![]()
Заглавная страница
Избранные статьи Случайная статья Познавательные статьи Новые добавления Обратная связь КАТЕГОРИИ: ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ТОП 10 на сайте Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрацииТехника нижней прямой подачи мяча. Франко-прусская война (причины и последствия) Организация работы процедурного кабинета Смысловое и механическое запоминание, их место и роль в усвоении знаний Коммуникативные барьеры и пути их преодоления Обработка изделий медицинского назначения многократного применения Образцы текста публицистического стиля Четыре типа изменения баланса Задачи с ответами для Всероссийской олимпиады по праву ![]() Мы поможем в написании ваших работ! ЗНАЕТЕ ЛИ ВЫ?
Влияние общества на человека
Приготовление дезинфицирующих растворов различной концентрации Практические работы по географии для 6 класса Организация работы процедурного кабинета Изменения в неживой природе осенью Уборка процедурного кабинета Сольфеджио. Все правила по сольфеджио Балочные системы. Определение реакций опор и моментов защемления |
Неоптимальное время включения нейтронного инициатора ядерного взрывного устройства (ЯВУ). Режимы «проскок» и «хлопок». Основные причины срабатывания ЯВУ в режиме «хлопок».
Если kэфф=2, то Y ~ 20 кТ Если kэфф=1,3, то Y ~ 540 тонн (что и случилось в Корее)
Причины «хлопка»:
Надо просчитывать космические нейтроны (чтобы не вовремя прилетевший нейтрон не вызвал цепную реакцию). Однако их всего 3*10-3нейтр./см2*сек. à много вреда не принесёт
64. Энергетический выход ЯВУ и оптимальное время включения нейтронного инициатора.
Важно включить нейтронный инициатор, чтобы он захватил максимальный kэфф См. график!
34. Полоний-бериллиевый нейтронный инициатор. Методы наработки полония. Проблемы обращения с полонием. При
При критичности фольга разрывается Что за источник Годится полоний 210Po; T1/2=138,4 дня
При реакции 27Al ~ 1,3 барн à алюминий, магний не годятся Полоний надо менять раз в полгода (что очень сложно) à нужен другой инициатор (вне крит-массы)
29. Основные ядерно-физические свойства плутония. Физический принцип наработки и имеющиеся запасы оружейного плутония. Ядерно-физические свойства:
Месторождений плутония нет 234Pu: T1/2=81*106 лет Сейчас наработано плутония:
Получение:
239Pu:
Если 239Pu не удалить из активной зоны: 239Pu: 1) 2) T1/2=6580 лет à выделяется тепло
53. Состав оружейного плутония. Требования к конструкции и эксплуатационному циклу реактора-наработчика, оценка его производительности по плутонию. Оружейный плутоний — это плутоний в форме компактного металла, содержащий не менее 93,5 % изотопа 239Pu.
Образование плутония: · Чем дольше держим в реакторе, тем больше отношение 240U/239U è БОЙСЯ ДЛИТЕЛЬНЫХ ОБЛУЧЕНИЙ!!! · Содержание 238Pu растёт квадратично; 240Pu – кубично · · Когда Np выходит на насыщение à снимаем нейтронный поток à Np будет распадаться à уровень 240Pu будет стабилизирвоаться · Итого: держим 2 недели в реакторе! · Потом почти за такое же время Np распадётся · Т.к. больше нейтронов нету à 240Pu не образуется, а 238Pu ещё не успел образоваться · Для вывода облучённых блоков из реактора: 1) Остановить реактор 2) Не останавливая – канальный реактор (часть стержней вывели, а реактор продолжает работать на оставшихся стержнях · Стержень оставляем на 2 недели, пока нептуний распадётся · Ждём около 2 месяцев – пока короткоживущие продукты деления распадутся
Итого для получения плутония:
31. Плутоний-238, его основные свойства, каналы его образования при облучении урана в реакторе и роль в ядерном оружии. 238Pu: T1/2=87,7 года è огромное тепловыделение! (300 единиц тепловыделение 239Pu) – он плавится сам! Огромное количество спонтанных нейтронов:
Откуда он берётся? 1) 239Pu (n, 2n) à238Pu, однако эта реакция пороговая (около 7,8 МэВ) à очень маленькое сечение; НО на самом дел его образуется гораздо больше 2) На самом деле: · В реакторе для получения плутоний не должно быть много 235U!!! à графитовый, тяжеловодный реактор
11. Изотопный состав и физические свойства реакторного плутония. Оценка возможности использования реакторного плутония в ядерном оружии.
· · 1962 г. – американцы сумели подорвать ядерную бомбу на основе реакторного плутония · Использовался 1й тип топлива, но в нём мало 238Pu · Из облучённого топлива ВВЭР не удавалось никогда · За счёт выделения от 238Pu внутренняя часть разогревается до температуры ~200oC · При такой температуре активной части ТНТ почти вскипает · Американцы для теплосъёма поставили мосты из алюминия (но это всё очень сложно и всякие неприятности сулит; например, трудности строгой сферической симметричности обжатия)
32. Плутоний-240, его свойства, каналы образования и роль в ядерном оружии. Америций очень противный, т.к. по альфа-моде распадается в возбуждённое состояние нептуния, а оттуда уже мощнейшее гамма-излучение à не годится! Pu-240 вреден для производства оружия по следующим причинам:
9. Причина необходимости высокого обогащения делязегося материала по урану-235 и плутонию-239.
50. Роль трития в ядерном оружии. Цели и физический смысл бустирования ядерного заряда. · От конструкции бомбы необходим набор 1024 нейтронов · Пусть даже устройство сработает в режиме «хлопок», но если есть дейтериево-тритиевая смесь, то: · TD+T~10-8 секунды – время набора одного поколения (Т – сгорание смеси) · На каждое сгоревшее ядро получаем 1 нейтрон è на 10 грамм сгорания D+T получает 6*1024 нейтронов, энергия которых 14,5 МэВ (они будут делить всё: и Pu-240 и Pu-239) · Коэффициент использования около 100 (т.к. получили нейтроны извне à после выгорания надкритики реакция не прекратится!!!) · Бустрирование – добавление D + T (тритиевый дожигатель)
Дейтерий есть в воде – 0,015% Тритий радиоактивен, T1/2=12,3 года
26. Основные принципы действия и конструкции термоядерного взрывного устройства. Роль радиационного обжатия рентгеновским излучением инициатора (с количественной оценкой энергии излучения). · Введение использования принципа бустирования решило проблему чувствительности боеприпаса к точному включению нейтронного инициатора.
· НО: требовались ещё большие мощности взрыва – мегатонны.
· 1952 год – термоядерный взрыв «Майк» - 10,6 мТ – двухэтажное строение. В качестве горючего использовался жидкий дейтерий. Доставить такую бомбу было невозможно, но принцип был выбран верный. · Решение – термоядерная бомба. Проблема – как передать энергию ядерного взрыва на сжатие дейтериево-тритиевой смеси.
· 1955 год – испытание в СССР. · Использоваля принцип радиационной имплозии (обжатия). · Итак, до разрушения инициатора бомбой деления (~10-6), он успевает испустить рентгеновское излучение, которое, отразившись от внутренних стенок, воздействует на шар со смесью и запускает термоядерную реакцию.
Количественная оценка энергии излучения: λТ = b - уравнение виновского сдвига (закон смещения Вина) b – Константа Вина λ – длина волны
λ = 2πс/ω λ → ω →(t)→ Еγ Еγ = 100 эВ – мягкий рентген Атомная энергетика
56. Трудности регулирования цепной реакции деления с использованием мгновенных нейтронов
Имеем дело с малыми величинами Tж без замедлителей 10-8 сек 10-7 – добавляем реактивность à энергия вырастет в 2000 раз за 1 секунду è замедлитель tзам.~10-4с En~1 МэВ à Eth=0,025 эВ Установка позволяет уменьшить концентрацию (сечение больше на 3 порядка) Использование для управления запаздывающих нейтронов деления
60. Физика эмиссии запаздывающих нейтронов деления. · Не успеваем следить за мощностью даже при небольшом колебании реактивности. Нам помогут запаздывающие нейтроны деления · Оказалось, что небольшая доля (~1%) нейтронов, испускающихся в процессе деления, появляется с некоторым запаздыванием относительно момента деления (так называемые запаздывающие нейтроны). Время запаздывания достигает 1 мин. · что запаздывающие нейтроны испускаются остановившимися осколками после предварительного β--распада. β-Распад осколков приводит к образованию дочерних ядер не только в основном, но и в возбужденных состояниях à происходит испускание запаздывающих нейтронов Условие эмиссии запаздывающих нейтронов: · Условие просеки (стабильность по отношению к эмиссии нейтрона): · Но если ядро E(Z, N+1) возбуждено, то возможно состояние, когда:
Предшественники запаздывающих нейтронов: · 137I; T1/2=55,6 сек · 87Br; T1/2=24,5 сек Для 235U 239Pu при делении тепловыми нейтронами
8. Время жизни вторичного нейтрона в различных средах с учётом различных факторов (наличие либо отсутствие замедлителя, соотношение между реактивностью и долей запаздывающих нейтронов деления). Доля запаздывающих нейтронов: β для 235U=0,64%; для 239Pu=0,20% Условие управляемости реактора: Тж~10-8 сек – без замедлителя Тж~10-4 сек – с замедлителем (складывается из времени замедления и времени диффузии)
В таком случае если реактивность вырастет в 2 раза:
24. Основное условие управляемости ядерного реактора и технические средства управления. Условие управляемости реактора: · Если · Система управления и защиты реактора (СУЗ) – система для пуска и остановки реактора, поддержания заданного уровня мощности, переходя на другой уровень мощности и отключения реактора. · Органами регулирования реактивности являются стержни-поглотители нейтронов. Они сделаны из бористой стали или карбида бора. Они вводятся (или выводятся) в активную зону и стабилизируют или изменяют в нужном направлении процесс размножения нейтронов.
28. Основные типы энергетических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, их преимущества и недостатки.
T2>T1 Использование реакторов: 1) По назначению 2) Исследовательские (необходимы потоки нейтронов à высокое обогащение) 3) Промышленная наработка плутония 4) Транспортные Сечение деления на тепловых нейтронах огромное
62. Формула четырёх сомножителей и её упрощение в случае гетерогенного реактора. Основные функциональные элементы ядерных реакторов на тепловых нейтронах.
![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]() ![]()
Родилось j нейтронов 1 сектор:
Т.е. на выходе из 1го сектора получим Много нейтронов замедлится àреакция упругого рассеяния à нейтрон ушёл от порога, когда возможно размножение на 238U 2 сектор: Энергия с 1кэВ à 10 эВ Страшный для нейтрона сектор – зона радиационного захвата на 238U, ярко-выраженный резонансный характер Велика потеря нейтронов! Чтобы увеличить эту вероятность необходимо нейтроны быстрее замедлить àувеличение концентрации замедлителя (но слишком много его тоже нельзя, а то он уже сам будет поглощать нейтроны) 3 сектор: Тепловая область
4 сектор: Тут, судя по всему, происходит непосредственно деление, с образованием
Итого:
Для быстрых реакций формула четырех сомножителей неприменима, так как каждый коэффициент зависит от энергии и разброс по энергиям при быстрых реакциях очень велик.
38. Преимущества гетерогенной компоновки ядерного реактора. Гетерогенный ядерный реактор — реактор, в котором ядерное горючее конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны. Это позволяет нейтрону избежать радиационного захвата на уране и сбрасывать энергию в замедлителе до тепловой В ф-ле 4х сомножителей
Гомогенный ядерный реактор — ядерный реактор, активная зона которого представляет собой гомогенную смесь ядерного горючего с замедлителем. Примером гомогенной активной зоны может служить раствор уранил-сульфатной соли U2SO4 в обычной или тяжелой воде
20. Назначение и типы замедлителей. Соотношение количества топлива и замедлителя в реакторе на тепловых нейтронах. Основные физические и эксплуатационные характеристики замедлителя. У ядерной реакции
Для нейтронов низких энергий действует принцип: 1) 2D – самый эффективный замедлитель 2) 9Be - 3) 12C -
Требования к замедлителю: 1) Лёгкий материал 2) Не должен отъедать тепловые нейтроны Важен материал теплоносителя (по объёму) – надо избегать, чтобы теплоноситель поглощал нейтроны Чем больше коэффициент замедления – тем лучше · Для H2O – 61 · Полиэтилен – 61 · Графит – 205 · Be – 124 · D2O - 5700
Пограничный коэффициент поглощения: В ф-ле 4х сомножителей
48. Реактивность и запас реактивности. Роль запаса реактивности в управлении реактором.
Запас реактивности:
25. Основные принципы безопасной эксплуатации реактора Запас реактивности:
Однако
Условия безопасности:
16. Ксеноновое отравление ядерного топлива и «йодная яма». Самариевое зашлаковывание топлива. Проблемы, связанные с отравлением и зашлаковыванием, и способы их решения. Йода образуется многоàнемало и ксенона.
У ксенона огромное сечение захвата на тепловых нейтронах:
![]()
· Нестационарное отравление реактора происходит не только при остановке реактора, но и при любом изменении его мощности. Если мощность реактора снижается, то имеет место травление аналогичное йодной яме, но меньшем в масштабе. Увеличение мощности сопровождается обратным эффектом - количество ксенона сначала уменьшается, а спустя некоторый промежуток времени увеличивается. · При остановке реактора происходит возрастание количества ядер Sm-149 вследствие радиоактивного распада Рm-149 и наблюдается явление, аналогичное йодной яме, с тем, однако, отличием, что число ядер Sm-149 монотонно возрастает во времени (практически приближается к насыщению). Последнее связано со стабильностью Sm-149. Уменьшение реактивности при остановке реактора, обусловленное отравлением Sm-149, значительно меньше глубины йодной ямы, зато в отличие от последней оно сохраняется во времени. · Главная проблема – резкое снижение реактивности à надо ждать какое-то время, чтобы количество ксенона уменьшилось и реактивность начала расти. · Чтобы избежать: ü Чаще перегружать à перегрузка на ходу
19. Назначение и состав теплоносителя. Схемы теплосъёма и теплопередачи в реакторах различных типов. · В двухконтурных энергетических реакторах (например, ВВЭР) теплоноситель из реактора поступает в парогенератор, в котором вырабатывается пар, приводящий в действие турбины · в одноконтурных реакторах (например, РБМК) сам теплоноситель (пароводяной или газовый) может служить рабочим телом турбинного цикла. · В исследовательских (например, материаловедческих) и специальных реакторах (например, в реакторах для накопления радиоактивных изотопов) теплоноситель только охлаждает реактор, полученное тепло не используется. К теплоносителям предъявляют следующие требования:
В тепловых реакторах в качестве теплоносителя используют воду (обычную и тяжёлую), водяной пар, органические жидкости, двуокись углерода; в быстрых реакторах — жидкие металлы (преимущественно натрий), а также газы (например, водяной пар, гелий). Часто теплоносителем служит жидкость, являющаяся одновременно и замедлителем.
54. Тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки (назначение, устройства, материалы). · При делении 235U тепловыми нейтронами: 202,76 МэВ в реакции · 194,17 МэВ можем утилизировать (разница уходит в нейтрино) · ~170 МэВ – исключая нейтроны – что можем полезно утилизировать! · Осколки деления – многозарядные ионы (пробег ничтожен, 10-6 м) – у них огромная радиоактивность Вывод: 1) Локализовать топливо внутри герметичного объёма à герметичность осколков и теплоносителя 2) Обеспечить теплоотвод 3) Надёжная управляемость 4) Элементы оформления топлива должны быть корозионно-стойкие и механически устойчивые 5) Компоненты топливных элементов должны обладать низкой энергией активации 6) Нужно много элементов à возможность массового производства
ТВЭЛ (тепловыделяющий элемент) Для ВВЭР-1000:
1 - Заглушка 2 - таблетки диоксида урана (в центре маленький канал – обеспечивается температурный градиент) 3 - оболочка: 99% - Zr; 1% - Nb (маленькое сечение радиационного захвата à слабо активируется à экономит нейтроны + механическая прочность + малая химическая активность) 4 - пружина 5 - втулка 6 - наконечник (чтобы собирать) Между оболочкой и таблетками есть зазор! Т.к. топливо распухает à чтобы предотвратить «козла». Для улучшения теплообмена оболочку ТВЭЛа вместе с сердечниками заполняют газом, который хорошо проводит тепло, чаще всего для этих целей используют гелий.
ТВС (тепловыделяющая сборка) - Из ТВЭЛов формируется ТВС - ТВС работает 3-4 года (меняется дистанционно) - ТВС – внешний чехол, основа конструкции - В зоне топливо стоит долго à образуются примеси àпри замене одного ТВС лучше поставить с более высоким обогащением (чтобы компенсировать упад реактивности) - Для ВВЭР-1000: · в ТВС 317 ТВЭЛов · в АЗ 151-153 ТВС (чистый уран – 70 т; UO2 – 80 т) · ТВС шестигранник (в импортных – квадрат) · Обогащение – 2,9%-4,4% - Для РБМК: · в ТВС 18 ТВЭЛ ( ТВС круглый) · ТВС ~ 4500 штук (!!!); (чистое топливо – 192 т; UO2 – 218 т) · В ТВС ü 12 каналов для регулирующих стержней ü Каналы для камер деления ü 2 канала для аварийного залива борного раствора
5. АЭС с водо-водяными энергетическими реакторами (под давлением и кипящими). Физико-технические схемы, сравнительные преимущества и недостатки. |
|||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
Последнее изменение этой страницы: 2016-04-07; просмотров: 457; Нарушение авторского права страницы; Мы поможем в написании вашей работы! infopedia.su Все материалы представленные на сайте исключительно с целью ознакомления читателями и не преследуют коммерческих целей или нарушение авторских прав. Обратная связь - 3.222.251.91 (0.007 с.) |