Ядерные реакции в звездах Физические основы ядерного синтеза Термоядерный синтез в земных условиях Токамак Реакторная технология Перспективы термоядерной энергетики Корпус ядерного реактора

Ядерная физика


Топливо для реакторов на быстрых нейтронах

В реакторах на быстрых нейтронах при подборе конструкционных и технологических материалов избегают применения веществ с низким массовым числом, которые могут замедлить нейтроны. Сечение поглощения быстрых нейтронов обычно мало и захват нейтронов в таком реакторе представляет меньшую опасность по сравнению с тепловыми реакторами. Возможности для выбора материалов здесь шире. Но для реактора на быстрых нейтронах необходимо обогащенное топливо, содержащее не менее 15-25% делящегося вещества. В связи с небольшими размерами активной зоны реакторов на быстрых нейтронах возрастают требования к теплоотводу.

В реакторах на быстрых нейтронах обычно используют высокообогащённое по 235U топливо в виде диоксида или (чаще) нитрида урана. В последнее время предложено использовать топливо на основе смеси оксидов плутония и урана (МОКС-топливо). В новом поколении реакторов на быстрых нейтронах было предложено использовать не только оксиды плутония и урана (мокс-топливо), но и нитридное топливо (UN-PuN). Смешанное уран-плутониевое нитридное топливо является наиболее перспективным для быстрых реакторов. В основу процесса синтеза порошков нитридов урана из слитков металла положены следующие операции: перевод металла в порошок через ряд циклов гидрирования и дегидрирования; азотирование порошка урана и оставшегося гидрида газообразным азотом до получения UNx. Полученные порошки нитрида урана (UNx) содержат от 6,2 до 8,3 мас.% азота. Площадь удельной поверхности находится в пределах 0,40-0,67 м2/г, а насыпная плотность образцов - в пределах 2,5 - 3,9 г/см3.

Топливо для гомогенных реакторов

В гомогенных атомных реакторах делящееся вещество и замедлитель - находятся в смеси, образующей однородную для нейтронов среду. Примером может служить раствор ядерного топлива в воде или взвесь в воде. 1.3 Замедлители нейтронов

Замедлитель нейтронов - материал в реакторе, предназначенный для уменьшения кинетической энергии (скорости) быстрых нейтронов, образующихся в результате деления ядер урана, до тепловых уровней. Тепловые нейтроны с много большей вероятностью вызывают деление ядер урана-235. Вода легкая - самое дешевое и распространенное в природе вещество, которое может быть использовано в качестве замедлителя и рабочего тела ЯЭУ. Ядерные реакции). Захват нейтронов ядрами (М) с зарядовым числом Z и массовым числом А часто приводит к ядерным реакциям, в результате которых возникает явление искусственной радиоактивности.

Вода тяжелая - тяжелая вода ф2О) по сравнению с обычной имеет значительно лучшие ядерно- физические свойства. Она почти не поглощает тепловых нейтронов, поэтому является лучшим замедлителем. Применение тяжелой воды в качестве замедлителя позволяет использовать в качестве топлива природный уран; уменьшается первоначальная загрузка топлива и ежегодное его потребление. Однако стоимость тяжелой воды очень высока.

Графит - минерал, одна из кристаллических форм углерода. В ядерных реакторах используется графит ядерной чистоты в качестве замедлителя нейтронов.

Графит ядерной чистоты - графит, из которого в основном удалены вещества, поглощающие нейтроны.

Замедлитель служит для уменьшения энергии нейтронов, испускаемых в процессе деления, примерно от 1 МэВ до тепловых энергий около 0,025 эВ. Поскольку замедление происходит главным образом в результате упругого рассеяния на ядрах неделящихся атомов, масса атомов замедлителя должна быть как можно меньше, чтобы нейтрон мог передавать им максимальную энергию. Кроме того, у атомов замедлителя должно быть мало (по сравнению с сечением рассеяния) сечение захвата, так как нейтрону приходится многократно сталкиваться с атомами замедлителя, прежде чем он замедляется до тепловой энергии. Наиболее распространенные замедлители нейтронов слабо поглощают тепловые нейтроны.

Керамическое топливо - ядерное топливо, состоящее из тугоплавких соединений, например, оксидов, карбидов, нитридов.

Силумин - лёгкие литейные сплавы алюминия (основа) с кремнием (3 - 13%, иногда до 26%) и некоторыми другими элементами (Cu, Mn, Mg, Zn, Ti, Be).

Наилучшим замедлителем является водород, поскольку его масса почти равна массе нейтрона и, следовательно, нейтрон при соударении с водородом теряет наибольшее количество энергии.

Поглотитель нейтронов - материал, с которым нейтроны интенсивно взаимодействуют посредством реакций, приводящих к исчезновению нейтронов как свободных частиц.

Топливо для реакторов на тепловых нейтронах При правильном выборе замедлителя реактор на тепловых нейтронах может работать на любом топливе - от природного урана до обогащенного урана и плутония. Топливо для ВВЭР В топливных таблетках для реакторов ВВЭР-440 и ВВЭР-1000 в качестве выгорающего поглотителя используется гадолиний (содержание оксида гадолиния варьируется в интервале 3 - 8% масс).

Теплоноситель - флюид (гелий, воздух, углекислый газ, вода, водяной пар, органическая жидкость, жидкий металл, расплав солей), циркулирующий через активную зону, чтобы вынести тепло, генерируемое в ней делением и радиоактивным распадом, к парогенераторам или теплообменникам, где это тепло передается теплоносителю второго контура.

Под действием ионизирующего излучения происходит разложение воды (радиолиз) с участием следующих реакций

Натрий является хорошим теплоносителем, но у него есть недостатки: в нем наводится радиоактивность, у него низкая теплоемкость, он химически активен и затвердевает при комнатной температуре

 


Топливо для реакторов на быстрых нейтронах