защита; 4 - технологические каналы; 5- барабан-сепаратор; 6- турбогенератор; 7 - эжектор; 8 - конденсатор; 9 - конденсатоочистка; 10 - деаэратор; II - подпиточиый насос; 12 -байпасная очистка на ионообменных фильтрах; 13 - главный циркуляционный насос; 14 - вентиляционная труба; 15 - аэрозольный фильтр; 16 - газгольдер для выдержки газа; 17 - адсорбер СО2, СО, Н2, NH3; 18 - компрессор; 19 - аэрозольный и йодный фильтры
БН - 600 Быстрый Натриевый
Активная зона охлаждается натрием с температурой 550° С на выходе, давлении 1 Мпа Система охлаждения – трёхконтурная Обогащение по 235U около 20%
Исследовательские реакторы
Продукция исследовательских реакторов – нейтроны с минимальной стоимостью (минимальном энерговыделении на один избыточный нейтрон)
Условие критичности k¥P = l, где P – вероятность избежать утечки и для вероятности утечки, равной 1-Р
1 – P =( k¥ - 1 )/ k¥
Если тепловая мощность реактора Q, то в 1с происходит Q/Ef, делений (Ef -энергия, приходящаяся на акт деления), а число нейтронов, генерируемых 1с, равно nQ/Ef (n—число вторичных нейтронов, приходящихся на акт деления). Таким образом, общее число нейтронов, генерируемых в единицу времени, которые в принципе могут быть для проведения экспериментов - В, равно
B = [( k¥ - 1 )/ k¥]nQ/Ef
Реально используется только небольшая часть этого числа.
k¥ < h,
Bmax = [(h - 1 )/ h]nQ/Ef
n(h- 1)/h равна 1.26 для реактора на тепловых нейтронах и 1.41 для реактора на быстрых нейтронах.
В энергетических уран-графитовых реакторах k¥ £ 1.07, а в тяжеловодных реакторах k¥ £ 1.27. Высокообогащенный (~90 %) уран позволяет иметь k¥ » 2 в реакторе с любым из обычных замедлителей.
В реакторе с природным ураном графитовым замедлителем (k¥—1)/k¥ = 0,05, а в реакторе с высокообогащенным ураном k¥ =(k¥—1)/k¥ = 0,5. Для одинаковой производительности по нейтронам мощность уран-графитового реактора должна быть приблизительно в 10 раз больше, а плотность потока тепловых на порядок меньше.
В исследовательских реакторах целесообразно использовать высокообогащенное топливо.
Реактор БУК – источник электроэнергии для спутника. 1970 по 1990 гг запущен 31, 28 до сих пор на высокой орбите длительного существования. Теплоноситель в одноконтурной системе охлаждения реактора -эвтектический сплав Na-Ka ( 22% Na, 78% Ка ), температура плавления которого 11° С, а кипения - 780° С.
Задача.. Оценить плотность потока j н/см2с, плотность тока y н/см2с нейтронов утечки на границе АЗ и плотность нейтронов n н/см3 в реакторах РБМК, БН- 600 и БУК
j = qf/Sf qf = Wf/VАЗ Sf = (N/A)sf Mкр/VАЗ
j = Wf/(N/A)sf Mкр
y = nWf(1-P)/SАЗ = nWf [(k¥ -1)/ k¥]/SАЗ
n = j/v v =(E/2m)1/2
РБМК
W=3109Вт, sf =589 барн, МUO2 = 192 т, х =1.810-2, D = 11м. H = 7 м, k¥ = 1,04, <En> =0,025 эВ, n =2,4
j = н/см2с
y = н/см2с
n = н/см3
БН-600
W = 1,8109Вт, <5sf> = 1.28 барн ; Mкр = 2т D = 2 м. H = 0.7 м,
k¥ = 1,15, <En> =1 МэВ, n =2,4
j = н/см2с
y = н/см2с
n = н/см3
БУК W = 105 Вт, <5sf> = 1.28 барн, Mкр = 3104г, D = 16см. H = 16 см
(k¥ -1)/ k¥ = (h-1)/h=0.5, <En> =1 МэВ, n =2,4
j = н/см2с
y = н/см2с
n = н/см3
На 1 МВт БУК БН РБМК
j н/см2с
y н/см2с
n н/см3