Выгорание ядерного топлива. Классификация ядерных реакторов. Принципиальная схема ядерного энергетического реактора. Термоядерные реакторы. Теплообменный аппарат ядерных энергетических установок, страница 40


7 Цепная реакция деления.

             Цепная реакция деления – реакция деления тяжелых ядер нейтронами, в результате которой число нейтронов возрастает и процесс деления является самоподдерживающимся.

             Пусть ядро 235U поглотило нейтрон и разделилось. При этом возникает ν нейтронов. Пока их энергия >порога деления 238U вероятна реакция деления 238U и число нейтронов νε (ε- коэффициент размножения на быстрых нейтронах).

             Если имеется замедлитель, вещество с малой атомной массой, то из-за столкновения с легкими ядрами 238U ( с последующим образованием 239Pu). Если φ – вероятность избежать захват ядром 238U, то количество нейтронов (тепловых) будет νεφ.

             Тепловой нейтрон диффундирует в среде, пока не будет поглощен каким либо ядром (нестабильностью нейтрона можно пренебречь).

             Приняв Θ- вероятность поглощения теплового нейтрона ядрами 235U, а  - вероятность деления данного ядра, то количество нейтронов , вновь вызвавших деление, будет

-формула четырех сомножителей

             Если реактор большой, то вероятность вылета нейтрона мала и при к=1 весь рассмотренный цикл повторяется, т.е. осуществляется цепная реакция деления. При к>1 число нейтронов будет возрастать (взрыв), при к<1 число нейтронов будет убывать следственно затухание реакции.

             Часто к – называется коэффициентом размножения бесконечно большого реактора к¥.

             Если реактор имеет конечные размеры, то существует некоторая вероятность Р, того, что нейтроны покинут объем реактора и поглотятся в окружающей среде. Тогда для осуществления стационарной цепной реакции к=1.

Кэф= к¥.(1-Р)

             Формула 4-х сомножителей является достаточно условной, т.к. не учитывает деление 235Uрезонансными нейтронами, поглощение нейтронов в резонансной области ядрами               238U и т.д.


8,44 Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (HTR)

Характерные особенности: в реакторе  тепловая энергия производится при высокой температуре, повышается КПД установки.

При выборе материалов для высокотемпературных  газоохлаждаемых реакторов определяющим фактором является  высокая температура. В качестве заменителя могут быть использованы керамические материалы. Топливо также должно быть использовано  не в металлической форме, а в виде карбида или окисла. Из конструкционных материалов пригоден в первую очередь графит. Металлические оболочки твэлов должны быть заменены керамическими.

Для реакторов HTR характерно интегральное размещение оборудования 1 – го контура. Главные его компоненты: активная зона, аварийная и регулирующая системы, газодувки, теплообменники и биологическая защита- расположены в общем корпусе. Корпус выполняется из предварительно напряженного бетона. Бетонный корпус служит биологической защитой и имеет повышенную сейсмическую стойкость. Для  обеспечения газовой плотности  корпус с внутренней  стороны  облицовывают стальной оболочкой. Для защиты бетонного корпуса от высоких  температур применяют водяное охлаждение внутренней оболочки с помощью системы автономных  охлаждаемых труб. Для уменьшения влияния высоких температур газа на внутреннюю оболочку  накладывают тепловую изоляцию, выполняемую из тонких гофрированных листов  стальной фольги, в зазорах между которыми расположен газ. При газовом охлаждении используется тот же газ, что и в первом контуре.

Проблема использования горючего для высокотемпературных газовых реакторов была решена применением керамического горючего, которое имеет отличную радиационную стойкость, обладает химической инертностью по отношению к большинству реакторных материалов и высокой температурой плавления. Недостатки: низкая теплопроводность, относительно малая концентрация делящихся и воспроизводящих ядер, высокая хрупкость.

В качестве керамического горючего м.б. использованы двуокись урана UO2пл=2800°С) и карбиды урана UC (Тпл=2587°С) и UC2пл =2475°С). Преимуществом карбида урана по сравнению с его окислом является значительно лучшая теплопроводность, совместимость со всеми используемыми в реакторах ВГР материалами, в том числе с графитом и гелием. В высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах применимы и соединения плутония. Среди них наиболее исследованы PuO2 и PuC.