PWR – Pressurized Water Reactor

ВВЭР: размер АЗ: d=3,12 м; H=3,80 м

Обогащение – 2,9%-4,4% (разница, чтобы компенсировать снижение реактивности)

 

H2O; 324^oC

H2O; 289^oC

160 атм; чтобы получить перегретую воду

Пар

Вода

60 атм

Градирня

ИЛИ

Органы управления

Осушитель; Сепаратор

Органы управления

60 атм

BWR – Boiling Water Reactor

 

Плюсы BWR в сравнении в PWR:

• Меньше давление (60 атм против 160 атм) à требования к баку ниже

Минусы BWR в сравнении с PWR:

• Пар сразу из АЗ подаётся на турбину à всё имеет сильную биологическую защиту à меньше степень радиационной безопасности
• Над АЗ много других устройств (сепаратор – т.к. на турбину сразу пускать нельзя; осушитель) à контрольные стержни могут стоять только внизу à меньшая степень ядерной безопасности
• Отрицательный тип связи (см. вопрос №33)

 

Плюсы бака:

1) Держит в себе АЗ

Минусы бака:

1) Надо делать целиковым

2) Коэффициент использования мощности (рабочие дни/общее число дней в году)

3) Невозможна перегрузка на ходу (надо открывать бак)

 

33. Положительные и отрицательные связи в динамике реактора. Характер этих связей в реакторах ВВЭР и РБМК.

Положительный тип связи – каждое действие направлено в сторону увеличения толчка

Шарик толкнули, он покатился дальше

 

 

· В реакторе РБМК и BWR в АЗ находится паро-водяная смесь. Она непостоянна: мощность растёт à пара становится больше àмощность растёт ещё больше ( имеет тенденцию меняться сама по себе)

· Уменьшение плотности теплоносителя (когда вода переходит в пар) вносит в реактор положительную реактивность. Чем больше мощность реактора, тем меньше средняя по активной зоне плотность теплоносителя и тем больше вносимая паровым эффектом реактивность.

Отрицательный типа связи – каждое действие направлено в сторону уменьшения толчка

Шарик толкнули, но ничего не случится (он будет колебаться, пока не остановится)

 

 

; - это обеспечивается органами управления!!! Важно, чтобы не прыгало произвольно!

 

В PWR: - реактор гасит сам себя!

В BWR и РБМК: - обратная связь по пару

 

6. АЭС с канальным водо-графитовым реактором РБМК. Преимущества и недостатки в сравнении с АЭС с реактором ВВЭР.

· Нет бака

· Строится по кирпичикам из чистого графита

d=11,4 см

25 см

25 см

 

 

· В дырочки вставляются каналы (в некоторых ТВС, в некоторые органы управления)

· АЗ: d=12 м; H=7 м

· Получается 2488 вертикальных графитовых колонн (1693 – топливные каналы; 179 – каналы средств управления и защиты)

· Всё это сажается в шахту, заполненную гелием

 

Плюсы РБМК:

1) перегрузка на ходу

2) не нужен бак

3) графитовый à снижение поглощения нейтронов в конструкционных материалахàможно работать с более низким обогащением (первоначально по проекту 1,8%; в настоящее время осуществляется переход на топливо с обогащением 2,8%)

 

Минусы РБМК

1) радиационная безопасность (пар из каналов поступает сразу в турбину)

2) Большая АЗ à сложно рассчитывать (образование локальных критическим масс)

3) Графит горит! à повышенная пожароопасность (около 95% проблем с Чернобылем)

4) Обратная связь по пару

 

15. Коэффициент конверсии (КК) делящегося материала. Предельный топливный ресурс ядерной энергетики по урану при КК < 1

Процессы в АЗ:

1) делится ²³⁵U, поддерживая цепную реакцию

2) часть нейтронов захватывается ²³⁸U, после 2х β^- распадов образуется ²³⁹Pu

3) Часть ²³⁹Pu сгорает вместе с ²³⁵U

Коэффициент конверсии; коэффициент наработки плутония – сколько ядер ²³⁹Pu образуется в реакторе на одно сгоревшее ядро ²³⁸U à на 10 кг урана получим 8 кг плутония

• Для тяжеловодника X_Pu~0,8
• Для ВВЭР X_Pu~0,5

Расход делящегося материала: - геометрическая прогрессия

Если КК<1, прогрессия сходится! à

В естественном уране ~0,7% ²³⁵U à S=0,7*5= 3,5% всего U – не годится!

Если КК>1 à коэффициент воспроизводства à расходящийся ряд

 

Если X_Pu<1 à 100 – 120 лет

Если X_Pu>1à 3000 – 4500 лет

 

14. Коэффициент воспроизводства (КВ) ядерного горючего. Смысл и физические способы достижения КВ > 1

Если КК>1 à коэффициент воспроизводства à расходящийся ряд!

; в области 1 МэВ у ²³⁹Pu очень мало

kэфф

^239Pu

^23^5U

th

En

Тут нейтронов хватит и на поддержание реактора, и чтобы отдать часть ^238U для наработки ^239Pu

Основная проблема – не хватает нейтронов, т.к. они поглощаются ²³⁸U

 

 

Основная задача – чтобы нейтронов хватило на поддержание цепной реакции

 

69. Ядерный реактор на быстрых нейтронах (РБН), особенности его устройства и обеспечения топливом. Перспективная роль РБН.

АЗ

^238U

^238U

В АЗ только: 1) ТВС 2) Теплоноситель 3) Система управления и защиты

АЗ

Na

Na

Пар

Телообменник

Парогенератор

 

 

• Отличие ТВС: высокий коэффициент обогащения (21~27% на БН-600)
• В качестве теплоносителя вода не годится: т.к. она замедлит нейтроны à необходимо вещество, которое:

1) Плавкое (чтобы перемещаться)

2) Состоит из массивных ядер (чтобы минимизировать упругое рассеяние)

3) Приемлемые теплофизические свойства

• У Na огромное сечение активации и гамма-излучение
• Во втором контуре тоже Na, а не вода т.к.: если при аварии Na из 1го контура смешается с водой и 2го, а после с кислородом – взрыв и утечка радиации. В случаи Na + Na – ничего страшного

Принцип:

• В активную зону и отражатель реактора на быстрых нейтронах входят в основном тяжёлые материалы. Замедляющие ядра вводят в активную зону в составе ядерного топлива (двуокись плутония PuO₂) и теплоносителя. Концентрацию замедлителя в активной зоне стремятся уменьшить до минимума, так как лёгкие ядра смягчают энергетический спектр нейтронов. Прежде чем поглотиться, нейтроны деления успевают замедлиться в результате неупругих столкновений с тяжёлыми ядрами лишь до энергий 0,1—0,4 МэВ.
• Сечение деления в быстрой области энергий не превышает 2 барн. Поэтому для осуществления цепной реакции на быстрых нейтронах необходима высокая концентрация делящегося вещества в активной зоне — в десятки раз больше концентрации делящегося вещества в активной зоне реактора на тепловых нейтронах.
• На каждый захват нейтрона в активной зоне такого реактора испускается в 1,5 раза больше нейтронов деления, чем в активной зоне реактора на тепловых нейтронах à для переработки ядерного сырья в реакторе на быстрых нейтронах можно использовать значительно большую долю нейтронов.
• Отражатель реакторов на быстрых нейтронах изготовляют из тяжёлых материалов: ²³⁸U, ²³²Th. Они возвращают в активную зону быстрые нейтроны с энергиями выше 0,1 МэВ. Нейтроны, захваченные ядрами ²³⁸U, ²³²Th, расходуются на получение делящихся ядер ²³⁹Pu и ²³³U.

 

40. Пригодность различных материалов и веществ для использования в качестве ядерного топлива. Причины исключительного значения урана-235 для ядерной энергетики.

Требования:

1) Делящееся ядро с минимальным барьером деления, чтобы энергетические затраты на реакцию были минимальными

2) В основу ядерной энергетики должно быть положено ядро, которое можно накопить (большое время жизни)

3) Взаимодействие ядра с частицей, которая вытащит его из энергетической ямы (это нейтрон, т.к. он не создаст кулоновской ямы)

	1,2*10^10лет	4,8 МэВ	5,9 МэВ	-1,1МэВ
	4,5*10^9лет	4,8 МэВ	5,7 МэВ	-0,9 МэВ
	7,8*10^8 лет	6,5 МэВ	5,6 МэВ	0,9 МэВ

Чётно-нечётная поправка из формулы Бета-Вайцзекера будет уменьшать разность à интересны ядра, которые при захвате нейтронов образуют чётно-чётные системы (например, уран-235, уран-233, плутоний-239). У них àделятся нейтронами малых энергий.

 

Главное: ²³⁵U делится нейтронами любых энергий!

Нераспространение

2. «Плутониевый путь» создания ядерного оружия и его реализация в различных странах.

• Для начала военной ядерной программы необходимо принять принципиальное политическое решение и сделать выбор между «урановым» и «плутониевым» путём получения ядерного оружия.

Этапы:

1) Горнодобыча и очистка – добыча урановой руды.

2) Гидрометаллургический завод (рядом с местом добычи) – получение уранового концетрата (содержит продукты распада) – окись-закись урана.

3) Аффинаж – тонкая химическая очистка урана от примесей. На выходе – жёлтый кек – UO₂ – чистый по урану оксид.

4) Наработка плутония

Принципы наработки:

· Недопустимы «длинные» облучения (иначе – «хвосты»)

· Необходима перегрузка на ходу, без снятия мощности с реактора.

· Топливо – естественный уран

Реакторы: Йонбен (Сев. Корея), Димона (Израиль), Кхушаб (Пакистан), IR-40 (Иран, Арак, проект)