Стартовая >> Архив >> Генерация >> Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Ядерное топливо и воспроизводящие материалы - Кинетика и регулирование ядерных реакторов

Оглавление
Кинетика и регулирование ядерных реакторов
Физические основы регулирования
Ядерное топливо и воспроизводящие материалы
Цепная реакция деления
Энергия деления
Кинетика ядерного реактора
Кинетика реактора при линейном изменении реактивности
Изменение изотопного состава топлива и температурный эффект
Температурный коэффициент реактивности
Факторы, вызывающие изменение реактивности
Саморегулирование ядерных реакторов
Режимы перегрузок ядерного топлива
Реальные способы перегрузки ядерного топлива
Перегрузка топлива в реакторах на быстрых нейтронах
Расчет органов регулирования
Материалы и форма поглощающих стержней
Жидкостное борное регулирование
Регулирование отражателем
Компенсация реактивности выгорающими поглотителями
Система управления и защиты ядерных реакторов
Органы управления и защиты канальных реакторов
Органы компенсации реактивности реакторов на быстрых нейтронах
Тепловыделение в поглощающих стержнях
Контроль за положением стержней управления и защиты
Калибровка поглощающих стержней
Реакторные измерения
Эффекты реактивности при выводе реактора на рабочую мощность
Безопасность работы ядерных реакторов
Моделирование нестационарных процессов
Исследование моделей динамики реактора на ЭВМ

В качестве ядерного топлива, имеющегося в природе, используется уран, в состав которого входят изотопы 235U и 238U 1. Среди указанных изотопов урана делящимся нуклидом является 235U , содержание которого в природном уране всего лишь 0,714 %, а более 99% приходится на 238U . Последний тоже может делиться при столкновении с нейтронами, однако только при энергии их более 1 МэВ. При этом вероятность деления по сравнению с неупругим рассеянием 238U настолько мала, что идет преимущественно вторая реакция, в результате которой энергия нейтрона становится ниже пороговой (1 МэВ) и дальнейшее взаимодействие этого нейтрона с ядром 238U не вызовет деления. Это обстоятельство приводит к тому, что на 238U нельзя осуществить самоподдерживающую цепную реакцию, так как только 10 % нейтронов деления успевают подвергнуть делению ядра 238U .
Что же касается 235U , то он может делиться при взаимодействии с нейтронами любых энергий. При этом вероятность реакции деления достаточно велика, и в результате каждого акта деления появляются свободные нейтроны, способные вызвать последующее деление, что обеспечивает не только поддержание цепной реакции деления, но и избыток нейтронов на поглощение их в неделящихся материалах активной зоны, в том числе и в 238U .
Поглощение нейтронов в 238U преимущественно приводит к образованию Рu, относящемуся к делящимся нуклидам, аналогично 235U . С этой точки зрения 238U называют сырьевым (воспроизводящим) материалом для накопления плутония — нового ядерного топлива.
Другим воспроизводящим материалом, весьма распространенным в природе, является 232Th. Он так же, как и 23PU, является пороговым нуклидом, т. е. делится только при облучении нейтронами высоких энергий. При радиационном захвате в результате некоторых ядерных превращений накапливается 233U, являющийся вторым искусственно получаемым делящимся нуклидом.
В настоящее время в качестве топлива в энергетических ядерных реакторах используется в основном уран с различным обогащением по делящемуся изотопу. Наличие 238U в топливе обеспечивает накопление 239Ри, который в процессе работы реактора дает свой вклад в размножение и энерговыделение2. Кроме того, он содержится в отработавшем топливе, после регенерации которого плутоний можно выделить в чистом виде для использования как самостоятельного ядерного топлива. Что касается ториевого топливного цикла, то он практически еще не используется, хотя перспектива его достаточно очевидна, в особенности в высокотемпературных реакторах на тепловых нейтронах.
В табл. 1.1 приводятся микроскопические сечения: деления σi; радиационного захвата σs поглощения σa=σi+σc; рассеяния σs, включая упругое и не упругое рассеяние; полное σi=σa+σs, а также параметр α=σc/σf, среднее число нейтронов деления vf и среднее число вторичных нейтронов на один нейтрон, поглощенный делящимся ядром νэф=νfσf/σα, для делящихся и воспроизводящих материалов в тепловой области (Е=0,0253 эВ) и при средней энергии нейтронов деления 2 МэВ.


1 В природном уране содержится еще изотоп урана 234U, но его содержание настолько мало, что им обычно пренебрегают.

2 При радиационном захвате нейтрона Рu образуется 240Рu, который является пороговым нуклидом, поглощение нейтронов в его резонансах приводит к образованию 241Рu. Это уже делящийся нуклид, однако накопление его сравнительно невелико.

Таблица 1.1. Некоторые нейтронно-физические характеристики делящихся и воспроизводящих материалов

Из табл. 1.1 видно, что наибольшее число вторичных нейтронов νэф в тепловой области имеет 233U, а при Е=2 МэВ 239Рu.
Это говорит о том, что с точки зрения воспроизводства (накопления нового ядерного топлива) в реакторах на тепловых нейтронах наиболее выгодным является ториевый цикл, а в быстрых реакторах — плутониевый.
Из таблицы видно, что воспроизводящие материалы
(238U и 232Th) практически не делятся при поглощении тепловых нейтронов, они дают заметный вклад в деление при взаимодействии с быстрыми нейтронами (при Е ≥1 МэВ).



 
« Исследования трубопроводов питательной воды энергоблоков 160-800МВт   Комплекс для электрической части системы регулирования и защит паровых турбин »
электрические сети