Ядерные реакторы
РБМК 1000
Математика
Курсовые
Альтернативная энергетика
ВВЭР
Информатика
Черчение

Теплоэнергетика

Реактор БН
Сопромат
Электротехника
Ядерная физика
Ядерное оружие
Графика
Карта

Физика атомного реактора

Ядерное горючее считается в настоящее время самым экономичным. Атомные станции обладают высокой степенью защиты. Но страшная трагедия на ЧАЭС, которая откликнется еще не на одном поколении наших людей, говорит о том, что особого внимания требует обеспечения высокой эксплуатационной надежности АЭС, их безаварийной работы. Ядерная энергия коварна, не терпит неграмотных действий по отношению к себе.

Физические процессы в атомном реакторе

В зависимости от энергии принято делить нейтроны на группы: тепловые, энергия движения которых соизмерима c энергией теплового движения среды Е < 0.5 эВ. замедляющиеся, энергия которых лежит в диапазоне от 0.5 эВ до 2000 эВ. быстрые E > 2000 эВ.

Тепловые нейтроны (Thermal neutrons) - нейтроны, кинетическая энергия которых ниже определенной величины. Эта величина может меняться в широком диапазоне и зависит от области применения (физика реакторов, защита или дозиметрия). В физике реакторов эта величина выбирается чаще всего равной 1 эВ. Быстрые нейтроны (Fast neutrons) - нейтроны,  кинетическая энергия которых выше некоторой определенной величины. Эта величина может меняться в широком диапазоне и зависит от применения (физика реакторов, защита или дозиметрия). В физике реакторов эта величина чаще всего выбирается равной 0,1 МэВ.

Основным топливом в ядерных реакторах является уран, поэтому рассмотрим вероятность реакции деления изотопов урана под действием нейтронов с различной энергией. Как известно, природный уран состоит из двух изотопов 238U (основной изотоп) и 235U (примесь, 0,7%) Деление изотопа урана 238U возможно только нейтронами с энергией большей 1 МэВ, но вероятность деления (сечение реакции деления), при таких энергиях в 4 раза меньше чем вероятности захвата или рассеяния. Другими словами из 5 нейтронов столкнувшихся с ядром 238U, только 1 вызовет деление. При меньших энергиях происходит только радиационный захват или рассеяние нейтронов. Причем при энергиях 7 эВ - 200 эВ сечение захвата очень сильно возрастает (резонансный захват). Нейтроны поглощаются без деления и выбывают из цепной реакции. Поэтому цепная реакция на чистом 238U невозможна. Для изотопа урана 235U деление возможно нейтронами любых энергий, причем вероятность деления (сечение реакции деления) для тепловых нейтронов в 100 раз больше чем для быстрых нейтронов c энергией 5 - 6 МэВ.

Цепная реакция деления

Цепная реакция деления (Chain fission reaction) - последовательность реакции деления ядер тяжелых атомов при взаимодействии их с нейтронами или другими элементарными частицами, в результате которых образуются более легкие ядра, новые нейтроны или другие элементарные частицы и выделяется ядерная энергия.

Цепная ядерная реакция (Chain nuclear reaction) - последовательность ядерных реакций, возбуждаемых частицами (например, нейтронами), рождающимися в каждом акте реакции. В зависимости от среднего числа реакций, следующих за одной предыдущей - меньшего, равного или превосходящего единицу - реакция называется затухающей, самоподдерживающейся или нарастающей.

Рассмотрим реакцию деления в смеси изотопов урана 238U и 235U.

Анализ начнем с реакции деления в чистом 238U.

В отдельных актах деления энергия рождающихся нейтронов может принимать значения от 100 эВ, до 10 МэВ. Средняя энергия около 2 МэВ. Нейтроны с такой энергией, могут разделить изотопы 238U, но 1 нейтрон, вызвавший деление 238U, придется четыре захваченных без деления, а в результате деления возникнет в среднем 2,5 нейтрона, следовательно, коэффициент размножения Кэф = 5/2.5 = 0.5 - реакция затухающая. Поэтому при наличии в топливе только одного изотопа 238U осуществить цепную реакцию невозможно.

Замедление нейтронов. При различных ядерных реакциях, в том числе и при делении ядер, возникают быстрые нейтроны с энергиями, как правило, от сотен кэВ до нескольких МэВ. Но для ядерных реакторов, работающих на тепловых нейтронах, энергии нейтронов должны быть меньше 1 эВ. Для получения нейтронов со столь малыми энергиями, первичные быстрые нейтроны приходится замедлять. С этой целью источники быстрых нейтронов, в том числе и блочки из делящихся материалов, помещают в среды из легких материалов, таких, как обычная вода, тяжелая вода, бериллий или углерод (графит). Такие вещества называются замедлителями. Сталкиваясь с ядрами замедлителя, нейтроны рассеиваются на них и передают им при этом часть своей энергии. Поэтому от столкновения к столкновению энергия нейтрона постепенно снижается, пока нейтрон не достигнет тепловой области. Этот процесс постепенного снижения энергии нейтронов в результате многократных столкновений с ядрами замедлителя и называется процессом замедления нейтронов. Количественно процесс замедления нейтронов характеризуется т.н. длиной замедления Ls, которая равняется среднему расстоянию от точки рождения нейтрона до точки, в которой он становится тепловым. Значения Ls для различных замедлителей приведены в табл.1.8.

Для реакторной технологии важно, что при замедлении в чистом замедлителе формируется т.н. спектр Ферми Фф(Е) @ Const/E , такую же асимптотическую форму он имеет и в реакторе в присутствии поглощающих (топливных и других) материалов. При этом поглощение во всей области замедления (от 1эВ до примерно 0.5 МэВ) определяется т.н. резонансным интегралом поглощения на этом спектре :

IaU= ò saU(E)*dE/E 

1.2.4. Диффузия нейтронов в средах

Для описания некоторых важных закономерностей процесса диффузии в реакторах введем и уточним некоторые определения. Определим плотность потока нейтронов Ф, чаще называемую «потоком» как число нейтронов, пересекающих сферическую поверхность 1 см.2 в секунду, таким образом размерность потока будет í1/(см2 *с)ý. Ранее мы уже определили микроскопическое сечение реакции типа «a» изотопа «i» sai как площадь взаимодействия одного ядра в барнах. Теперь определим т.н. макроскопическое сечение реакции типа «a» изотопа «i» как сечение взаимодействия всех ядер «i» , находящихся в 1 см3 вещества S ai.

Эти два сечения связаны между собой величиной т.н. «ядерной плотности» или плотности ядер r, которая характеризует количество молекул (или ядер) в 1 см3 вещества.

r = NA*g / m

где:

NA – число Авогадро (равное 0.6023*1024 молекул/гмоль);

g- физическая плотность любого сложного вещества (г/см3);

m- молекулярный вес вещества (г/гмоль).

Тогда связь между микроскопическим и макроскопическим сечением можно записать как :

S ai = ri *sa

При этом плотности ядер данного изотопа ri будут связаны с плотностью молекул r через число атомов данного вида «i» в молекуле вещества.

Наконец, единственной величиной, которая может быть реально измерена в ядерных реакциях ( в том числе в дозиметрических приборах, камерах деления, реализуется внутри реактора) является скорость реакции данного типа «a » для выбранного изотопа «i» Aai :

Aai = Ф* S ai

Эта величина измеряется в единицах количества реакций в 1 см3 в секунду ( 1/(см3*с) ). При этом для процесса деления существует важная связь количества делений и выделяемой при этом мощности 1Вт=3.3 *1010 дел/с.

Энергетическая проблема - одна из важнейших проблем, которые сегодня приходится решать человечеству. Уже стали привычными такие достижения науки и техники, как средства мгновенной связи, быстрый транспорт, освоение космического пространства. Но все это требует огромных затрат энергии.

Инженерная графика

 

Сопромат