Томский политехнический университет ЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА: НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕ Игорь Владимирович Шаманин

ДЕЛЕНИЕ ЯДРА Деление ядра процесс расщепления атомного ядра на два ядра с близкими массами, называемых осколками деления. В результате деления могут возникать и другие продукты реакции: лёгкие ядра (в основном альфа-частицы), нейтроны и гамма-кванты. Деление бывает спонтанным (самопроизвольным) и вынужденным (в результате взаимодействия с другими частицами, прежде всего, с нейтронами). Деление тяжёлых ядер экзотермический процесс, в результате которой высвобождается большое количество энергии в виде кинетической энергии продуктов реакции, а также излучения. Деление ядер служит источником энергии в ядерных реакторах и ядерном оружии

ВЕРОЯТНОСТЬ РЕАКЦИИ ДЕЛЕНИЯ И ЭНЕРГИЯ НЕЙТРОНА Что влияет на микроскопическое сечение реакций (вероятность реакций)? Основной фактор, это энергия нейтрона, которую он имеет перед столкновением с ядром. Нейтроны, сталкивающиеся с ядрами, обладают различной энергией. В физике ядерного реактора принята единица измерения энергии – мегаэлектрон-вольт [МэВ] 1 МэВ = x Дж (1 МэВ = эВ). В зависимости от энергии принято делить нейтроны на группы: тепловые энергия движения которых соизмерима энергией теплового движения атомов среды Е < 0.5 эВ. замедляющиеся энергия которых лежит в диапазоне от 0.5 эВ до 2000 эВ. быстрые E > 2000 эВ.

ДЕЛЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ЯДЕР Деление под действием тепловых нейтронов Нечётно-чётные ядра 1 р 1 (чёт.) 0 n 1 (нечёт.) Деление под действием быстрых нейтронов Чётно-чётные ядра 1 р 1 (чёт.) 0 n 1 (чёт.) Спонтанное делениеЧётно-чётные ядра 92 U 233 ; 92 U 235 ; 94 Pu 239 – нечётно-чётные ядра 92 U 238 – чётно-чётное ядро

ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР U 235 И U 238 Основным видом топлива в ядерных реакторах является смесь изотопов урана Изотоп U 235 – ядерное горючее реакторов на тепловых нейтронах Изотоп U 238 – сырьевой (воспроизводящий) нуклид (изотоп) В результате исследований было установлено, что деление изотопа урана 238 U возможно только нейтронами с энергией большей 1 МэВ, но вероятность деления (сечение реакции деления), при таких энергиях в 4 раза меньше чем захвата или рассеяния. Другими словами из 5 нейтронов столкнувшихся с ядром 238 U, только 1 вызовет деление. При меньших энергиях возможны только радиационный захват или рассеяние. Причем при энергиях 7 эВ эВ сечение захвата очень сильно возрастает (Резонансный захват). Нейтроны поглощаются без деления и выбывают из цепной реакции. Для изотопа урана 235 U деление возможно нейтронами любых энергий, однако вероятность деления (сечение реакции деления) для тепловых нейтронов в 100 раз больше чем для быстрых нейтронов c энергией МэВ.

ДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОВЫМ НЕЙТРОНОМ 236 U – «составное» ядро (энергия возбуждения ядра велика) 92 Kr и 141 Ba – осколки (продукты) деления (высокоэнергетические тяжелые заряженные частицы) ЯдроU 233 U 235 Pu 239 2,492,422,87 198,5204,3210,3 160,5166,0171,5

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР U 235

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (коэффициент размножения) Коэффициент размножения нейтронов k отношение числа нейтронов последующего поколения к числу в предшествующем поколении во всём объеме размножающей нейтроны среды (активной зоны ядерного реактора). В общем случае, этот коэффициент может быть найден с помощью формулы четырёх сомножителей:, где k 0 коэффициент размножения в бесконечной среде; μ Коэффициент размножения на быстрых нейтронах; φ Вероятность избежать резонансного захвата; θ Коэффициент использования тепловых нейтронов; η Выход нейтронов на одно поглощение.

0n10n1 U 23 5 осколки U n10n1 0n10n1 осколки U n10n1 0n10n1 осколки U n10n1 0n10n1 0n10n1 0n10n1 УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ (стержни управления) Эффективный к-нт размножения Р – утечка нейтронов из активной зоны конечных размеров

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ В ЯДЕРНОМ ТОПЛИВЕ

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (возможность осуществления) Реакция деления в смеси изотопов урана 238 U и 235 U. В отдельных актах деления энергия рождающихся нейтронов может принимать значения от 100 эВ до 10 МэВ. Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВ. Нейтроны с такой энергией, могут разделить изотопы 238 U, но на 1 нейтрон, вызвавший деление 238 U, придется четыре захваченных без деления (поглощение без деления в 4 раза более вероятно, чем поглощение с делением) в результате деления возникает в среднем 2,5 нейтрона следовательно, коэффициент размножения Кэф = (4+1)/2.5 = реакция затухающая. Можно сделать вывод, что при наличии только одного изотопа 238 U осуществить цепную реакцию невозможно.

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (рассеяние нейтронов) Средняя энергия нейтронов деления составляет около 2 МэВ В результате рассеяния на тяжелых ядрах они потеряют часть своей энергии (замедлятся) Чем ниже их энергия, тем больше эффективное сечение деления для изотопа 235 U Однако в процессе замедления в какой-то момент времени энергия нейтронов будет находиться в диапазоне 7 эВ эВ, где сечение захвата для ядер 238 U очень сильно возрастает (резонансное поглощение). Поэтому до тепловой энергии, где вероятность деления 235 U максимальна, сможет замедлиться лишь малая часть нейтронов. В естественном уране количество изотопа 235 U составляет 0.7 % остальное 238 U

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ (способы осуществления) Способ 1 - Для осуществления ЦРД необходимо произвести обогащение - увеличить концентрацию изотопа 235 U таким образом, чтобы нейтроны после рождения сталкивались с ядрами 235 U чаще, чем с ядрами 238 U. В этом случае мы можем осуществить цепную реакцию деления на быстрых нейтронах в тяжелой замедляющей среде. Способ 2 - Использование замедлителя, например воды. Если нейтрон после рождения столкнется с ядром водорода, то он сбросит часть своей энергии, после нескольких столкновений (около 14) его энергия снизится до уровня тепловой, где вероятность деления 235 U максимальна. В этом случае мы можем получить цепную реакцию в смеси изотопов урана с меньшим обогащением по 235 U.

ТЕПЛОВЫЕ И БЫСТРЫЕ РЕАКТОРЫ Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано быстрыми нейтронами, называют реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано тепловыми нейтронами называют реакторами на тепловых нейтронах. В таких реакторах обязательно используется замедлитель. В качестве замедлителей обычно используют: Воду (Н 2 О) - реакторы типа PWR, ВВЭР. Тяжелую воду (D 2 O) - реакторы типа CANDU Графит - реакторы типа РБМК, Magnox, HTGR.

АЭС НА БАЗЕ КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Активная зона («графитовая кладка»): высота 8м; диаметр 12м. Замедлитель – графит. РБМК – одноконтурная схема; теплоноситель-вода; кипение воды на выходе из активной зоны (наверху) В активной зоне РБМК-1000 около 5 тонн U 235 в составе топлива.

АКТИВНАЯ ЗОНА КАНАЛЬНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

АЭС НА БАЗЕ КОРПУСНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Двухконтурная схема В случае если теплоноситель – вода, давление в 1-ом контуре велико (нет кипения) Реакторы ВВЭР, PWR

АЭС НА БАЗЕ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

АКТИВНАЯ ЗОНА РЕАКТОРА ВВЭР «Тесная решётка» ТВЭлов в ТВС Вода – замедлитель и (одновременно) теплоноситель

АКТИВНАЯ ЗОНА Активная зона ядерного реактора пространство, в котором происходит контролируемая цепная реакция деления ядер тяжёлых изотопов урана или плутония. В ходе цепной реакции выделяется энергия в виде нейтронного и γ-излучения, β-распада, кинетической энергии осколков деления.

СОСТАВ АКТИВНОЙ ЗОНЫ В состав активной зоны входят: Ядерное топливо (Основой ЯТ является ядерное горючее делящееся вещество) Замедлитель (в реакторах на тепловых нейтронах) Теплоноситель, передающий образующееся тепло за пределы реактора, например для привода электрических генераторов. Устройства системы управления и защиты реактора (СУЗ) Делящееся вещество может быть конструктивно отделено от замедлителя и других элементов активной зоны (гетерогенный реактор), либо быть в смеси с ними (гомогенный реактор).

ЗАМЕДЛИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ В качестве замедлителя используют следующие вещества: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Тяжёлая вода; Графит ( Графито-водный реактор, Графито-газовый реактор); Бериллий; Органические жидкости. Физические свойства некоторых материалов замедлителей Свойство Н2ОН2ОD2OD2OBeC Макроскопическое сечение поглощения Σ а (тепловые), м -1 1,70,00800,130,036 Микроскопическое сечение рассеяния σ s (надтепловые), б 4910,65,94,7 ξ0,9270,5100,2090,158 ξ·Σ s (надтепловые) / Σ а (тепловые) Качество замедлителя уменьшается в порядке D 2 O>C>Be>H 2 O.

ТЕПЛОНОСИТЕЛЬ В качестве теплоносителя применяются: Вода ( Легководный реактор, Водо-водяной реактор); Водяной пар ( Кипящий реактор); Тяжёлая вода; Органические жидкости ( Реактор с органическим теплоносителем); Гелий (Высокотемпературный реактор); Углекислый газ; Жидкие металлы (преимущественно натрий) ( Реактор с жидкометаллическим теплоносителем, в т.ч. реакторы на быстрых нейтронах).

ОТРАЖАТЕЛЬ Снаружи активная зона окружается отражателем для нейтронов, состоящим, как правило, из того же вещества, что и замедлитель. Наличие отражателя необходимо для повышения эффективности использования ядерного топлива и улучшения других нейтронно-физических параметров реактора, так как отражатель возвращает назад в зону часть вылетевших из активной зоны нейтронов. Отражатель уменьшает утечку нейтронов из активной зоны (увеличивает k эфф )

БАЛАНС ЭНЕРГИИ, ВЫДЕЛЯЮЩЕЙСЯ ПРИ ДЕЛЕНИИ ЯДЕР U 235 Кинетическая энергия осколков деления82.0% Кинетическая энергия нейтронов деления2.5% Энергия излучения -квантов5.3% Энергия излучения -распада3.4% Энергия излучения, возникающего при захвате нейтронов без деления 1.5% Энергия нейтрино 5.3% Кинетическая энергия осколков деления ядер является основной частью выделяющейся энергии. Практически все осколки деления остаются в объеме таблеток ядерного топлива, теряя всю свою кинетическую энергию. Материал таблеток нагревается и эта энергия может быть отведена в виде тепла от тепловыделяющих элементов (ТВЭл) ядерного реактора.

РЕАКТОР С ШАРОВЫМИ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИМИ ЭЛЕМЕНТАМИ Теплоноситель – гелий ( С) Топливо (Coated Particles) диспергировано в графитовую матрицу (шары d=6см)

АЭС НА БАЗЕ «БЫСТРОГО» ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

АЭС НА БАЗЕ ТЯЖЕЛОВОДНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

ЭНЕРГОБЛОК НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕПМПЕРАТУРНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ГАЗОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ (ГЕЛИЙ) Реакторы ГТ-МГР; МГР-Т Назначение: Генерация электричества (газовая турбина) Генерация высокопотенциального тепла Генерация водорода (паровая конверсия природного газа)

ЦИРКУЛЯЦИЯ ГЕЛИЯ В ВТГР

ШАРОВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ

АЭС НА БАЗЕ PBMR

ЧЕТЫРЕХМОДУЛЬНАЯ КОНФИГУРАЦИЯ АЭС НА БАЗЕ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

ПОЛУЧЕНИ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА При окислении метана на никелевом катализаторе возможны следующие основные реакции: СН 4 + Н 2 О СО + ЗН 2 – 206 кДж СН 4 + СО 2 2СО + 2Н 2 – 248 кДж CH 4 + 0,5О 2 CO + 2H кДж СО + Н 2 О СО 2 + Н кДж Высокотемпературную конверсию осуществляют в отсутствие катализаторов при температурах °С и давлениях до 3035 кгс/см 2, или 33,5 Мн/м 2 ; при этом происходит почти полное окисление метана и др. углеводородов кислородом до CO и H 2. CO и H 2 легко разделяются.

ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА Восстановление железа из руды: 3CO + Fe 2 O 3 2Fe + 3CO 2 Водород способен восстанавливать многие металлы из их оксидов (такие, как железо (Fe), никель (Ni), свинец (Pb), вольфрам (W), медь (Cu) и др.). Так, при нагревании до температуры °C и выше происходит восстановление железа (Fe) водородом из его любого оксида, например: Fe 2 O 3 + 3H 2 = 2Fe + 3H 2 O

ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ) 1- теневая радиационная защита 2- активная зона 3- сопло 4- боковой отражатель нейтронов (Be)

ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ (МАРШЕВЫЙ) СоставляющиеТ-Д цикл ЯРД 1- блок с рабочим телом (жидкий H 2 ) 2- ядерный реактор (канальная компоновка) 3- сопло

ИСПЫТАННЫЕ ЯРД Nerva 3 (США)Россия

ХИМИЧЕСКИЙ (ЖИДКОСТНОЙ) РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ И ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ Ракетные двигатели а) химический б) ядерный 1- бак с жидким окислителем 2- бак с жидким горючим 3- бак с жидким водородом 4- насос 5- камера сгорания 6- сопло 7- выхлоп газов из турбины 8- турбина 9- ТВЭлы 10- стержни СУЗ 11- теневая защита

УРАНОВЫЙ И ТОРИЕВЫЙ ЯТЦ U 238 и Th 232 – сырьевые (воспроизводящие) нуклиды U U 235 – ядерное топливо Th U 235 (Pu 239 ) – ядерное топливо Th U 235 (Pu 239 ) Th U U 235 (Pu 239 ) Th U 233 – ядерное топливо накопление выгорание «запал»

ПЕРСПЕКТИВНЫЕ ЯТЦ