ФИЗИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ПОЛУЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГИИ

Ядерные арсеналы
Ядерный арсенал России
Испытания первых термоядерных зарядов
Наземные и подземные ядерные взрывы
Испытания ядерного оружия в атмосфере
Подземные испытания на Невадском полигоне.
Средства доставки ядерного оружия
Авиация как средство доставки ядерного заряда
Термоядерное оружие в США
Термоядерная программа в СССР
Поражающие факторы ядерного взрыва
Ядерные заряды и боеголовки
Индийская ядерная программа
Атомная бомбардировка Хиросимы и Нагасаки
Ядерный арсенал США
Атомные подводные лодки и надводные корабли
Плутоний
Атомный проект
Академик РАН А.Д. Сахаров
О северном полигоне и ядерном оружии
Основные факторы риска
Атомные станции
Атомная физика
Принцип построения атомной энергетики.
Первая в мире атомная электростанция
Физический пуск реактора
Ядерные энергетические установки
Физика ядерного реактора
Реактор РБМК – 1000
Блок РБМК-1000
Авария на Чернобыльской АЭС
Меры по повышению безопасности РБМК
Автоматический химконтроль
ВВЭР - 1000
Системы теплотехнического контроля
Методы контроля
Расчет технико-экономических показателей АЭС
Российские атомные ледоколы
Энергетическая установка ледокола
Эффективная эквивалентная доза
Химическая дозиметрия
Физика атомного ядра
Решение задач по ядерной физике
Получение электрической энергии
Энергетический аудит
Энергосберегающие технологии
Гелиоэнергетика
Геотермальная энергетика
Космическая энергетика
Водородная энергетика
Биотопливная энергетика
Реакция деления
Плотность потока нейтронов
Реакторный теплоноситель
УРАН-235
Ячейка активной зоны реактора РБМК-1000
Кинетика реактора
Ядерная безопасность реактора
Коэффициент воспроизводства ядерного топлива
Средства управления реактором
Тепловые станции
Парогазовая электростанция (ПГЭС)
Эксплуатация энергоблоков
Безопасное обслуживание оборудования
Эксплуатация турбинных установок
Конденсатные насосы
Аварийные ситуации при сбросе нагрузки
Экология тепловой и атомной энергетики
Загрязнение атмосферного воздуха
Вредные выбросовы электростанций
Природоохранные технологии
Электрофильтры
Гетерогенно-каталитические методы
Очистка сточных вод
Радиоактивные вещества, образующиеся при работе АЭС
Аварийные ситуации на АЭС
Системы автоматизированного контроля в районе АЭС
Моделирование экологических систем

Информационное описание экосистем

Графика
Начертательная геометрия
Машиностроительное черчение
Сборочные чертежи
Выполнение чертежей
AutoCAD
Технические чертежи
История искусства
Архитектура
Техническое черчение
Задание прямого кругового конуса
Построение сечения сооружения
Построить проекции прямого геликоида
Выполнение сборочного чертежа
Нанесение размеров на сборочном чертеже
Шарнирная опора
Основные понятия кинематики
Сопротивление материалов
Сопротивление усталости
Сборочные и строительные чертежи
  • История развития черчения
  • Геометрические построения
  • Проекционное изображение
  • Виды, сечения и разрезы на чертежах
  • Машиностроительные чертежи
  • Эскизы деталей
  • Сборочные чертежи
  • Строительные чертежи
  • Архитектурные чертежи
  • Чертежи строительных конструкций
  • Инженерные чертежи
  • Чертежи строительных генеральных планов
  • Графическое оформление чертежей
  • Техническое обслуживание и ремонт персонального компьютера
    Блоки питания
    Мощность блоков питания
    Диагностика неисправностей блоков питания
    Клавиатура PC и XT
    Мышь
    Накопители
    Звуковая плата
    Высшая математика в экономике
    Использование функций в области экономики
    Основы дифференциального исчисления
    Несобственные интегралы
    Элементы линейной алгебры
    Основы оптимального управления
    Транспортная задача
    Динамическое программирование
    Математический анализ
    Тройные и двойные интегралы при решении задач
    Вычисление объемов с помощью тройных интегралов
    Метод замены переменной
    Замена переменных в двойных интегралах
    Замена переменных в тройных интегралах
    Определенный интеграл
    Площадь криволинейной трапеции
    Замена переменной в определенном интеграле
    Определение двойного интеграла
    Определение тройного интеграла
    Производная сложной функции
    Двойные интегралы в полярных координатах
    Двойные интегралы в произвольной области
    Двойные интегралы в прямоугольной области
    Геометрические приложения двойных интегралов
    Геометрические приложения криволинейных интегралов
    Геометрические приложения поверхностных интегралов
    Неопределенный интеграл
    Интегральный признак Коши
    Интегрирование по частям
    Интегрирование гиперболических функций
    Электротехника
    Теория электрических цепей
    Радиотехнические схемы
    Лабораторные работы
    Электрические цепи постоянного тока
    Лабораторный практикум по Сопромату
    Расчет напряжений и деформаций валов
    Расчет балок на жесткость
    Совместное действие изгиба и кручения
    Лабораторный практикум
    Расчет заклепок на срез
    Механические испытания на изгиб

    Контрольная работа

    Коэффициент воспроизводства ядерного топлива

    Поскольку воспроизводимое топливо сразу же включается в общий цикл размножения, давая свой вклад в деления и выработку энергии реактора, практику безусловно интересно знать, какая часть общего количества энергии будет вырабатываться за счёт воспроизводимого плутония, а это связано с тем, сколько ядер плутония получается при затрате одного ядра основного топлива.

    Мерой оценки относительной эффективности образования воспроизводимого плутония служит величина коэффициента воспроизводства (R), определяемая  как отношение скоростей образования плутония и выгорания основного топлива (235U):

      . (17.4.1)

    Часто эту величину иначе называют плутониевым коэффициентом (применительно к урановым тепловым реакторам). Таким образом, плутониевый коэффициент и представляет собой среднее число ядер получаемого плутония, приходящееся на одно выгоревшее ядро урана-235.

    Аналитическое выражение для величины плутониевого коэффициента несложно получить, подставляя в (17.4.1) выражения для производных из (17.2.1)¸(17.2.5). Без учёта воспроизводимого 241Pu (которого в тепловых реакторах получается пренебрежимо мало) получается:

     . (17.4.2)

    Величина R оказывается максимальной в начале кампании (так как в этот момент концентрация плутония N9 = 0):

      . (17.4.3)

    Следовательно, в процессе кампании величина коэффициента воспроизводства падает, хотя это не означает, что при этом падает и величина концентрации накапливаемого плутония-239: она растёт, но растёт всё более и более замедляющимся темпом. И это понятно: чем больше энерговыработка реактора, тем больше в нём накапливается плутония-239, и тем больше скорость его выгорания, а это значит, что на каждое выгоревшее ядро 235U будет получаться всё меньшее количество ядер 239Pu. На рис.17.1 это уменьшение производной dN9/dt отчётливо различимо.

    ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ВЫГОРАЮЩИХ  ПОГЛОТИТЕЛЕЙ Выгорающие поглотители - это поглотители с высоким сечением захвата тепловых нейтронов, неподвижно размещаемые в активной зоне и медленно уничтожаемые при работе реактора за счёт поглощения ими нейтронов, из-за чего на их месте образуются продукты с существенно меньшими сечениями поглощения, что приводит к уменьшению поглощающих свойств активной зоны и высвобождению запаса реактивности.

    ОТРАВЛЕНИЕ РЕАКТОРА КСЕНОНОМ Отравление реактора - это процесс накопления в нём короткоживущих продуктов деления, участвующих в непроизводительном захвате нейтронов и тем самым снижающих запас реактивности реактора при их образовании и, наоборот, высвобождающих его при их b-распаде.

    Стационарное отравление реактора ксеноном. Суть стационарного отравления реактора ксеноном.  В первоначальный момент работы на мощности реактор, как правило, разотравлен, то есть концентрации йода и ксенона в его твэлах - нулевые. Но при работе реактора концентрации того и другого начинают расти, и несложно представить себе, до какого уровня они будут расти.

    Время наступления стационарного отравления реактора. Экспонента, какая бы сложная она ни была, - кривая асимптотическая: она достигает своего установившегося (стационарного) значения лишь по прошествии бесконечного по величине отрезка времени.

    Факторы, определяющие характеристики йодных ям. И глубина йодной ямы, и время наступления её максимума для конкретного реактора определяются только уровнем стационарной мощности, на котором реактор работал до останова.

    Переотравления реактора ксеноном после изменения уровня мощности В принципе, конечный результат переотравления реактора ксеноном по прошествии достаточно длительного времени после перехода реактора с одного стационарного уровня мощности (Np1) на другой стационарный уровень мощности (Np2) мы с нашими знаниями отравления уже способны предсказать.

    Расчёт изменений потерь реактивности за счёт переотравлений реактора

    ОТРАВЛЕНИЯ РЕАКТОРА САМАРИЕМ-149 Самарий-149 - сильный шлак первой группы. Его стандартное микросечение радиационного захвата sаоSm = 40800 барн, а период полураспада Т1/2Sm = 13.84 года, то есть практически он стабилен. Почему же в таком случае он фигурирует в разговоре об отравлении, а не о шлаковании реактора?

    Нестационарное переотравление реактора самарием после останова («прометиевый провал») Тот факт, что при работе реактора в нём накапливается прометий-149, а самарий получается, главным образом, в результате его b-распада, позволяет предсказать, что после останова реактора количество самария в нём должно увеличиваться за счёт b-распада накопленного при работе прометия. А это значит, что отравление реактора самарием после останова реактора должно усиливаться.

    Переотравление самарием после пуска длительно стоявшего реактора Попробуем проверить свой уровень понимания самариевого отравления реактора и ответить на вопрос: что будет происходить с величиной отравления реактора самарием, если после длительной (более 15 суток) стоянки реактор пускается вновь и работает на постоянном уровне мощности?

    Формулы (17.4.2) и (17.4.3) дают возможность проанализировать, чем определяется величина плутониевого коэффициента:

    а) Обогащение топлива. Чем выше обогащение ядерного топлива, тем выше концентрация 235U, тем ниже величина плутониевого коэффициента. Это объясняется тем, что с ростом обогащения уменьшается величина ядерной концентрации 238U, из которого получается плутоний.

    б) Вероятность избежания резонансного захвата. Чем выше j, тем ниже величина вероятности резонансного захвата (1 - j), что опять-таки связано с наличием в активной зоне реактора большего количества резонансного захватчика – 238U. И тем больше плутония-239 получается за счёт поглощения ядрами 238U резонансных нейтронов.

    в) Коэффициент размножения на быстрых нейтронах. Чем выше e, тем выше величина R. Причина – та же, что и в случае (б): величина e определяется, главным образом, наличием в активной зоне большего количества 238U, являющегося «сырьём» для размножения на быстрых нейтронах.

    г) Константа h5.  Если вспомнить, что величина этой константы в тепловых реакторах изменяется в довольно узких пределах, можно сказать, что возможности увеличения коэффициента R через посредство константы h крайне ограничены (как, впрочем, и через посредство e). Обе эти величины могут быть существенно увеличены только в реакторах с промежуточным и быстрым энергетическим спектром.

    Такие возможности реализуются в реакторах-размножителях (бридерах), где величина коэффициента воспроизводства достигает 1.3 ¸ 1.4. Усовершенствование таких реакторов и практическое доведение величины коэффициента воспроизводства до значений 1.8 ¸ 2.0 позволит решить многие проблемы ядерной энергетики, переориентировав последнюю на использование быстрых энергетических реакторов, в которых просматривается возможность почти полного использования урана-238 на основе использования получаемого плутония в топливном цикле. Тем самым, энергетика перестанет испытывать зависимость от урана-235, природные запасы которого довольно ограничены, а получит возможность пользоваться получаемым из урана-238 плутонием (запасы которого в десятки раз больше, чем урана-235).

    На главную