- •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)
Где sf и sa - микроскопические сечения деления и поглощения
,
где ni – значение для i-го нуклида; Sfi – макроскопическое сечение деления тепловыми нейтронами, Sa полное макроскопическое сечение поглощения.
Сечения поглощения и деления для тепловых нейтронов
нуклид |
sa , барн |
sf , барн |
235U |
681 |
583 |
238U |
2,7 |
- |
Для естественного урана
Число нейтронов, избежавших захвата в процессе замедления N0hp, где
p - вероятность избежать резонансного поглощения при замедлении через резонансную область энергий.
Число нейтронов, поглотившихся в топливе N0hpf, где f - коэффициентом теплового использования. f – отношение макроскопического сечения поглощения нейтронов в топливе к макроскопическому сечению поглощения нейтронов в смеси топлива и замедлителя:
Захват n0 в уране приведет к испусканию Noh быстрых нейтронов в
результате деления.
k¥ = hpf
Условие критичности реактора бесконечных размеров (бесконечного реактора): k¥ = 1
Для k¥= 1 необходимо pf = 1/ h Þ h > 0,75. Для системы естественный уран - графит максимально достижимое значение k∞ не превышает 1,07. Для системы естественный уран – лёгкая вода k∞ существенно меньше 1.
Воспроизводство ядерного топлива.
h-1 нейтронов «свободны»
КВ - коэффициента воспроизводства который определяется как отношение числа накопившихся в реакторе атомов нового ядерного топлива к числу израсходованных атомов первичного топлива.
В реакторах на тепловых нейтронах КВ £ 0.8.
В реакторах на быстрых нейтронах с ураном высокого обагащения или плутонем КВ может заметно превышать 1. т.е. может образовываться больше нового топлива, чем сгорает старого. Переработка 238U в 239Pu в сотню раз увеличивает топливные ресурсы.
Оценка безопасной концентрации 239 Рu в воде
Концентрация 239Pu в о. Карачай порядка 10-5 г/л и в илах на два порядка больше
Оценим концентрацию плутония, при которой k¥ = 1.
Априори rPu << rH20
239Pu делится нейтронами любых энергий, поэтому поглощение резонансных нейтронов приводит к делению и, если считать отношение сечения деления к сечению поглощения a независящим от энергии нейтронов, то формула трех сомножителей редуцируется к формуле:
k¥ = hf
Выпишем ядерные данные для тепловых нейтронов:
sPua = 1021 барн, h= 2,1 = 19 г/см3,
Hsa = 0.33 барн, r = 1г/см3 , Osa = 0,
для kµ = 1 f = h-1= 0.48
Введём , где макросечение плутония в гомогенной смеси плутония и замедлителя, - макроскопическое сечение в металлическом плутонии, - концентрация плутония в смеси
По определению коэффициент теплового использования Þ
rPu = 210-2 г/см3 = 20 г/литр на 6 порядков больше реального
Вычисление макроскопических сечений
sPua = 1021 барн, h= 2,1 = 19 г/см3,
Hsa = 0.33 барн, r = 1г/см3 , Osa = 0,
для kµ = 1 f = h-1= 0.48
Введём , где макросечение плутония в гомогенной смеси плутония и замедлителя, - макроскопическое сечение в металлическом плутонии, - концентрация плутония в смеси
По определению коэффициент теплового использования Þ
rPu = 210-2 г/см3 = 20 г/литр на 6 порядков больше реального