Томский политехнический университетЯДЕРНАЯ ЭНЕРГЕТИКА:НАСТОЯЩЕЕ И БУДУЩЕЕИгорь 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 = 1.602 x 10-13 Дж (1 МэВ =1 000 000 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
1р1(чёт.) 0n1(нечёт.)
Деление под действием
быстрых нейтронов
Чётно-чётные ядра
1р1(чёт.) 0n1(чёт.)
Спонтанное деление
Чётно-чётные ядра
92U233; 92U235; 94Pu239 – нечётно-чётные ядра
92U238 – чётно-чётное ядро

ДЕЛЕНИЕ ЯДЕР U235 И U238
Основным видом топлива в ядерных реакторах является смесь изотопов урана
Изотоп U235 – ядерное горючее реакторов на тепловых нейтронах
Изотоп U238 – сырьевой (воспроизводящий) нуклид (изотоп)
В результате исследований было установлено, что деление изотопа урана 238U 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 238U, только 1 вызовет деление.
При меньших энергиях возможны только радиационный захват или рассеяние. Причем при энергиях 7 эВ - 200 эВ сечение захвата очень сильно возрастает (Резонансный захват). Нейтроны поглощаются без деления и выбывают из цепной реакции.
Для изотопа урана 235U деление возможно нейтронами любых энергий, однако вероятность деления (сечение реакции деления) для тепловых нейтронов в 100 раз больше чем для быстрых нейтронов c энергией 5 - 6 МэВ.

ДЕЛЕНИЕ ТЕПЛОВЫМ НЕЙТРОНОМ
236U – «составное» ядро
(энергия возбуждения ядра велика)
92Kr и 141Ba – осколки (продукты) деления
(высокоэнергетические тяжелые
заряженные частицы)

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР U235

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
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.

УПРАВЛЕНИЕ ЯДЕРНЫМ РЕАКТОРОМ
(стержни управления)
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 238U и 235U.
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 238U,
но на 1 нейтрон, вызвавший деление 238U, 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 = 0.5 - реакция затухающая.
Можно сделать вывод, что при наличии только одного изотопа 238U 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 235U
Однако в процессе замедления в какой-то момент времени энергия нейтронов будет находиться в диапазоне 7 эВ - 200 эВ, где сечение захвата для ядер 238U очень сильно возрастает (резонансное поглощение).
Поэтому до тепловой энергии, где вероятность деления 235U максимальна, сможет замедлиться лишь малая часть нейтронов.
В естественном уране количество изотопа 235U составляет 0.7 % остальное 238U

ЦЕПНАЯ РЕАКЦИЯ ДЕЛЕНИЯ
(способы осуществления)
Способ 1 - Для осуществления ЦРД необходимо произвести обогащение - увеличить концентрацию изотопа 235U таким образом, чтобы нейтроны после рождения сталкивались с ядрами 235U чаще, чем с ядрами 238U. 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 235U максимальна.
В этом случае мы можем получить цепную реакцию в смеси изотопов урана с меньшим обогащением по 235U.

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 (Н2О) - реакторы типа PWR, ВВЭР.
Тяжелую воду (D2O) - 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 U235 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
Качество замедлителя уменьшается в порядке D2O>C>Be>H2O.

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 kэфф)

БАЛАНС ЭНЕРГИИ, ВЫДЕЛЯЮЩЕЙСЯ
ПРИ ДЕЛЕНИИ ЯДЕР U235
Кинетическая энергия осколков деления 82.0%
Кинетическая энергия нейтронов деления 2.5%
Энергия излучения γ-квантов 5.3%
Энергия излучения β-распада 3.4%
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 (1000 0С)
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:
СН4 + Н2О СО + ЗН2 – 206 кДж
СН4 + СО2 2СО + 2Н2 – 248 кДж
CH4 + 0,5О2 CO + 2H2 + 38 кДж
СО + Н2О СО2 + Н2 + 41 кДж
Высокотемпературную конверсию осуществляют в отсутствие катализаторов при температурах 1350—1450 °С и давлениях до 30—35 кгс/см2, или 3—3,5 Мн/м2; при этом происходит почти полное окисление метана и др. углеводородов кислородом до CO и H2.
CO и H2 легко разделяются.

ПОЛУЧЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ ВОДОРОДА
Восстановление железа из руды:
3CO + Fe2O3 → 2Fe + 3CO2
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 400-450°C и выше происходит восстановление железа (Fe) водородом из его любого оксида, например:
Fe2O3 + 3H2 = 2Fe + 3H2O

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

ЯДЕРНЫЙ РАКЕТНЫЙ ДВИГАТЕЛЬ
(МАРШЕВЫЙ)
Составляющие
Т-Д цикл ЯРД
1- блок с рабочим телом (жидкий H2)
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
U238 и Th232 – сырьевые (воспроизводящие) нуклиды
U238 + U235 – ядерное топливо
Th232 + U235(Pu239) – ядерное топливо
Th232 + U235(Pu239) → Th232 + U233 + U235(Pu239)
Th232 + U233 – ядерное топливо
накопление
выгорание
«запал»