Состав ядерного реактора

1. Активная зона

- тепловыделяющие элементы (могут быть тепловыделяющие сборки);

- замедлитель;

- различные конструкционные материалы (в т. ч. дистанционирующие устройства для придания механической жесткости)

- органы регулирования цепной реакции (для компенсации изменения изотопного состава активной зоны при работе реактора)

2. Отражатель (для уменьшения утечки нейтронов в тепловых реакторах)

Зона воспроизводства (для наработки ядерного топлива в быстрых реакторах)

3. Корпус с внутрикорпусной защитой

2. Классификация ядерных реакторов.

1. По назначению

- энергетические;

- промышленные (военные);

- транспортные;

- исследовательские и экспериментальные;

- многоцелевые;

2. По нейтронно-физическим характеристикам

- на быстрых нейтронах;

- на промежуточных нейтронах;

- на тепловых нейтронах.

3. По виду замедлителя

- легководные;

- тяжеловодные;

- графитовые;

- бериллиевые.

4. По виду теплоносителя

- водяные;

- газовые;

- жидкометаллические.

5. По структуре активной зоны

- гомогенные;

- гетерогенные.

6. По конструктивному исполнению

- корпусные (кипящие и с водой под давлением);

- канальные;

7. По характеристикам топлива

- по обогащению (природный уран и обогащенный уран);

- по агрегатному состоянию (твердое, растворы солей, диспергированное топливо);

- по кристаллическому состоянию (металлический уран, легированный уран, керамическое топливо (двуокись), расплав, нитридное топливо)

8. По виду воспроизводимого материала

- уран-плутониевые;

- ториевые.

3. Основные типы ядерных реакторов.

4. Источники энерговыделения ядерного реактора. Распределение источников энерговыделения по ядерному реактору.

Источники энерговыделения в ядерном реакторе

Распределение энергии, выделенной за 1 акт деления (МэВ)

Осколки деления	168
Мгновенные нейтроны	4,8
Мгновенные -кванты	7,8
Нейтрино	13
Запаздывающие -кванты	6
-излучение осколков деления	8
Захватная энергия	5…10
Всего	212,6…217,6

Энергия нейтрино не превращается в теплоту, поэтому практически на 1 акт деления выделяется  200 МэВ энергии.

Захватная энергия выделяется при захвате нейтронов ядрами ²³⁸U, замедлителем и конструкционными материалами. Например

²³⁸U + n  ²³⁹U* -

¹⁰B + n  ¹¹B* -

Т. е. захватная энергия зависит от вида реакции захвата и не имеет постоянной величины

Е_захв(H₂O) = 2,23 МэВ

Е_захв (Na) = 11 МэВ.

Захватное излучение зависит также от кампании реактора, т. к. меняется изотопный состав топлива. Так для ВВЭР-1000

В среднем на 1 г ²³⁵U выделяется 1 МВтсут

Реально, с учетом поглощения на выработку 1 МВтсут идет 1,2…1,3 г ²³⁵U.

Распределение энергии деления по ядерному реактору

L_i – длина потери энергии i-го типа.

i – вид энергии (энергия осколков, энергия нейтронов и т. д.)

Длина потери энергии – среднее расстояние на котором выделяется энергия i-го типа.

L_{оск. д} ~  м (энергия выделяется внутри топлива)

L_ ~ мм (энергия выделяется в топливе и теплоносителе)

L_n ~ 10 см (энергия выделяется в теплоносителе)

L­_ ~ 1…10 см (энергия выделяется в теплоносителе)

W – вероятность неупругого рассеяния (характеристика реактора).

Д ля тепловых реакторов:

W  0  L_n² = L_{n еl}²

- средняя потеря энергии

- количество упругих столкновений

Для быстрых реакторов:

W  1  L_n² = L²_{n in} + L_²

L_n больше размера ТВЭЛ, но меньше размеров активной зоны.

- вероятность избежать утечки i-го типа.

Для больших реакторов (энергетических) P_i  1, т. е. вероятность утечки за пределы активной зоны

Оценим величину энергии, которая может уйти из активной зоны реактора.

- количество нейтронов, вылетающих за пределы активной зоны за 1 акт деления

E_захв ~ 3,5 МэВ – для большинства конструкционных материалов;

Т. е. за пределами активной зоны выделяется максимум ( - 1) E_захв = 1,42  3  5 МэВ энергии на каждый акт деления, что составляет менее 3 %.

Даже если все нейтроны будут поглощены за пределами активной зоны (что не может быть) эта энергия составит 6…10 %.

Т. е. основная доля энергии деления выделяется в пределах активной зоны.

Т. к. осколки деления остаются в ядерном реакторе, а энерговыделение прямо пропорционально количеству осколков деления, то можно судить о распределении энергии по реактору.