Энергетический реактор на быстрых нейтронах Действующие реакторные технологии Перспективы развития быстрых реакторов Российская программа по быстрым реакторам  Гомогенный реактор с отражателем Ядерная энергетика

Энергетический реактор на быстрых нейтронах

Ядерная энергетика в мире активно растет и развивается, особенно активно идет этот процесс в Японии, Корее, Китае и Индии. В последних двух странах потребность в электричестве растет столь быстро, что возникает вопрос уже о скорости наработки ресурсов ядерного топлива (обогащенного урана и плутония) для загрузки новых реакторов.

Основной причиной появления и столь быстрого развития атомной энергетики является огромный, по сравнению с органическим топливом, энергетический эквивалент цепной реакции деления. Точнее, для выработки энергии 1МВт*сут требуется всего лишь 1.2г делящегося изотопа (урана-235). При сравнении энергетических эквивалентов органического и ядерного топлива обнаруживается, что несколько граммов делящегося изотопа урана-235 примерно равны одной тонне нефти (точнее 4г 235U » 1т Нефти)!

Вторая, не менее важная, причина состоит в том, что имеющихся ресурсов урана (как урана-235, так и урана-238) при нынешних тенденциях энергопотребления хватит примерно на 10 000 лет. Кроме того, на земле имеются еще запасы тория, объем которых, по оценкам, сопоставим с запасами урана, или даже в несколько раз больше.

Кроме того, не следует забывать, что ресурсы органических видов топлива не возобновляются, поэтому было бы разумнее использовать их для химической промышленности (производства полимеров, удобрений и т.п.).

Однако получить эту огромную энергию и превратить ее в удобную форму электрической энергии, причем с высоким КПД, достаточно непросто. Для этого нужен, прежде всего, надежный и безопасный ядерный реактор с высокой плотностью энерговыделения. Но и этого мало, для обеспечения работы реактора, нужна надежная и безопасная ядерная технология, которая включает в себя предприятия ядерного топливного цикла, машиностроительные предприятия по производству энергетического оборудования, собственно атомные электростанции и т.д.

Кроме того, для достижения разумно высокого КПД нужен теплоноситель и нужно силовое оборудование, способные передавать энергию при температурах порядка 300 0С или выше, нужна установка генерации пара с температурой примерно 300 0С при давлении порядка 70 кгс/см2 . Соответственно, работу такого количества тяжелого энергетического оборудования должно обеспечивать большое число вспомогательных систем, систем безопасности и т.п.

Необходимо помнить, что атомные станции (АЭС) являются очень специфическими энергетическими источниками, поскольку в процессе работы в них накапливаются и удерживаются большие количества радиоактивных веществ. В случае выхода этих веществ за границы АЭС в количествах, превышающих допустимые нормы и пределы, может произойти радиационное поражение персонала и населения, а также загрязнение окружающей среды.

Аварии на Три Майл-Айленд ( ТМА 1979 г.) и в Чернобыле (1986 г.) показали, насколько серьезными могут быть эти угрозы. Именно после этих аварий вопросы безопасности при проектировании, строительстве и эксплуатации АЭС стали жизненно важными для атомной энергетики и именно они обусловили научно-технический прогресс в ядерной энергетике и технологии за последние 20 лет.

В Российской Федерации реализуется долгосрочная « Стратегия развития атомной энергетики России  в первой половине XXI века», в рамках которой в 2004г. был введен в строй 3-й блок Калиниской АЭС, а к 2010г. будут введены блоки на Волгодонской, Балаковской и Калиниской АЭС.

Все эти блоки строятся с реакторами ВВЭР-1000, которые являются на сегодня не только наиболее надежными и безопасными, но и экономически эффективными типами установок в РФ.

АЭС и ее энергоблоки являются сложными инженерными сооружениями и требуют высокой квалификации персонала, соответственно, планы ввода новых блоков должны быть обеспечены соответствующими программами подготовки персонала.

Основы физических процессов в ядерных реакторах

Некоторые аспекты ядерной физики.

Вторичные нейтроны деления. Нейтроны, вызывающие деление ядер, называются первичными, а нейтроны, возникающие при делении ядер – вторичными. Вторичные нейтроны деления испускаются осколками в самом начале их движения. Как уже отмечалось, осколки непосредственно после деления оказываются сильно перегруженными нейтронами; при этом энергия возбуждения осколков превышает энергию связи нейтронов в них, что и предопределяет возможность вылета нейтронов. Покидая ядро осколка, нейтрон уносит с собой часть энергии, в результате чего энергия возбуждения ядра осколка снижается. После того, как энергия возбуждения ядра осколка станет меньше энергии связи нейтрона в нём, вылет нейтронов прекращается.

При делении разных ядер образуется различное число вторичных нейтронов, обычно от 0 до 5 (чаще всего 2-3). Для расчетов реакторов особое значение имеет среднее число вторичных нейтронов, испускаемых в расчете на один акт деления. Это число обозначается обычно греческой буквой ν (ню) или, чаще νf . Значения νf зависят от типа делящегося ядра и от энергии первичных нейтронов. Некоторые примеры приведены в таблице 1.5. Приведенные в этой таблице данные показывают, что значения νf увеличиваются  как с ростом заряда и массы делящегося ядра, так и с увеличением энергии первичных нейтронов.

Таблица 1.5. Средние количества вторичных нейтронов, образующихся при делении ядер тепловыми и быстрыми нейтронами

Исходное

 ядро

Значения νf при различных энергиях первичных нейтронов

Тепловые нейтроны

Быстрые нейтроны

 U-233

2,480

2,734

U-235

2,407

2,677

U-238

-

2,788

Pu-239

2,874

3,188

Pu-240

-

3,163

Pu-241

2,931

3,228

С последним обстоятельством связано еще одно преимущество реакторов на быстрых нейтронах – большее число вторичных нейтронов позволяет осуществлять в них процесс расширенного воспроизводства ядерного топлива (см. ниже). Вторичные нейтроны возникают и при спонтанном делении ядер. Так νf (U-238) = 1,98, а νf (Cf-252) = 3,767.

Процесс испускания вторичных нейтронов сильно возбужденными ядрами осколков напоминает процесс испарения молекул с поверхности сильно нагретой капли жидкости. Поэтому энергетический спектр вторичных нейтронов похож на распределение Максвелла молекул при тепловом движении. Максимум этого спектра лежит при энергии 0,8 МэВ, а средняя энергия вторичных нейтронов деления оказывается порядка 2 МэВ.

Основная часть вторичных нейтронов вылетает из ядер осколков в среднем за время 10-14 с после деления ядра, т.е. практически мгновенно. Поэтому эту часть вторичных нейтронов называют мгновенными нейтронами. Но существуют еще и т.н. запаздывающие нейтроны, играющие важную и совершенно особую роль в реакторах.

Запаздывающие нейтроны при делении ядер. Опыт показывает, что малая доля вторичных нейтронов (обычно < 1 %) испускается облученным нейтронами образцом делящегося материала спустя долгое время после прекращения облучения, когда деления ядер в образце тоже, естественно, уже не происходят. Происхождение запаздывающих нейтронов связано с бета-распадом некоторых осколков деления. Если бета-распад происходит на уровень конечного ядра, энергия возбуждения которого превышает энергию связи нейтрона, то распад ядра из этого состояния может произойти не путем испускания гамма-кванта, как обычно, а путем испускания нейтрона. Вылет нейтрона происходит практически в то же мгновение, как только образуется возбужденное ядро, но относительно процесса деления исходного ядра этот момент оказывается отодвинутым на время, которое потребовалось для бета-распада осколка. Поэтому запаздывающие нейтроны вылетают практически одновременно с бета-частицами, и их выход во времени описывается таким же экспоненциальным законом и с тем же периодом полураспада, что и бета-распад осколка.

Доля запаздывающих нейтронов определяется как отношение числа запаздывающих нейтронов к числу всех вторичных нейтронов деления: β = Nзап.n /Nn . Значения β для некоторых ядер при делении их нейтронами различных энергий приведены в табл.1.6.

Таблица 1.6. Доли запаздывающих нейтронов при делении ядер

Исходный

Нуклид

Β (%) при делении ядер

Тепловыми нейтронами

Нейтронами с энергией 2 МэВ

233U

0,24

0,26

235U

0,65

0,60

238U

-

1,7

239Pu

0,21

0,20

Поскольку запаздывающие нейтроны могут возникать при распаде различных ядер -осколков (называемых ядрами - предшественниками запаздывающих нейтронов), каждый из которых распадается со своим периодом полураспада, то и запаздывающие нейтроны образуют несколько групп, каждая из которых имеет свой период полураспада. Основные параметры этих групп приведены в табл. 1.7. В этой таблице относительные выходы запаздывающих нейтронов нормированы на единицу. Энергии запаздывающих нейтронов несколько меньше средней энергии мгновенных нейтронов (2 МэВ), так как они вылетают из менее возбужденных осколков. Периоды полураспада групп запаздывающих нейтронов не совсем точно совпадают с периодами полураспада выделенных предшественников, так как на самом деле предшественников запаздывающих нейтронов гораздо больше – некоторые исследователи находили их до нескольких десятков. Нейтроны от предшественников с близкими периодами сливаются в одну группу с некоторым усредненным периодом, который и заносится в таблицы. По этой же причине выходы групп и их периоды зависят от типа делящегося ядра и энергии первичных нейтронов, так как при изменениях этих двух параметров изменяются выходы осколков деления, а, следовательно – изменяется и состав групп.

Таблица 1.7. Параметры групп запаздывающих нейтронов при делении 235U тепловыми нейтронами

Номер  группы

Период полураспада (сек)

Относительный выход

Средняя энергия (кэВ)

Основной предшественник

нуклид

Т (сек)

1

55,72

0,033

250

Br-87

55,6

2

22,72

0,219

460

I-137

24,5

3

6,22

0,196

405

I-138

6,49

4

2,30

0,395

450

5

0,61

0,115

420

 

6

0,23

0,042

-

 

Запаздывающие нейтроны играют определяющую роль в деле управления цепной реакцией деления и работой всего ядерного реактора в целом.

Мгновенное гамма-излучение при делении. Когда после вылета из осколка последнего нейтрона энергия возбуждения ядра осколка оказывается ниже энергии связи нейтрона в нем, дальнейший вылет мгновенных нейтронов оказывается невозможным. Но некоторая лишняя энергия в осколке еще остается. Эта избыточная энергия уносится из ядра серией испускаемых гамма-квантов. Как отмечалось выше, суммарная энергия мгновенных гамма-квантов составляет около 8 МэВ, среднее их число на одно деление равно приблизительно 10, следовательно, средняя энергия одного гамма-кванта при делении тяжелых ядер равна примерно 0,8 МэВ.

Таким образом, ядерный реактор является мощным источником не только нейтронов, но и гамма-излучения, и защищаться приходится от обоих этих видов излучений.


Шинглас купить в спб цена по материалам www.roofsale.ru. | Скрипт скорость загрузки сайта. | Блефаропластика москва источник. Повреждений, вызванных в живом организме излучением