13. Перечислить основные типы ядерных реакторов

Ядерные реакторы принято классифицировать по следующим признакам:

• по энергии нейтронов, вызывающих деление тяжелых ядер;

• по материалу замедлителя в реакторах на тепловых нейтронах;

• по веществу и состоянию теплоносителя;

• по конструктивному исполнению и назначению.

В зависимости от энергии нейтронов все реакторы можно классифицировать на реакторы на быстрых нейтронах (БН), тепловых и промежуточных нейтронах . В настоящее время практически распространены только реакторы БН и на тепловых нейтронах. Концентрация делящихся нуклидов в реакторах БН значительно выше, чем в реакторах на тепловых нейтронах, поэтому для них требуется высокообогащенное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используют обогащенное топливо или природный уран.

В реакторах на тепловых нейтронах сгорает уран-235 и воспроизводится плутоний-239 в количестве, значительно меньшем количестве сжигаемого топлива. В реакторах БН возможно расширенное воспроизводство плутония, потому что количество воспроизведенного ядерного топлива превышает количество израсходованного. Процесс воспроизводство позволяет увеличивать запасы ядерного горючего.

Классификация по виду замедлителя. В реакторах на тепловых нейтронах в качестве замедлителя используется обычная вода, тяжелая вода, графит, бериллий или некоторые органические соединения. Наибольшее распространение получили реакторы с легководным, графитовым и тяжеловодным замедлителями.

Классификация по виду теплоносителя. В качестве теплоносителя используют обычную и тяжелую воду, некоторые газы и жидкие металлы. Теплоноситель должен иметь хорошие теплофизические свойства, не разрушать конструктивные материалы и обладать термической и радиационной стойкостью. Таким образом,ядерные реакторы могут быть с легководным, тяжеловодным, газовым и жидкометаллическим замедлителем.

Классификация по конструктивному исполнению. По этому признаку реакторы можно разделить накорпусные, канальные и бассейновые.

В корпусных реакторах активная зона заключена в прочный корпус, рассчитанный на высокое давление теплоносителя.

В канальных реакторах активная зона пронизывается технологическими каналами, в которых размещается топливо, омываемое потоками теплоносителя.

В бассейновых реакторах активная зона размещается в бассейне, заполненном обычной или тяжелой водой, которая также может принудительно циркулировать в активной зоне, омывая топливные элементы.

Конструкция реактора на медленных нейтронах определяется в основном выбранными теплоносителем и замедлителем. Поэтому реакторы могут быть:

• канальные водографитовые,

• корпусные водо-водяные,

• тяжеловодные (канальные водо-водяные),

• газоохлаждаемые (газографитовые),

• на быстрых нейтронах (БН).

14. Описать процессы происходящие с нейтронами в период от рождения до поглощения в уране 235

15. Написать формулу четырех сомножителей, реактивности, периода для реактора, работающего на постоянном уровне мощности

Коэффициент размножения нейтронов k — отношение числа нейтронов последующего поколения к числу нейтронов в предшествующем поколении во всём объеме размножающей нейтронной среды (активной зоны ядерного реактора). В общем случае, этот коэффициент может быть найден с помощьюформулы четырёх сомножителей:

, где

• k₀ — 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.

Коэффициент размножения на быстрых нейтронах μ — показатель, учитывающий влияние деления ядер ²³⁸U быстрыми нейтронами на ход цепной реакции в реакторе на тепловых нейтронах.

Вероятность избежать резонансного захвата φ — значение, характеризующее количество нейтронов, которые не будут захвачены другими элементами, входящими в ядерное топливо помимо самого делящегося элемента.

Коэффициент использования тепловых нейтронов θ — параметр цепной ядерной реакции, показывающий, какая доля тепловых нейтроновпоглощается ядерным горючим.

Выход нейтронов на одно поглощение η — среднее количество нейтронов, образующихся при поглощении нейтрона атомом ядерного топлива с последующим его делением в ходе цепной ядерной реакции.