- •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)
Уравнение баланса. Пространственное распределение плотности потока нейтронов
Движение нейтронов как диффузия (нейтроны перемещаются из области с более высокой плотностью потока).
Условия получения уравнения диффузии
Пусть:
Плотность потока нейтронов j во времени не изменяется,
среда состоит из гомогенной смеси топлива и замедлителя.
все нейтроны – тепловые ® p = 1
Баланс нейтронов в элементарном объеме складывается из:
числа нейтронов S, рожденных в единицу времени в этом объеме при делениях;
числа нейтронов Saj, поглощенных в объеме в единицу времени;
числа нейтронов, рассеянных в элементарный объем в единицу времени в результате столкновений, происшедших в среде;
числа нейтронов, покинувших объем в единицу времени в результате столкновений с ядрами элементов внутри этого объема.
Разность между двумя последними компонентами равна и определяет утечку нейтронов из элемента объема
D— коэффициент диффузии нейтронов в среде,
D = l/3Ss = ls/3
где ls - средняя длина свободного пробега до рассеяния
Уравнение баланса (уравнением диффузии)
S + DÑ2j - Saj = 0
S = hfSaj. = k¥Saj.
DÑ2j -Saj + k¥ Saj = 0
или
Ñ2j + L-2(k¥ - 1)j = 0
Длина диффузии L из L2= D/Sa
L ¹ l = 1/S
Диффузионные параметры замедлителей
-
D, см
L, см
M, см
Графит
0,85
54
57
H2O
0,16
2,8
6,4
D2O
0,84
147
147
Be
0,50
21
23
Реактор – пластина.
-a’/2
a’/2
o
x
d2j(x)/dx2 + L-2(k¥ -1)j(x) = 0
d2j(x)/dx2 + B2j(x) = 0
мB2 = (k¥- 1)/L2 - материальный параметр реактора
Общее решение
j(x) = С1cosBx + С2sinBx
При граничном условие j(a/2) = 0 ограниченности j(0)
AcosBa/2 = 0.
В должна удовлетворять условию
Ва/2 = np/2 (n = 1,3,5 ...) или В = np/a.
Из неотрицательности j(x)® n = 1 геометрический параметр Вг = p/a
j(x) = Acos(px/a)
А из однородного уравнения не определяется
Распределение плотности потока нейтронов в плоском реакторе
Реактор будет критичным при мB2 = гВ2 или
(k¥ -1)/L2 = p2/a’2
Уравнение критичности реактора:
k¥/(l + L2В2) = 1
Для реактора в форме сферы
B2 =p2/R2,
j(r) = Asin(pr/R)/pr/R.
Оценка критической массы 235u в сфере из Be
Определить критическую массу сферического реактора радиусом R = 20 см из сплава 235U с бериллием.
Априорно rBe >> ru Плотность смеси равна плотности бериллия.
Условие критичности: k¥/(l + L2В2) = 1
По условиям задачи p =1 (деление на тепловых нейтронах и нет 238U): kµ = hf.
B2 =p2/R2
f = SaU/(SaU + SaBe), L2 = D/(SaU + S aBe) = l/3SsBe (SaU + S a Be)
Цель: найти SaU а затем rU
k¥/(l + L2В2) = hf/[1 +B2/3SsBe (SaU + S a Be)] = 1
Ядерные данные:
h = 2.07; saU =680 барн;
ssBe = 5.8 барн; rBe = 1.85 г/см3
SaU = 1,2*10-2см-1
saU NArU/A =SaU ® rU =SaUA/NAsaU = 710-3 г/см3
Mкр(R = 20) = = 220 г.
Mкр(R = 30) = 730 г
Mкр(R = 40) = 950 г
Для сравнения: радиус критической сферы из урана с 93% обогащения по 235U равен 8.7 см а критическая масса – 52 кг. Критическая масса сферы без отражателя из оружейного 9Pu -10.7 кг( энергетического – 13.5)
Ядерный заряд из гомогенной смеси плутония и бериллия не создать из - за:
процесс деления развивается медленно и система разлетается
<t> = l/v = 1/(SaU + SaBe)v = 1/(1,210-2 + 1,110-3)2,2105 = 510-4 c
Tвзрыва » 40 » 210-2 с,
может разделится порядка 10% от критмассы – 20 г, что соответствует энерговыделению менее килотонны.
Задача. Оценить вероятность избежать резонансного поглощения в породе.