Современные проблемы технической физики. Ядерная энергетика

Сентябрь 14, 2022

Главная
Физика
Современные проблемы технической физики. Ядерная энергетика

Содержание

2. Коэффициент размножения нейтронов Коэффициент размножения равен отношению количества нейтронов в одном поколении к их количеству в
3. Р зависит от состава активной зоны, ее размеров, формы, а также от того, в какой степени
4. Наоборот, заметное превышение массы над критической ведет к неуправляемой реакции - взрыву. Если в первом поколении
5. Первой величиной, определяющей k∞ (или k), является среднее число нейтронов, испускаемых в одном акте деления. Число
6. Значения ν, η для делящихся изотопов ν – среднее число нейтронов на один акт деления η
7. Энергетический спектр нейтронов, испущенных при делении тепловыми нейтронами ядра 235U
8. При столкновении нейтрона с тяжелым ядром всегда возможен радиационный захват нейтрона (n,γ). Этот процесс будет конкурировать
9. σ - сечения деления и радиационного захвата. Для одновременного учета как числа нейтронов на акт деления,
10. Величина η зависит от вида горючего и от энергии нейтронов. η является важнейшей характеристикой ядер горючего.
11. В природе встречаются только, три изотопа, которые могут служить ядерным топливом или сырьем для его получения.
13. Замедляющие свойства активной среды приближенно могут быть описаны тремя величинами: вероятностью нейтрону избежать поглощения замедлителем во
14. Для оценки коэффициента размножения k∞ теплового реактора используется приближенная формула четырех сомножителей: k∞ = ηpfε Величина
17. .
23. БРЕСТ — разрабатывающийся в настоящее время в России проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем,
24. БРЕСТ-ОД-300 Необходим для отработки новых конструктивных решений и опробования их на относительно небольшом и менее дорогом
25. Понимание того, что замкнутый цикл использования ядерного топлива является чрезвычайно перспективным в ядерной энергетике и кардинально
29. В 2010 году правительство РФ утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии нового поколения на период 2010—2015
30. В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым
31. Активная зона набирается из ТВС с бесчехловыми пучками стержневых твэлов с (U-Pu-MA)N таблеточным топливом равновесного состава,
32. Сталь-свинцовый отражатель формируется из очехлованных блоков. В блоках, граничащих с активной зоной, установлены органы периферийной системы
33. В составе ТВС центральной подзоны профилирования размещаются двухпозиционные активно-пассивно гидроуправляемые РО ЦСО (центральной системы останова), плотность
34. Хельсинки Санкт-Петербург Таллин Сосновый Бор 10 км 220 км 70 км 265 км
41. Номинальная тепловая мощность Номинальная электрическая мощность Давление в БС Среднее паросодержание на выходе из реактора Высота
43. БЩУ-2. Место ВИУР
44. Топливные сборки в центральном зале
45. Системы контроля, управления и защиты
46. Хранилище ОЯТ
47. Комплекс ТРО Оборудование системы АСКРО Центральный щит радиационного контроля Оборудование системы АКРБ-08
48. Колебания естественного фона 0,10-0,14 мкЗв / час не связаны с деятельностью ЛАЭС Мощность дозы в районе
49. 98 84 83 85 87 86 88 90 91 93 92 94 96 95 97 99
52. Многофункциональный тренажёр Стенд человеко-машинного интерфейса Панели БЩУ-Н Виртуальный тренажёр РЗМ Технические средства обучения
69. Скачать презентацию

Слайд 2

Коэффициент размножения нейтронов
Коэффициент размножения равен отношению количества нейтронов в одном поколении

к их количеству в предыдущем поколении.
Для идеальной среды бесконечных размеров - k∞.
Коэффициент размножения нейтронов в физической системе - k.
k = k∞P.
Р - вероятность для нейтрона не уйти из активной зоны.

Слайд 3

Р зависит от состава активной зоны, ее размеров, формы, а также

от того, в какой степени окружающее активную зону вещество отражает нейтроны.
С возможностью ухода нейтронов за пределы активной зоны связаны важные понятия критической массы и критических размеров. Критическим размером называется размер активной зоны, при котором k = 1. Критической массой называется масса активной зоны критических размеров. Очевидно, что при массе ниже критической цепная реакция не идет, даже если k∞ > 1.

Слайд 4

Наоборот, заметное превышение массы над критической ведет к неуправляемой реакции -

взрыву. Если в первом поколении имеется N нейтронов, то в n-м поколении их будет Nkn. Поэтому при k = 1 цепная реакция идет стационарно, при k < 1 реакция гаснет, а при k > 1 интенсивность реакции нарастает. При k = 1 режим реакции называется критическим, при k > 1 – надкритическим и при k < 1 – подкритическим.

Слайд 5

Первой величиной, определяющей k∞
(или k), является среднее число нейтронов,
испускаемых в одном

акте деления.
Число зависит от вида горючего и от энергии
падающего нейтрона.
В таблице приведены значения основных
изотопов ядерной энергетики как для тепловых,
так и для быстрых (Е = 1 МэВ) нейтронов.

Слайд 6

Значения ν, η для делящихся изотопов
ν – среднее число нейтронов на

один акт деления
η – среднее число нейтронов на один акт поглощения

Слайд 7

Энергетический спектр нейтронов, испущенных при делении тепловыми нейтронами ядра 235U

Слайд 8

При столкновении нейтрона с тяжелым
ядром всегда возможен радиационный
захват нейтрона

(n,γ). Этот процесс будет
конкурировать с делением и тем самым
уменьшать коэффициент размножения.
Отсюда вытекает, что второй физической
величиной, влияющей на коэффициенты
k∞, k, является вероятность деления при
захвате нейтрона ядром делящегося
изотопа. Эта вероятность для
моноэнергетических нейтронов равна:

Слайд 9

σ - сечения деления и радиационного захвата. Для одновременного учета

как числа нейтронов на акт деления, так и вероятности радиационного захвата вводится коэффициент η, равный среднему числу вторичных нейтронов на один захват нейтрона делящимся ядром.

Слайд 10

Величина η зависит от вида горючего и от энергии нейтронов.
η

является важнейшей характеристикой ядер горючего. Цепная реакция может идти только при η > 1. Качество горючего тем выше, чем больше значение η.

Слайд 11

В природе встречаются только, три изотопа, которые могут служить ядерным топливом

или сырьем для его получения. Это изотоп тория 232Th и изотопы урана 238U и 235U. Из них первые два цепной реакции не дают, но могут быть переработаны в изотопы, на которых реакция идет. Изотоп 235U сам дает цепную реакцию. В земной коре тория в несколько раз больше, чем урана. Природный торий практически состоит только из одного изотопа 232Th. Природный уран в основном состоит из изотопа 238U и только на 0.7% из изотопа 235U.

Слайд 12

Слайд 13

Замедляющие свойства активной среды приближенно могут быть описаны тремя величинами:

вероятностью нейтрону избежать поглощения замедлителем во время замедления, вероятностью р избежать резонансного захвата ядрами 238U и вероятностью f тепловому нейтрону поглотиться ядром горючего, а не замедлителя. Величина f называется обычно коэффициентом теплового использования.

Слайд 14

Для оценки коэффициента размножения k∞ теплового реактора используется приближенная формула четырех

сомножителей:
k∞ = ηpfε
Величина ε называется коэффициентом размножения на быстрых нейтронах. Вводится для того, чтобы учесть, что часть быстрых нейтронов может произвести деление, не успев замедлиться. По своему смыслу коэффициент ε всегда превышает единицу. Но это превышение обычно невелико. Типичным для тепловых реакций является значение ε = 1.03.

Слайд 15

Слайд 16

Слайд 17

.

Слайд 18

Слайд 19

Слайд 20

Слайд 21

Слайд 22

Слайд 23

БРЕСТ — разрабатывающийся в настоящее время в России проект реакторов на быстрых

нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара. Этот проект разрабатывается с конца 80-х годов после специального конкурса, объявленного ГКНТ СССР, однако до сих пор находится в стадии поиска оптимальных решений в области систематизации, организации проектных работ и в части конструкции отдельных элементов реакторной установки и её оборудования. Главный конструктор реакторной установки — НИКИЭТ имени Н. А. Доллежаля.
Изначально разрабатывался на электрическую мощность 1200 МВт

Слайд 24

БРЕСТ-ОД-300
Необходим для отработки новых конструктивных решений и опробования их

на относительно небольшом и менее дорогом в реализации проекте. Кроме того, выбранная мощность 300 МВт (эл.) и 700 МВт (тепл.) является минимально необходимой для получения коэффициента воспроизводства топлива в активной зоне, равного единице.

Слайд 25

Понимание того, что замкнутый цикл использования ядерного топлива является чрезвычайно перспективным

в ядерной энергетике и кардинально увеличит эффективность использования природного урана, пришло ещё несколько десятилетий назад. Суть его в том, что из топлива, отработавшего в реакторах на тепловых нейтронах, может быть наработано новое топливо для реакторов на быстрых нейтронах, например вследствие следующей ядерной реакции:

Слайд 26

Слайд 27

Слайд 28

Слайд 29

В 2010 году правительство РФ утвердило федеральную целевую программу «Ядерные энерготехнологии

нового поколения на период 2010—2015 гг. и на перспективу до 2020 г.», в которой был провозглашён курс на создание замкнутого топливного цикла и осуществления проекта коммерческого реактора на быстрых нейтронах.

Слайд 30

В связи с этим в программе предусмотрена разработка проектов реакторов на

быстрых нейтронах со свинцовым, натриевым и свинцово-висмутовым теплоносителем, что, возможно, приведёт к осуществлению проекта БРЕСТ, однако следует отметить, что кроме него в программе будут участвовать и другие инновационные проекты: БН-1200 (с натриевым теплоносителем) и СВБР (со свинцово-висмутовым теплоносителем).

Слайд 31

Активная зона набирается из ТВС с бесчехловыми пучками стержневых твэлов с

(U-Pu-MA)N таблеточным топливом равновесного состава, контактным теплопроводным подслоем и оболочкой из 12%Cr-1%Si стали ферритно-мартенситного класса. Свойственного сталям этого класса низкотемпературного радиационного охрупчивания удается избежать благодаря высокой температуре начала облучения. Радиальное профилирование энерговыделения и одновременно расхода теплоносителя осуществляется изменением диаметральных размеров твэлов, возрастающих от центра к периферии, при однородном шаге размещения сборок и составе топлива загружаемых ТВС. Особенностью активной зоны с топливом равновесного состава является стабилизация пространственного распределения мощности по ТВС и твэлам.

Слайд 32

Сталь-свинцовый отражатель формируется из очехлованных блоков. В блоках, граничащих с активной

зоной, установлены органы периферийной системы СУЗ: РО АЗ и РО КР-АР, содержащие пэлы с поглощающими таблетками из B4C и Er2O3 соответственно, и пневмогидравлические устройства обратной связи эффективности отражателя по расходу. Эти устройства не входят в состав СУЗ, выполнены в виде колокола со столбами свинца, уровень которого поджат сверху газом и определяется напором теплоносителя на входе в активную зону.

Слайд 33

В составе ТВС центральной подзоны профилирования размещаются двухпозиционные активно-пассивно гидроуправляемые РО

ЦСО (центральной системы останова), плотность пэлов которых с полиборидом вольфрама несколько превышает плотность свинца. При снижении расхода теплоносителя в первом контуре ниже 0,25 от номинала происходит пассивное срабатывание РО ЦСО. Часть РО ЦСО снабжена инициаторами пассивного срабатывания по превышению выходной температуры теплоносителя заданного уровня. Все боросодержащие пэлы имеют вентилируемую конструкцию.

Слайд 34

Хельсинки
Санкт-Петербург
Таллин
Сосновый Бор
10 км
220 км
70 км
265 км

Слайд 35

Слайд 36

Слайд 37

Слайд 38

Слайд 39

Слайд 40

Слайд 41

Номинальная
тепловая
мощность Номинальная
электрическая
мощность Давление в БС
Среднее
паросодержание
на выходе
из реактора Высота активной
зоны Диаметр
активной зоны Шаг технологи-
ческой решетки Количество топ-
ливных

каналов Количество
стержней СУЗ

3 200
МВт

1 000
МВт

7 МПа

14 %

7 м

11,8 м

250*250
мм

1693
(1661)

190
(222)

РУ РБМК-1000: основные характеристики

Слайд 42

Слайд 43

БЩУ-2. Место ВИУР

Слайд 44

Топливные сборки в центральном зале

Слайд 45

Системы контроля, управления и защиты

Слайд 46

Хранилище ОЯТ

Слайд 47

Комплекс ТРО
Оборудование системы АСКРО
Центральный щит радиационного контроля
Оборудование системы АКРБ-08

Слайд 48

Колебания естественного фона 0,10-0,14 мкЗв / час не связаны с деятельностью

ЛАЭС

Мощность дозы в районе Ленинградской АС

Слайд 49

98
84
83
85
87
86
88
90
91
93
92
94
96
95
97
99
00
01
02
03-10
< 2
34
36
39
29
18
23
13
6
11
6
6
5
7
4
4
4
82
89
Среднесуточные выбросы ИРГ, % от ДВ

Слайд 50

Слайд 51

Слайд 52

Многофункциональный тренажёр
Стенд человеко-машинного интерфейса
Панели БЩУ-Н
Виртуальный тренажёр РЗМ
Технические средства обучения

Слайд 53

Слайд 54

Слайд 55

Слайд 56

Слайд 57

Слайд 58

Слайд 59

Слайд 60

Слайд 61

Слайд 62

Слайд 63

Слайд 64

Слайд 65

Слайд 66

Слайд 67