Устройство ядерного энергетического реактора Первый контур окружён радиационной защитой
.
Устройство ядерного заряда
Принципиальные причины опасности ядерных реакторов:
мощность реактора при аварии может увеличиться в тысячи раз;
после прекращения цепной реакции энерговыделение поддерживается за счет радиоактивного распада осколков
деления.
Зависимость отношения мощности, выделяемой всеми продуктами радиоактивного распада W(t) к полной мощности реактора W0:
где t – время после остановки реактора в секундах.
В реакторе, работающем на мощности 3 ГВт, генерируется 2.21020 нейтронов в 1 с , (массой 0,37 мг ).
Оценки суточного расхода топлива в реакторе ввэр-!000 и при взрыве ядерного заряда мощностью 100 кт тнт.
ВВЭР - 1000
Q = 3109 Дж/с * 8,64104 с/1,610-13Дж/МэВ = 1,61027 МэВ
Число делений Nf = 1,61027 МэВ/200МэВ/дел = 81024 дел
Масса ядра 5m = 1,6710-27кг/нукл*235 нукл = 3,9210-25 кг
Суточный расход 5M = Nf*5m = 3,2 кг
Годовой – 1170 кг (КВ = 0,) 239М = 600 кг ® 100 ядерных зарядов
Ядерный заряд деления
Теплотворная способность ТНТ 103 кал/г = 4,2103Дж/г
Q=102103106г*4,2103Дж/г=4,21014Дж/1,610-13Дж/МэВ = 2,61027 МэВ
Nf = 1,31025 дел
5M = Nf*9m = 5,2 кг
Первая плутониевая бомба с массой порядка 10 кг, разделилось около 1 кг.
2. Оценка энерговыделения после остановки реактора ввэр-1000
Зависимость отношения мощности, выделяемой всеми продуктами радиоактивного распада W(t) к полной мощности реактора W0, который долгое время работал на этой мощности, может быть представлена формулой для оценок W(t) в интервале 1-105 с
где t – время после остановки реактора в секундах.
Тепловая мощность ВВЭР-1000 3109 Вт
t |
1с |
1 мин |
1 час |
1 сутки |
1 месяц |
W МW |
200 |
88 |
39 |
20 |
10 |
Оценка активности через месяц
Пусть средняя энергия на распад – 2 МэВ
Полная активность А = 107Вт/2 МэВ*1,610-13Дж/МэВ = 31019 Бк
1Бк = 1распад/с
Условия возникновения и развития цепной реакции деления. Коэффициент размножения.
Аналогия:
Поколения в биологической популяции « Поколения нейтронов в среде.
Коэффициент размножения kэф - отношение числа нейтронов в последующем поколении к числу нейтронов в предыдущем
Последующий анализ для безграничной (бесконечной) среды - k¥
Коэффициент размножения в ограниченной среде
kэф = k∞P
Р – вероятность избежать ухода (утечки) из среды
Оценить кэфф для России при убыли населения D= - 4*105 1/год и предсказать число жителей в 2050 г В 2008 N = 142 млн.
l = - D/N = 2,810-3 1/год
N(2050) =142exp(-2,810-3*48)= 124 млн
Система (реактор):
при k¥ = 1 – критическая,
при k¥ > 1 – надкритическая,
при k¥ < 1 – подкритическая
В естественном уране k¥ < 1 из-за:
неупругого рассеяния - sine,
радиационного захвата - sn,g
на уране-238
Роль деления урана-238 быстрыми нейтронами невелика.
Гомогенная смесь урана и замедлителя (вещества с малой атомной массой и малым сечением захвата нейтронов)
Идея: за счёт быстрого сброса энергии нейтроном при упругом рассеянии на ядрах замедлителя уменьшить вероятность резонансного поглощения нейтронов и увеличить вероятность деления урана-235
Исходные данные
Среднее число нейтронов при делении тепловыми нейтронами
нуклид |
n |
h |
233U |
2,49 |
2,29 |
235U |
2,42 |
2,07 |
239Pu |
2,87 |
2,11 |
241Pu |
2,93 |
2,15 |
h
= n