- •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)
Числа подобия.
Если разные явления в теплообмене и гидродинамике можно описать одними и теми же дифференциальными уравнениями, то эти уравнения можно привести к безразмерному виду. При этом получают комплексы безразмерных величин, составленных из разных параметров – числа (критерии) подобия..
Число Рейнольдса Re = wl/
- кинематическая вязкость
Число Нуссельта Nu = l//
Если значение Nu известно, то зная l и можно определить , решив тем самым основную задачу теплопередачи по соотношению
Число Прандтля Pr = /a
Например, для теплообмена в гладкой трубе при турбулентном течении воды по результатам эксперимента рекомендована формула
Nu = 0.023Re0.8Pr0.4
годная для 104 Re 105 ; 0.7 Pr 2
Теплоносители
Требования
1. Обеспечивать интенсивный отвод теплоты при малых разностях температур теплопередающей стенки и теплоносителя, малых разностях температуры теплоносителя на входе и выходе аппарата; малых затратах энергии на прокачку, при наименьшем избыточном давлении в аппарате..
2. Теплофизические и химические свойства теплоносителя должны быть стабильными в рабочих интервалах температур и давлений (фазовое состояние не изменялось).
3. Теплоноситель должен обладать высокой химической стойкостью и малой химической и эрозионной активностью.
4. Теплоноситель должен обладать достаточной стойкостью под действием ионизирующих излучений (и иметь малые сечения поглощения нейтронов
5. Теплоноситель должен быть доступным, дешевым, безопасным в эксплуатации и при хранении.
6. Большое значение теплоёмкости
кипящий теплоноситель – скрытая теплота парообрзования ( нагрев 1 г воды на 1 градус – 1 кал; для испарения – 539).
температура теплоносителя на выходе из реактора имеет значения в интервале 575—625 К.
теплоносители: легкая вода ( PWR, ВВЭР и с кипящей водой в реакторах BWR, РБМК ) и Na в быстрых реакторах.
Преимущества воды как теплоносителя – высокие теплоемкость и теплота испарения, освоенность технологии, невысокая стоимость. Недостатки - диссоциация под действием излучения и образование гремучей смеси, большая скорость коррозии с вымыванием в контур долгоживущих радионуклидов, большое сечение поглощения на водороде, необходимость поддерживать высокое давление в контуре.
Преимущества Na – высокие рабочие температуры и поэтому низкое давление, высокий термодинамический КПД, невысокая скорость коррозии. Недостатки - натрий бурно реагирует с водой и для предотвращения возможного контакта активного натрия с водой в быстрых реакторах используют три контура теплоносителя.
Нестационарный ядерный реактор Уравнения кинетики и реактивность.
Реактивность в % или долях эфф
= (kэф – 1)/kэф
точечной моделью динамики реактора.
(r,E t) = R (г,E)T(t)
l - время жизни нейтронов между поколениями
Задача. Определить l тепловых нейтронов в легкой воде
длина пробега до поглощения – 1/a, l = 1/va, a = 0.33 б
Баланс за время dt при kэф 1
dn = nkэфdt/l – ndt/l dn/dt = (kэф – 1)n/l
Интегрируя
n = n0exp(kэф -1)t/l n0exp(t/T)
Т = l/(kэф-1) – период, n0 = n(0).
В реакторе на обогащенном топливе с Н2О - замедлителем l 10-5с, kэф =1,001 T 10-2c n = n0exp(102t)
Не реактор, а бомба !
Роль запаздывающих нейтронов в регулировании реактора. Более 99% - мгновенные нейтроны.
Менее 1% запаздывающиие
Доля запаздывающих нейтронов - эфф, - отношение среднего числа запаздывающих нейтронов к среднему числу нейтронов, испускаемых при делении. Для 235U эфф приближенно равна 710-3.
35Br87 T1/2 = 54,5 c Eвозб
- 2%
5,8 МэВ
- 68% n n (86Kr) = 5,53 МэВ
Emax =8 МэВ 86Kr 5,4 МэВ
3 МэВ
- 30%
87Kr T1/2 = 78 мин.
Схема образования запаздывающих нейтронов при -распаде 35Br87.
Периоды полураспада предшественников или источников запаздывающих нейтронов лежит в интервале 0.2 – 56 с. термин
«быстрые нейтроны» характеризует энергию нейтронов, а термин «мгновенные» - время появления после деления
Эффективное время жизни нейтронов
lэф = (1 — эф)lмгн + эфlзап
Для 235U lэф 0,1с T 100 c