Содержание
- 2. Количество протонов в ядре Z определяет его заряд, т. е. порядковый номер элемента в периодической таблице
- 3. Нуклиды с одинаковым числом протонов Z, но различным числом нейтронов N, принадлежат одному химическому элементу, но
- 4. Суммарная энергия взаимодействия нуклонов в ядре —это энергия связи ядра она равна работе, которую необходимо совершить,
- 5. В ядерной физике за единицу энергии принимается один электрон-вольт(эВ). Один электрон-вольт равен энергии, которую приобретает электрон
- 6. Разность между суммой масс частиц (нуклонов), составляющих ядро и массой ядра, называется избытком массы. Так, избыток
- 7. Рис. 1. Зависимость средней удельной энергии (Есв) связи нуклона от массового числа.
- 8. 2.1. Устойчивость ядер. Из факта убывания Есв для нуклидов с массовыми числами больше или меньше 50-60
- 9. Устойчивость ядер существенно зависит от (A-Z)/Z - отношения чисел нейтронов и протонов. Ядра лёгких нуклидов наиболее
- 10. Рис.2. Диаграмма протон-нейтронного состава нуклидов. Энергии связи ядра Есв . На диаграмме все изотоны данного нуклида
- 11. Приведенная диаграмма позволяет выявить ряд характерных закономерностей. 1. Стабильные нуклиды располагаются в виде узкой дорожки, показывающей
- 12. Все нестабильные тяжелые нуклиды в результате α-распада переходят в стабильные нуклиды. 5. Выше дорожки стабильных ядер
- 13. Энергии связи ядра Есв . Энергии связи ядра Есв соответствует дефект массы Δm ядра, который равен
- 14. Отношение полной энергии связи ядра к массовому числу дает среднее значение энергии связи на один нуклон
- 15. При делении тяжелого ядра нейтроном на два осколка происходит изменение массы на величину Δmf = mя
- 16. : Энергия, освобождающаяся при делении одного ядра распределяется примерно следующим образом Таблица 1.1
- 17. В настоящее время гелий синтезируют не из свободных нуклонов, а из изотопов водорода (дейтерия, трития), при
- 18. Ядерные реакции Радиоактивный распад Последовательность радиоактивных распадов, в которой дочерние ядра нуклидов, получающиеся в результате предыдущего
- 19. На практике для указания временных характеристик распада чаще всего используют период полураспада T1/2 Nя / Nя0
- 20. 1. В процессе α-распада из радиоактивного ядра испускается ядро гелия 2. В процессе β-распада из радиоактивного
- 21. 3. В процессе γ-излучения радиоактивное ядро самопроизвольно переходит из возбужденного состояния в менее возбужденное или основное
- 22. После β-распада дочернее ядро иногда образуется в таком сильновозбужденном состоянии, что энергия возбуждения (8—11 МэВ) превышает
- 23. 2. ПРОЦЕСС ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР 2.1. Возможность деления. Поскольку энергия связи ядра - это энергия, выделяющаяся при
- 24. 2. ПРОЦЕСС ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР 2.2. Делящиеся и сырьевые нуклиды. Наибольший интерес представляет деление тяжёлых ядер под
- 25. Минимальная энергия возбуждения составного ядра есть энергия связи присоединившегося к ядру нейтрона. Если эта энергия связи
- 26. таблица 2.2. Энергия связи Есв и энергия порога деления Епд для некоторых нуклидов (МэВ).
- 27. Деление U-233, U-235, Pu-241 возможно нейтронами любых энергий. Такие нуклиды называются делящимися. Пороги деления составляют у
- 28. 2.3. Осколки и продукты деления. В момент деления ядра электростатическое отталкивание разбрасывает осколки, и потенциальная энергия
- 29. При делении нейтронами отношение масс осколков примерно 3:2. Продукты деления перенасыщены нейтронами и являются - радиоактивными.
- 30. Зависимость выхода продуктов деления тепловыми нейтронами от массового числа
- 31. Ядерные реакции записывают в виде уравнения Ядерные реакции, как и химические, записывают в виде уравнения. В
- 32. . Тип ядерной реакции определяется видом воздействующей и выделяющейся частиц (а, b). Если они совпадают (а,
- 33. Большинство ядерных реакций с кинетической энергией частиц менее 10 МэВ происходит с образованием составного ядра, Такое
- 34. При захвате нейтрона с образованием составного ядра скорость вылетевшего вторичного нейтрона обычно меньше захваченного первичного нейтрона.
- 35. Во время ядерной реакции сохраняется общее число нуклонов и суммарный заряд, а происходит только перераспределение нуклонов
- 36. Эффективное сечение (или просто сечение) реакции σ. Вероятностные характеристики протекания тех или иных реакций в ядерной
- 37. Вероятность ядерной реакции характеризуется своим парциальным сечением, например σs — сечение рассеяния, σγ — сечение радиационного
- 38. Значения эффективных сечений ядерных реакций σ не совпадают с максимальными по площади геометрическими сечениями ядра. Так,
- 39. Поперечное сечение σ, которое относится к одному ядру, называют микроскопическим или ядерным сечением. Макроскопическое сечение ядерных
- 40. Рассеяние нейтронов на ядрах может быть упругим или неупругим. Упругое рассеяние происходит с сохранением суммарной кинетической
- 41. Для выбора веществ, которые могут быть использованы в качестве замедлителей, вводят понятие замедляющей способности, показывающее не
- 42. ЗАМЕДЛИТЕЛЬ должен обладать минимальной поглощающей способностью в области тепловых энергий, а поглощающую способность вещества характеризует величина
- 43. В процессе замедления до тепловой области нейтрон испытывает большое число столкновений (см. табл. 2.1), при этом
- 45. Разделение диапазона энергий нейтронов в ядерном реакторе Из всего многообразия процессов, происходящих при взаимодействии нейтронов с
- 46. Рис.4.1.Схема замедления и диффузии нейтронов.
- 47. Таблица Время замедления, диффузии и полное время жизни нейтрона в чистом замедлителе
- 48. Как видно, для всех замедлителей время диффузии значительно больше времени замедления, причём наибольшая разница имеет место
- 49. Конструкционные материалы и топливо слабо замедляют нейтроны по сравнению с тяжёлой или легкой водой. В графитовых
- 50. Лекция 3.Управление реактором Коэффициент размножения Для анализа цепной реакции деления вводят коэффициент размножения, показывающий отношение числа
- 51. ФАЗЫ ЗАМКНУТОГО НЕЙТРОННОГО ЦИКЛА Значение k∞ в размножающей среде, содержащей ядерное топливо и замедлитель, определяется участием
- 52. 1. Деление на тепловых нейтронах (10-14 с). 1) Деление на тепловых нейтронах характеризуется коэффициентом деления на
- 53. Для нуклида 235U (σf5 = 583,5 б, σγ5 = 97,4б, N8 = 0) значение η =
- 54. Рис. Схема деления ядра урана (плутония).
- 55. 2. Деление на быстрых нейтронах (10-14 с.). Часть рождающихся при делении вторичных нейтронов имеет энергию больше
- 56. 3. Замедление быстрых нейтронов до тепловой области (10-4 с) В резонансной области энергий основным поглотителем замедляющихся
- 57. Диффузия тепловых нейтронов до поглощения в ядерном топливе (10-3 с). Нейтроны, достигшие тепловой области, поглощаются либо
- 58. Рассмотренные четыре процесса определяют баланс нейтронов в размножающей системе (см. рис. 3.9). В результате поглощения одного
- 59. Рис. 3.9 Нейтронный цикл цепной реакции деления на тепловых нейтронах в критическом состоянии (k∞ = ημφθ
- 60. Первые два коэффициента зависят от свойств используемого ядерного топлива и характеризуют рождение нейтронов в процессе цепной
- 61. цепную реакцию деления можно осуществить с использованием разных видов ядерного топлива и замедлителя: 1) естественного урана
- 62. В процессе работы реактор в основном находится в нестационарном состоянии. Это вызвано либо переходными процессами, связанными
- 63. Время жизни одного поколения мгновенных нейтронов τмгн складывается из трех величин: времени вылета быстрых нейтронов при
- 64. Управление ядерным реактором становится возможным благодаря наличию запаздывающих нейтронов Из уравнения кинетики реактора следует, что при
- 65. Эффективный коэффициент размножения реактора можно представить в виде суммы: kэф = kмгн + kзап. (4.10) Первое
- 66. Три основные функции СУЗ: 1) компенсация избыточной реактивности; 2) изменение мощности реактора, включая его пуск и
- 67. Органы СУЗ Основной частью СУЗ являются рабочие органы, представляющие собой поглощающие стержни, которые вводят в активную
- 68. Рис. 4.4. Изменение плотности нейтронного потока при различных значениях реактивности.
- 69. Компенсирующие стержни служат для компенсации запаса реактивности во время работы реактора и создания необходимой подкритичности в
- 70. Cистема борного регулирования В реакторах с водяным охлаждением без кипения система борного регулирования, обеспечивает компенсацию медленных
- 71. Лекция 4. Особенности реактора как источника энергии. Изменение нуклидного состава при работе реактора. Выгорание топлива. Нуклидный
- 72. Поглощение нейтронов стабильными или долгоживущими радиоактивными нуклидами принято называть шлакованием, а поглощение короткоживущими радиоактивными нуклидами -
- 73. Зависимость Кэф от нуклидного состава топлива выражается через коэффициенты η,μ,φ,ө, L и τ. В реакторе на
- 74. МОЩНОСТЬ РЕАКТОРА Мощность реактора прямо пропорциональна произведению потока нейтронов на концентрацию делящихся нуклидов. Так как количество
- 75. Для поддержания мощности на постоянном уровне по мере увеличения среднего по активной зоне выгорания топлива, необходимо,
- 76. Обычно средняя глубина выгорания составляет 10-30% всего загружаемого делящегося вещества. При работе реактора в наибольшем количестве
- 77. Зашлаковывание реактора. Короткоживущие нуклиды обуславливают отравление, а долгоживущие - шлакование реактора. Для удобства расчётов все шлаки
- 78. Среди продуктов деления, влияющих на реактивность реактора, наиболее важен Xe-135, имеющий резонанс при энергии 0,084 эB
- 79. Отравление реактора определяется двумя нуклидами: ксеноном (σа=3,5·106 б) и самарием (σа=5,3·104 б). Появление радиоактивного 135Хе связано
- 80. Время после останова реактора, в течение которого глубина "иодной ямы" не превышает запаса реактивности в момент
- 81. Рис.3.8. Зависимость концентрации 135Хе (1) и реактивности (2) от времени после останова реактора. Накопление 135Хе до
- 82. Время после останова реактора, в течение которого глубина "иодной ямы" не превышает запаса реактивности в момент
- 83. Методы изменения реактивности Управление мощностью реактора осуществляется путем измерения соотношения между скоростями ГЕНЕРАЦИИ, ПОГЛОЩЕНИЯ И УТЕЧКИ
- 84. . Избыточная реактивность Превышение коэффициента размножения свежего топлива над критическим значением носит название избыточной реактивности
- 85. Запас реактивности Рассмотренные физические процессы в реакторе связаны с дополнительной потерей нейтронов в активной зоне, поэтому
- 86. Кампания ядерного реактора Запас реактивности зависит от вида ядерного реактора, например для реакторов на тепловых нейтронах
- 87. КОЭФФИЦИЕНТ ВОСПРОИЗВОДСТВА Отношение количества ядер образовавшегося вторичного топлива, например ΔN9 (для 239Pu), к количеству ядер выгоревшего
- 88. Каждый вторичный нейтрон деления дает прирост числа вторичных нейтронов до величины, равной Если реактор больших размеров,
- 89. Эти нейтроны произведут новое горючее с коэффициентом воспроизводства КВ, численно равным количеству атомов вновь образовавшегося горючего
- 90. Следовательно, для того чтобы достичь высоких значений КВ, необходимо повышать величину и уменьшать паразитный захват нейтронов
- 91. Коэффициент принимает минимальное значение в том случае, если из реактора непрерывно удалять продукты деления с большими
- 92. Максимальные полученные значения КВ : для реактора на быстрых нейтронах – 1,35, для реактора на тепловых
- 93. Расширенное воспроизводство топлива в реакторах на быстрых нейтронах В стационарно развивающейся ядерной энергетике для долгосрочного обеспечения
- 94. Лекция 4. . Особенности реактора как источника энергии. Основные характеристики и классификация ЯЭУ 8.1. Параметры и
- 95. Наряду с рядом преимуществ (компактные размеры, отсутствие твэлов, непрерывный топливный цикл, простота управления, малые потери нейтронов,
- 96. В гетерогенных реакторах ядерное топливо, находящееся в твердом состоянии, отделяется от замедлителя. Теплосъем в гетерогенном реакторе
- 97. Рис. 8.1. Классификация реакторов ядерных энергетических установок
- 98. Тепловая схема ЯЭУ может быть одно-, двух- и трехконтурной (рис.8.2). Одно- и двухконтурные схемы применяют с
- 99. Одно- и двухконтурные схемы АЭС являются наиболее распространенными, общим является то, что они работают с турбинами
- 100. 8.2 Типовые ЯЭУ Водо-водяной реактор ВВЭР- 440 представляет собой цилиндрический сосуд с крышкой и состоит из
- 101. Основные конструктивные решения для реакторов ВВЭР заключаются в следующем: охлаждающий поток теплоносителя движется через активную зону
- 102. канальные водографитовые реакторы 2. Особенность канальных водографитовых реакторов заключается в возможности широкого выбора физических и технических
- 103. Рис. 8.5. Общий вид реакторной установки РБМК-1000: 1— реактор; 2 — подводящие водяные трубопроводы; 3 —
- 104. Реакторы на быстрых нейтронах Реакторы на быстрых нейтронах характеризуются относительно малыми габаритами активной зоны и ее
- 105. Рис. 8.6. Общий вид реактора БН-600: 1 — опорный пояс; 2— корпус; 3— насос первого контура;
- 106. 8.3 Новые задачи, присущие только АЭС Наличие в отработавшем топливе осколков деления, непрерывно выделяющих энергию вследствие
- 107. Операции со свежим топливом. Операции по приему и хранению свежего топлива и подготовке его к загрузке
- 108. Новые задачи, присущие только АЭС (продолжение) Особое значение для АЭС имеют профилактика и раннее обнаружение дефектов
- 109. Опыт показал, что основными причинами отказов оборудования, связаны с повреждением металла из-за : недостатков конструкции, низкого
- 110. 8.4 Организация эксплуатации Основные задачи при эксплуатации АЭС следующие: - производство тепловой и электрической энергии в
- 111. Основным документом, определяющим безопасную эксплуатацию АЭС, является Технологический регламент, содержащий: общий порядок выполнения технологических операций, связанных
- 112. Пределами безопасной эксплуатации являются установленные проектом значения параметров технологического процесса, отклонения от которых могут привести к
- 114. Скачать презентацию