Добавил:
Upload Опубликованный материал нарушает ваши авторские права? Сообщите нам.
Вуз: Предмет: Файл:
все лекции.docx
Скачиваний:
39
Добавлен:
11.06.2015
Размер:
11.17 Mб
Скачать

Энергия атомного ядра и новые технологии.

1. Новый источник энергии, позволяющий создать крупномасштабную энергетику на длительный период времени.

2. В промышленностиновые ядерные технологии позволили:

-заменить многие технологии, представляющие опасность для человека и природы

-создавать новые материалы или придавать материалам новые свойства;

-повысить эффективность производственных процессов (автоматизировать процессы и увеличить их скорость, повысить качество и улучшать характеристики изделий).

3. В аграрной сфере -выведение новых пород животных и сортов растений, борьба с вредителями и болезнями, оптимизация биологических процессов и др.

4. В сфере здравоохранения человека ядерные методы позволили существенно продвинуться в понимании функционирования организма человека, в происхождении болезней и действия лекарств, в диагностике и лечении многих заболеваний.

5. В научных исследованиях в промышленности и строительстве, в гидрологических исследованиях и изучении климата, в геологии и геохимии, в археологии.

Новые технологии и общественный риск

Любая человеческая деятельность связана с определенной опасно­стью (риском) заболевания, увечья или преждевременной смерти. Поэтому, при появлении новых технологий перед человечеством встает проблема сопоставить пользу затраты от их внедрения, а также риск, которые они несут.

Индивидуальный риск может быть определен как вероятность заболевания, несчастного случая или смерти в единицу времени

( например, за год ).

Абсолютной безопасности нет. Приемлемость риска означает, что общество, повышая безопасность, считает этот риск оправданным, имея в виду пользу, которую приносит источник риска.

Риск естественной смерти человека от болезней и старения cоставляет около 1,310-2 1/год

Диапазон риска, связанный с искусственной средой, довольно широк, но в среднем, риск смерти от несчастных случаев составляет примерно 10-41/год.

Риск заболеваний и последующей смерти от всех естественных и техногенных источников радиации порядка 10-5 чел./год, а за счет радиоактивных выбросов и отходов АЭС - около 10-7 1/год.

Крупномасштабная энергетика:

  • Тепловая энергетика.

  • Атомная энергетика.

  • Гидроэнергетика.

  • Энергетика, основанная на возобновляемых ресурсах

Капитальные затраты на строительство

  • ТЭС - 1000 $/кВт,

  • АЭС - 3000 $/кВт.

  • ГЭС - 3000 $/кВт

Экологические убытки:

  • ТЭС на угле - 0,6 $/кВт×ч,

  • на газе - 0,3 $/кВт×ч,

  • АЭС - 0,01 $/кВт×ч.

Предельные КПД:

  • обычной ТЭС -40-42 %,

  • парогазовой - 55-60 %

  • АЭС – 33%

Маломасштабная (до 1 МВт) и среднемасштабная (до сотен МВт) энергетика на возобновляемых ресурсах

Ветроэнергетика –

Солнечная энергетика

Геотермальная энергетика

Приливные электростанции

Общий недостаток - дорого, в большинстве случаев небольшая удельная энергонапряжённость (полупроводниковые СЭС – 10 Вт/м2) и высокие удельные затраты

Л2 20.02.12

Физика реактора

Основные концепции цепных ядерных процессов. Нейтронно-ядерные реакции, определяющие цепной процесс.

Цепная реакция деления. Условия возникновения и развития цепной реакции

Деление ядра 236U после захвата нейтрона ядром U235. Возникающая при этом деформация приводит к разрыву

Спектр нейтронов деления

Природный ( естественный ) уран состоит из изотопа 238U (99,28%), 235U ( 0,72%) и малой примеси 234U. Уран 235U делится под действием нейтронов любых энергий, даже если их энергия и не превосходит энергию теплового движения атомов. Вызвать деление 238U могут только нейтроны, энергия которых больше 1 МэВ

Энергии связи и энергии активации деления

Составное ядро

en МэВ

EA МэВ

236U

6,55

5,75

239U

4,80

5,85

Сечения деления чётно-чётных изотопов урана и тория

Зависимость сечений деления и радиационного захвата естественной смеси изотопов урана от энергии нейтронов

Среднее число нейтронов при делении тепловыми нейтронами

нуклид

n

233U

2,49

235U

2,42

239Pu

2,87

Свойства урана, делающие возможным и полезным самоподдерживающуюся цепную реакцию деления (СЦ:

  • деление на два осколка с выделением большой энергии,

  • возникновение при одном делении более двух нейтронов (n = 2,5) со средней энергией 2 МэВ

  • высокая вероятность деления урана-235 нейтронами любых энергий

Свойства урана, делающие невозможным СЦР в природе:

  • малая концентрация урана-235 в естественной смеси изотопов,

  • деление урана-238 только нейтронами большой энергии,

  • большое сечение неупругого рассеяния нейтронов на уране-238

  • , nэф= 2.5×0.3<1

  • большое значение и резонансный характер сечения захвата нейтронов ураном-238.

Три способа осуществить СЦР:

  • замедлить нейтроны, уменьшив их энергию до нескольких эВ,

  • изменить изотопный состав, увеличив долю 235U («обогатив» по 5U),

  • использовать искусственный чётно-нечётный нуклид 239Pu, делящийся тепловыми нейтронами.

Выделение энергии при цепной реакции деления

При одном акте деления выделяется около 200 МэВ 3,1*10-11 Дж.

Кинетическая энергия осколков деления ............. 167

Кинетическая энергия нейтронов деления .............. 5

Энергия мгновенного g-излучения ................……... 6

Энергия b-частиц при распаде продуктов деления 8

Энергия g-распада продуктов деления ..............…… 7

Энергия нейтрино ...........................………………. 12

Полная энергия ..........................…………………. 205

Л3 27.02.12

Устройство ядерного энергетического реактора

Первый контур окружён радиационной защитой

.

Устройство ядерного заряда

Пусть активный материал - плутоний - распределён в виде тонкой сферической оболочки и окружён взрывчатым веществом. Снаружи ВВ установлены капсюли-детонаторы, которые по внешнему сигналу образуют во взрывчатом веществе сферическую детонационную сходящуюся волну. Энергия ВВ передаётся плутониевой оболочке, и она летит в центр сферы, преобразуясь геометрически в шар и одновременно подвергаясь сжатию. Ввиду того, что скорости оболочки и звука сравнимы, сжатие составляет разы. А раз повышается плотность материала - значит, снижается критмасса (обратно пропорционально квадрату плотности) и вообще весовые показатели заряда.

Плутоний в виде голого шара имеет критмассу около 10 кг, тогда как урана-235 требуется примерно 50 кг. В сравнении с ураном-235 производство плутония дороже примерно в пять раз

При имплозии время нахождения вещества в сжатом (надкритическом) состоянии в сочетании с конечной величиной сжатия определяет минимальное количество плутония, способного к взрыву. Теоретический предел возникает ввиду конечности скорости полёта оболочки. Она равна скорости детонации химического ВВ (примерно 10 км/сек). На практике минимально допустимая масса составляет несколько сот граммов плутония.

Чрезмерно быстрое (лазерное) сжатие не гарантируют достижения цели — вполне может так произойти, что цепная реакция не успеет развиться и будет так называемый «проскок». Неприемлема и другая противоположность - очень медленное сжатие. В этом случае сразу после перехода через критическое состояние начнёт развиваться цепная реакция от случайного фонового нейтрона с выделением энергии, которая остановит движение внутрь. Взрыв произойдёт задолго до самого благоприятного момента - максимального сжатия и наивысшей надкритичности. Энерговыделение резко упадёт, будет попросту «пшик», или, выражаясь по-научному, неполный взрыв (НВ).

Один из способов достичь автоматической синхронизации состоит в следующем: к делительным реакциям присоединить термоядерные по схеме деление - синтез - деление. При этом первичная энергия, выделившаяся вследствие деления, приводит к реакциям синтеза с выделением новых нейтронов, которые, в свою очередь, вызывают последующие деления. При сгорании нескольких граммов трития (по реакции дейтерий + тритий = α-частица + нейтрон) выделяется около 1024 нейтронов, сравнимых по числу со всеми атомами плутония.

Искусство создателей оружия состояло в том, чтобы вызвать термоядерную DT-реакцию в наихудших условиях, при минимальном первоначальном КПД, что и приводило к стабилизации мощности заряда в целом. Вот почему в ядерном оружии, по крайней мере в наиболее совершенных вариантах, используется наряду с плутонием тритий

Принципиальные причины опасности ядерных реакторов:

  • мощность реактора при аварии может увеличиться в тысячи раз;

  • после прекращения цепной реакции энерговыделение поддерживается за счет радиоактивного распада осколков

деления.

Зависимость отношения мощности, выделяемой всеми продуктами радиоактивного распада W(t) к полной мощности реактора W0:

где t – время после остановки реактора в секундах.

В реакторе, работающем на мощности 3 ГВт, генерируется 2.21020 нейтронов в 1 с , (массой 0,37 мг ).

Оценки суточного расхода топлива в реакторе ВВЭР-!000 и при взрыве ядерного заряда мощностью 100 кт ТНТ.

ВВЭР - 1000

Q = 3109 Дж/с * 8,64104 с/1,610-13Дж/МэВ = 1,61027 МэВ

Число делений Nf = 1,61027 МэВ/200МэВ/дел = 81024 дел

Масса ядра 5m = 1,6710-27кг/нукл*235 нукл = 3,9210-25 кг

Суточный расход 5M = Nf*5m = 3,2 кг

Годовой – 1170 кг (КВ = 0,) 239М = 600 кг ® 100 ядерных зарядов

Ядерный заряд деления

Теплотворная способность ТНТ 103 кал/г = 4,2103Дж/г

Q=10103106г*4,2103Дж/г=4,21014Дж/1,610-13Дж/МэВ = 2,61026 МэВ

Nf = 1,31024 дел

5M = Nf*9m = 0,52 кг

Первая плутониевая бомба с массой порядка 10 кг, разделилось около 1 кг.

2. Оценка энерговыделения после остановки реактора ввэр-1000

Зависимость отношения мощности, выделяемой всеми продуктами радиоактивного распада W(t) к полной мощности реактора W0, который долгое время работал на этой мощности, может быть представлена формулой для оценок W(t) в интервале 1-105 с

где t – время после остановки реактора в секундах.

Тепловая мощность ВВЭР-1000 3109 Вт

t

1 мин

1 час

1 сутки

1 месяц

W МW

200

88

39

20

10

Оценка активности через месяц

Пусть средняя энергия на распад – 2 МэВ

Полная активность А = 107Вт/2 МэВ*1,610-13Дж/МэВ = 31019 Бк

1Бк = 1распад/с

L4 05,03.12

Условия возникновения и развития цепной реакции деления. Коэффициент размножения.

Аналогия:

Поколения в биологической популяции « Поколения нейтронов в среде.

Коэффициент размножения kэф - отношение числа нейтронов в последующем поколении к числу нейтронов в предыдущем

Последующий анализ для безграничной (бесконечной) среды - k¥

Коэффициент размножения в ограниченной среде

kэф = kP

Р – вероятность избежать ухода (утечки) из среды

Оценить кэфф для России при убыли населения D= - 4*105 1/год и предсказать число жителей в 2050 г В 2008 N = 142 млн.

l = - D/N = 2,810-3 1/год N(2050) =142exp(-2,810-3*48)= 124 млн

Система (реактор):

  • при k¥ = 1 – критическая,

  • при k¥ > 1 – надкритическая,

  • при k¥ < 1 – подкритическая

  • В естественном уране k¥ < 1 из-за:

  • неупругого рассеяния - sine,

  • радиационного захвата - sn,g

на уране-238

Роль деления урана-238 быстрыми нейтронами невелика.

Гомогенная смесь урана и замедлителя (вещества с малой атомной массой и малым сечением захвата нейтронов)

Идея: за счёт быстрого сброса энергии нейтроном при упругом рассеянии на ядрах замедлителя уменьшить вероятность резонансного поглощения нейтронов и увеличить вероятность деления урана-235

Исходные данные

Среднее число нейтронов при делении тепловыми нейтронами

нуклид

n

h

233U

2,49

2,29

235U

2,42

2,07

239Pu

2,87

2,11

241Pu

2,93

2,15

h = n

где sf и sa - микроскопические сечения деления и поглощения

,

где ni – значение для i-го нуклида; Sfi – макроскопическое сечение деления тепловыми нейтронами, Sa полное макроскопическое сечение поглощения.

Сечения поглощения и деления для тепловых нейтронов

нуклид

sa , барн

sf , барн

235U

681

583

238U

2,7

-

Для естественного урана

Число нейтронов, избежавших захвата в процессе замедления N0hp, где

p - вероятность избежать резонансного погло­щения при замедлении через резонансную область энергий.

Число нейтронов, поглотившихся в топливе N0hpf, где f - коэффициентом теплового использования. f – отношение макроскопического сечения поглощения нейтронов в топливе к макроскопическому сечению поглощения нейтронов в смеси топлива и замедлителя:

За­хват N0 в уране приведет к испусканию Noh быстрых нейтронов в

результате деления.

k¥ = hpf

Условие критичности реактора бесконечных размеров (бесконечного реактора): k¥ = 1

Для k¥= 1 необходимо pf = 1/ h Þ > 0,75. Для системы естественный уран - графит максимально достижимое значение k не превышает 1,07. Для системы естественный уран – лёгкая вода k существенно меньше 1.

Оценка безопасной концентрации 239 Рu в воде

Концентрация 239Pu в о. Карачай порядка 10-5 г/л и в илах на два порядка больше

Оценим концентрацию плутония, при которой k¥ = 1.

Априори rPu << rH20

239Pu делится нейтронами любых энергий, поэтому поглощение резонансных нейтронов приводит к делению и, если считать отношение сечения деления к сечению поглощения a независящим от энергии нейтронов, то формула трех сомножителей редуцируется к формуле:

k¥ = hf

Выпишем ядерные данные для тепловых нейтронов:

sPua = 1021 барн, h= 2,1 = 19 г/см3,

Hsa = 0.33 барн, r = 1г/см3 , Osa = 0,

для kµ = 1 f = h-1= 0.48

Введём , гдемакросечение плутония в гомогенной смеси плутония и замедлителя,- макроскопическое сечение в металлическом плутонии,- концентрация плутония в смеси

По определению коэффициент теплового использования Þ

rPu = 210-2 г/см3 = 20 г/литр на 6 порядков больше реального

Л3 12.03.12

Замедление и диффузия нейтронов в реакторе.

(нужна для вычисления P)

Средняя энергия нейтрона деления – 2 МэВ. энергия нейтрона после упругого рассеяния E = E0* [(A-1)/(A+1)]2, E равна 0 при q = 0 и максимальна при q = p. Для нейтронов, рассеянных на заданный угол θ, доля потерянной энергии не зависит от энергии нейтрона перед столкновением Е, а только от угла рассеяния т. е. ΔE /E = const

x - среднелогарифмическая потеря энергии при одном рассеянии (усреднение происходит по углам рассеяния):

x = <[lnEi - lnEf]> =< [ln(Ei/Ef)]>

Элемент

x

1H

2H

1,000

0,725

9Be

0,207

12C

0,158

238U

0,0084

x @ 2A/(A+1)2

xSs- замедляющая способность вещества, Ss - макроскопическое сечение рассеяния для замед­лителя.

Коэффициент замедления Ssx/Sa

Sa макроскопическое сечение поглощения для замедлителя.

Пример H20 Hn, = Ha = 0,33 б , Hs = 20 б

Более точно xSs/Sa получают усреднением по спектру нейтронов

Замедляющая способность и коэффициент замедления

Замедлитель

xSs см-1

xSs/Sa

1H2O

1,4

70

2H2O

0,175

6000

Be

0,16

140

C

0,060

220

Путь нейтрона в веществе при замедлении

В однородной бесконечной среде, представляю­щей собой смесь топлива и замедлителя (макроскопическое сечение рассеяния много больше сечения поглощения), зависимость плотности потока нейтронов от энергии описывается выражением

j(Е) » 1/ ЕxSs

где j(Е) — плотность потока нейтронов, отнесенная к единичному интервалу энергии Е.

Тепловые нейтроны

Это соотношение непримени­мо при низких энергиях нейтронов, сравнимых с энергией теплового движения атомов среды, когда нейтрон может как приоб­рести энергию, так и потерять ее.

Распределение Максвелла—Больцмана : плотность нейтронов n(v), скорость которых нахо­дится в единичном интервале около значения v:

n(v) » v2exp(-mv2/2kT)

где т - масса нейтрона k - постоянная Больцмана (1,3805 10-23 Дж/К); Т - температура замедлителя, К.

Вычислить наиболее вероятную скорость и энергию теплового нейтрона при комнатной температуре.

dn(v)/dv = 2v exp(-mv2/2kT) – v2m2v/2kT exp(-v2/2kT) = 0

m =1,6710-27кг k = 1,3810-23 Дж/К Т =300 К

Сколько столкновений должен испытать нейтрон для изменения энергии от средней при делении до тепловой на водороде и уране.

NH = ln(2106/2,510-2) /1= 18 NU = ln(2106/210-2) /8,410-3 = 2103

Скорость погло­щения нейтронов R в единице объема любым элементом, входящим в композицию реактора, определяется соотношением

R = Nòsa(v)vn(v)dv,

где N - число атомов в 1 см3, n(v) – плотность нейтронов 1/см3

Для большинства материалов, представляющих интерес в этой области энергий сечения зависят от скорости обратно пропорционально скорости нейтронов (по «закону» 1/v) В этом случае для сечения поглощения можно записать:

sa = sa0v0/v

где sa0 – значение сечения при v0 = 2200 м/с.

R = Nsa0v0òn(v)dv

Интеграл по скоростям дает полную плотность тепловых нейтронов n0, R = Nsa0(n0v0) = Nsa0j0 = Sa0j0

Задача. Определить скорость образования трития в легкой воде, находящейся в активной зоне реактора с плотностью потока тепловых нейтронов 1014 н/см2с. Концентрация дейтерия в воде – 0,015%, сечение радиационного захвата

510-4б

R = (510-28610231,510-42/20)*1014 =4,5105 яд/с*см3

A(t) =Rt *0,69/ T1/2 = 2,5104 Бк/см3

A(¥) = R

c(¥) = A(¥)/l = A(¥)*T1/2/0,69 = 4,5105 *12,3*3.17107/0,69 =

2,51014 3*1,6710-27*103= 1,310-9г/см3

Л5 12.93.12

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/lndt/l dn/dt = (kэф – 1)n/l

Интегрируя

n = n0exp(kэф -1)t/ln0exp(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 235Uэфф приближенно равна 710-3.

35Br87 T1/2 = 54,5 c Eвозб

- 2%

5,8 МэВ

- 68%  nn (86Kr) = 5,53 МэВ

Emax =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

Точечная модель кинетики реактора

L- время генерации мгновенных нейтронов L = 1/kэфф,

l - постоянная распада запаздывающих нейтронов, c(t) - числа их предшественников.

Баланс n(t) при kэфф¹1, скорость исчезновения - n/l, а скорость образования - nkэфф/l, из них n(1 - bэфф) kэфф/l появляется мгновенно, а nbэффkэфф/l - с запаздыванием. Интенсивность эммитеров - lc.

kэфф = 1/L, r º (kэфф –1 )/ kэфф:

однородная система:

dn/dt = n(r- bэфф) /L + lc

dc/dt = nb/L - lc

Мгновенный скачок реактивности: при t £ 0 r = 0, t > 0 r = r. Начальные условия.

dn(0)/dt = dc(0)/dt = 0, n(0) = n0 и с(0) = n0bэф/Ll

r

r

0 t

Решение

n(t)/n0 = exp[(r - bэф)t/L]r/(r - bэф) - exp[ -lrt/(r - bэф)] bэф/(r - bэф)]

{}

Поскольку (r - bэф)/L >> -lr/(r - bэф

r > bэфф - «разгон» на мгновенных нейтронах,

если r < bэфф - «разгон» на запаздывающих нейтронах.

Найти n(t) при bэфф =710-3 , l = 710-2с-1, L =10-5с

  • = 2bэф

  • = 0,02bэфф

n/n0 = 2,

n/n0 = -.

Обратные связи по реактивности.

r = f(T, P, G, g…)

Отрицательная: r = r0 a1T

Положительная (РБМК): r = r0 + a2 gзамед

ln(n/n0)

1

2

t

Зависимость мощности надкритического реактора от времени:

1. без обратной связи ( a = 0 )

2. c отрицательной обратной связью (a < 0 )

Обратная связь по прдуктам деления

135Хе T1/2 = 9,2 ч, sa = 2,7106 барн.

135Te ® b- (1 мин)® 135I® b-(6,7 часа)®135Xe®b- (9,2часа)® 135Cs Выход xI = 6,2% .

W = const Þ равновесная концентрация ядер 135Xe,. Увеличение концентрации 135Xe приводит к уменьшению kэфф и наоборот.

dnXe/dt = - lXenXe - saFnXe + l InI

dnI/dt = - lInI + xSf F

Зависимость реактивности теплового реактора после сброса мощности от времени при F0 = 51013 н/см2с

r2% 2,15%

t*

0 5 10 20 30 tчасы

-4% -

Л6 19 03 12

Управление реактором

Начальный запас реактив­ности ВВЭР на компенсацию выгорания топлива и отравления продуктами деления -

10 - 15% Dk/k + запас на управление - 6%.

5M0 » 20 Mкр

Способы изменения реактивности.

dW/dt = (Скорость генерации ) – (Скорость поглощения ) –

( Скорость утечки ) нейтронов/

Чаще изменением вероятности поглощения нейтронов:

  • изменением положения твердых поглотителей ней­тронов,

  • изменением концентрации поглотителя в теплоносителе.

Поглотитель – бор или кадмий.

Неуправляемая цепная реакция.

ВНИИЭФ, г. Саров (Арзамас-16), 17 июня 1997 г

Стенд ФКБН-2М расположен в экспериментальном зале размером 12 х 10 х 8м в отдельном здании реакторной площадки, удаленной от жилой зоны на ~7 км.

Авария 17 июня 1997г. в 10:40 во время ручной сборки PC в виде шара из высокообогащенного урана с медным отражателем. Сборка производилась в одиночку экспериментатором, уверенным, что собирает уже проверенную ранее PC. Размеры составных частей PC он взял из журнала измерений 1972 г., но допустил ошибку: для отражателя вместо размера Dвнутр/Dвнеш= 167/205 мм он записал размер 167/265 мм. Используя ошибочные данные, экспериментатор собрал на столе стенда) нижнюю часть PC (нижний отражатель полностью, урановый шар полностью, в центре сборки - источник нейтронов мощностью ~105 нейтрон/с) и при попытке установить первую верхнюю медную оболочку уронил ее на сборку. Это привело к СЦР, в результате чего произошел сброс стола в нижнее положение и сработала аварийная сигнализация.

Увидев вспышку, экспериментатор немедленно покинул зал и закрыл защитную дверь. Радиационная обстановка в пультовой установки и на прилегающей к зданию территории оставалась нормальной. Экспериментатор был в тот же день доставлен в Москву в специализированную клинику, где скончался в ночь с 19 на 20 июня 1997года.

СЦР прекращена 00:48 ночи 24 июня 1997г.

PC после вспышки (СЦР на мгновенных нейтронах) вышла на стационарную мощность при температуре сборки – 800 0С

Почему прекратилась СЦР ?

L- время генерации мгновенных нейтронов L = 1/kэфф<< 10-8 c

l – время жизни, l - постоянная распада запаздывающих нейтронов, c(t) - числа их предшественников.

kэфф = 1/L, реактивность r º (kэфф –1 )/ kэфф:

Поскольку r > bэфф - «разгон» на мгновенных нейтронах,

Отрицательная обратная связь по реактивности r = r0 g1T

Механизм обратной связи по температуре для сферического реактора при сохраняющейся массе сферы

Пусть DT = 800 C - изотермическая температура подогрева, при которой СЦР прекращается, однако при охлаждении критичность на запаздывающих нейтронах возникает снова и устанавливается стационарный режим.

Оценка дозы быстрых нейтронов (основной), полученной экспериментатором.

Исходные данные

  • DTstat = 800 °С;

  • Энергия вспышки P = 1*1017 (итерполяция -15 аварий с Pmax = 6.11017дел/всп; Pmin = 0.031017дел/всп);

  • баланс: из h нейтронов один на расходуется на деление и h-1»1 утекает из активной зоны;

  • полное число нейтронов утечки Ln = (h-1)P = 11017н;

  • Экспериментатор на R =0,7 м от сборки;

  • Fn(1МэВ)/Fn = 210-11 Гр/нейт/см2;

Dn = Fn*Ln/4pR2 = 210-11*11017/12,6 5103 = 30 Гр

Экспериментатор при аварии получил поглощенную дозу по нейтронам – 45 Гр, по гамма-квантам – 3,5 Гр.

Можно ли вручную снять отражатель ?

Исходные данные:

  • В стационарном режиме DTU= 800°С,

  • rCu = 13 см,

  • aТ » 5 Вт/м2К0

Tепловой поток с единицы поверхности сферы q = aТ DT

Полный тепловой поток Q = Sq = SaТ DT = 12,6*(0,13)2 *5*800= 850 Вт

Стационарная мощность W = Q = 850*3,11010 = 2.61013 дел/с

Полный поток нейтронов утечки Fn = (h-1)W = 2.61013н/с

dDn/dt = Fn*Fn /4pR2 = 210-11*2.61013/12,6 5103 = 8.210-3 Гр/с = = 30 Гр/ч !

Не подойти. Только через 7 суток СЦР прекратили.

ТЕПЛОВЫДЕЛЕНИЕ И ОТВОД ТЕПЛА В ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРАХ

Теплоносите­ли: вода, тяжелая вода, углекислый газ, жидкий натрий и сплав свинца с висмутом. Кипящий теплоноситель – вода.

.

Максимально возможный коэффициент полезного действия любого устройства, преобразующего теплоту в другой вид энергии всегда меньше кпдmax

кпдmax = (T1T2)/T1

где T1 – максимальная температура цикла (определяется максимально достижимой температурой теплоносителя ), T2 – минимальная температура цикла ( определяется температурой окружающей среды. T1 @ 550 K ; T2 @ 300 K, кпдmax = 45%, реальное @ 33%.

Механизмы переноса тепла

В процессах теплообмена рассматриваются среднестатистические параметрами большой совокупности молекул ( температура, давление, скорость и т. д.)

Газ: Ек » U (U- энергии взаимодействия между частицами)

Жидкость: Ек ~ U

Твердое тело Ек « U.

Теплопроводность

Конвекция естественная и вынужденная;

Тепловое излучениеµ T4.

Л7 26.03.12

Поле температур и поле тепловых потоков.

Вектор dT/dn называется температурным градиентом (grad T) и опреде­ляет наибольшую скорость изменения температуры по нормали к изотерме в данной точке пространства.

Скалярному полю температур соответствует векторное поле температурных градиентов

Плотность теплового по­тока q Вт/м2 :

q = - lgrad T , где l — теплопроводность Вт/м×К

Плотность источников тепла qv, Вт/м3

Ориентировочные значения плотности тепловых потоков, Вт/м2:

Из внутренних слоев Земли 0,063

От тела человека 50

От котельных агрегатов 0,5106

От тепловыделяющих элементов ЯЭУ (1-5) 106

Константа солнечного излучения 1326

Задача Оценить распределения U и Th в коре Земли, если средний тепловой поток через дневную поверхность q = 610-2 Вт/м2

Rз = 6.4106 м ; rз = 5.5 г/см3 ; rкоры = 2.8 г/см3

cTh = 10-5 г/г ; cU =410-6 г/г

Периоды полураспада: 232Th – 1,41010 лет, 238U –4,5109 лет,

235U – 7108 лет

Th 8U 235U

7a 8a 7a

Eрасп 35 МэВ 40 МэВ 35 МэВ

ATh = 410-2Бк/г AU = 510-2Бк/г

qv = A Eрасп = (410-2*35 +510-2*40)1,610-13*2,8*106 = 1.510-6 Вт/м3

Пусть тепло, генерируемое в слое DR: Qv = 4pR2 DRqv равно полному тепловому потоку Qs через поверхность = 4pR2q

DRqv = q DR = 40 км - близко к толщине коры

Задача Оценить поверхность солнечных батарей, которые могут обеспечит среднегодовую электрическую мощность 1000 МВт при КПД =10%

Теплоотдача

Под термином теплоотдача(теплообмен) понимается процесс переноса тепла от охлаждаемой поверхности к омывающему её теплоносителю.

При ламинарномтечении частицы жидкости следуют в потоке по впол­не определенным плавным траекториям, сохраняя движение в на­правлении вектора средней скорости потока.

В идеальной жидкости с нулевой вязкостью отсутствуют напряжения сдвига. В вязкой жидкости возможны как нормальные напряжения так и напряжения сдвига. Нормальные напряжения обуславливаются наличием сил давления, а напряжения сдвига вызываются трением между слоями жидкости, движущимися с разными скоростями.

Напряжения сдвига или касательные напряжения в жидкости зависят от градиента скорости.

Нормальная составляющая к неподвижной стенке скорости потока среды равна 0. Экспериментально установлено, что и касательная составляющая скорости равна 0, что является следствием « прилипания» всякой реальной жидкости к твердой поверхности.

Турбулентноетечение возникает при увеличении скорости потока когда упорядоченное тече­ние резко нарушается: в потоке возникают пульсации скорости, отдельные объемы) жидкости начинают двигаться поперек потока и даже в обратном направлении к общему осредненному движению.

Возникшее нерегулярное, случайное в отношении малых элементов потока движение является весьма устойчивым.

Движение потока жидкости определяется вполне однозначно, если известны геометриче­ская конфигурация канала, задаваемая эффективным линейным размером l( для круглой трубы это диаметрD),кинематическая вязкость жидкости nи средняя скорость течения жидкости w.

число Рейнольдса Re=wl/n, - критерий режима движенияRe<Rек (@ 2000) – ламинарное и возмущения затухают.

Коэффициент теплоотдачи. Количество тепла, приобретаемого или отдаваемого телом, при прочих равных условиях пропорционально разности между его температурой и температурой окружаю­щей среды.

Q = aDT

где DT== Тпов- Тжид.

a-коэффициент теплоотдачиВт/(м2К).

aнаходится из эмпирических критериальных зависимостей, которые позволяют перенести экспериментальные данные, полученные в одних условиях на другие. т.е. расширить область применения результатов экспериментов

Ориентировочные

значения коэффициента теплообмена Вт м-2К-1

Среда

Свободная конвекция

Вынужденная конвекция

Газы

3-100

100-2000

Некипящая вода

100-2000

500-20000

Кипящая вода

1000-40000

500-100000

Жидкие металлы

1000-50000

1000-25000

Конденсация водяного пара

1000-200000

d

Tжид

Tстен

Тепловой пограничный слой

aDT = -ldT/dn

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.

Л8 02 05 12

Ядерная энергетика и окружающая среда

Источники ядерных излучений, воздействующих на население. Дозы излучения.

Естественная радиоактивность природной среды.

Радиоактивные семейства: