Физика ядра и ионизирующего излучения. Реакции под действием нейтронов. Деление ядер

1.

Учреждение образования
«Международный государственный экологический университет им.
А.Д. Сахарова»
Факультет мониторинга окружающей среды
ФИЗИКА ЯДРА И
ИОНИЗИРУЮЩЕГО ИЗЛУЧЕНИЯ
Реакции под действием нейтронов.
Деление ядер
Специальность 1-31 04 05
МЕДИЦИНСКАЯ ФИЗИКА
2020-2021 уч. г.

2.

Классификация нейтронов по
энергиям и реакций с участием
нейтронов

3.

Классификация нейтронов по
энергиям
Наименование
Диапазон
кинетических
энергий En,
эВ
Скорость,
un м/с
Длина волны де
Бройля, n м
Средняя
температура***
Tср, К
< 10 7
< 4,4
9 10 8
< 1,2 10 3
Холодные
10 7 5 10 3
4,4 103
4 10 10 9 10 8
1,2 10 3 58
Тепловые
5 10 3 0,5
103 104
4 10 11 4 10 10
58 5,8 103
Резонасные
0,5 104
104 1,4 106
2,9 10 13 4 10 11
5,8 103 1,2 108
Промежуточные
104 106
1,4 106 1,4 107
2,9 10 14 2,9 10 13
1,2 108 1,2 1010
106 2 107
1,4 107 6,1 107
6,4 10 15 2,9 10 14
1,2 1010 2,3 1011
> 2 107
> 6,1 107
< 6,4 10 15
> 2,3 1011
Медленные
Ультрахолодные
Быстрые
Сверхбыстрые
(релятивист
ские)

4.

Реакции с нейтронами
упругое рассеяние;
неупругое рассеяние;
захват нейтрона.

5.

Реакции захвата нейтрона
радиационный захват (n, );
реакции (n,2n), (n,3n), (n,np) и т.п.;
реакции (n,p); (n,d), (n, ) и т.п.;
реакции активации ядер нейтронами;
реакции деления (n,f).

6.

Классификация реакций с
нейтронами
Полное сечение, tot
Полное рассеяние, s
Упругое рассеяние, n,n
Неупругое взаимодействие, X
Поглощение, а
Неупругое рассеяние, n,n
n,
n,d
n,f
n,3n
n,p
n,np
n,
…
Реакции с сохранением нейтрона
Реакции с
исчезновением
нейтрона

7.

Классификация нейтронов по энергиям в целях
обеспечения радиационной безопасности
нейтроны высоких энергий (1 эВ < E < 20
МэВ)
упругое рассеяние (сечения и угловые
распределения);
неупругое рассеяние (сечения, угловые
распределения, выход фотонов);
резонансные реакции (сечения резонансного
поглощения)
реакции деления.
нейтроны низких энергий (< 1 эВ)
радиационный захват
деление ядер

8.

Удельная энергия связи
Экспериментально установленное распределение удельных
энергий связи ядер по значениям чисел нуклонов в ядре А
имеет следующие характерные черты:
В широкой области ядер удельная энергия связи ε слабо
зависит от А;
Для ядер с малыми А удельная энергия имеет «спад».
Для тяжелых ядер средняя удельная энергия связи меньше,
чем для средних, причем с ростом А наблюдается снижение
ее величины.
Для ядер с Z = N удельная энергия выше, чем для других
ядер с тем же значением А.
Четно-четные (по Z и N) ядра имеют в среднем большие
значения ε, чем нечетно-четные, а нечетно-нечетные –
меньшие.

9.

Удельная энергия связи
Удельная энергия связи
ядра ε(A, Z) это энергия связи,
приходящаяся на один нуклон
ε(A, Z) = Eсв(A,Z) / A.

10.

Общие замечания
Реакции деления ядер нейтронами на тяжелых ядрах
являются экзоэнергетическими и протекают обычно
по механизму, близкому к механизму реакций через
составное ядро
Их возможность следует из анализа зависимости
удельной энергии связи от массового числа
В области достаточно больших массовых чисел
реакции деления становятся энергетически
выгодными.
Реакции деления тяжелых ядер были открыты на
ядре 235U немецкими физиками O. Ганном (O. Hann) и
Ф. Штрассманом (F. Straßmann) в 1939г.
Их обозначают символом (n, f) где символ f
происходит от английского слова fission деление.

11.

Энергетический выход реакций
деления ядер нейтронами
В каждом акте деления тяжелых ядер
нейтронами выделяется достаточно
большое количество энергии около
200 МэВ, в основном, в виде
кинетической
энергии
осколков
деления, нейтронов, лептонов и
энергии гамма-квантов

12.

Полная энергия реакции деления
с
последующими
актами
радиоактивных
превращений осколков лежит в пределах от 198,6
(233U) до 225,8 МэВ (252Сf).
Для грубых оценок энергии, выделяющейся в
одном акте деления 235U, 238U или 239Pu ее можно
считать равной 200 МэВ. Она включает в себя
кинетическую энергию осколков деления (~ 170 МэВ),
энергию мгновенных гамма-квантов,
энергию нейтронов деления,
энергию бета-излучения продуктов деления,
энергию гамма-излучения продуктов деления,
энергию, уносимую антинейтрино, возникающем при бетапревращениях.

13.

Механизм деления
Деление тяжелого ядра – это ядерная реакция, в
результате которой происходит расщепление ядра на два
(реже – три и четыре) осколка, сопровождающееся
выделением значительного количества энергии, вылетом
вторичных нейтронов деления и гамма-квантов.
Ядра тяжелых элементов могут делиться самопроизвольно
(спонтанное деление) или под действием нейтронов,
заряженных частиц, гамма-квантов (вынужденное деление).
Наибольшее практическое значение имеет деление ядер
нейтронами. Одни изотопы (например, 233U, 235U, 239Pu)
делятся нейтронами любых энергий, другие (например,
232Th,
236U,
239Pu)
– только нейтронами с энергией,
превышающей порог деления.

14.

Деление ядер
– один из множества процессов, возможных при
взаимодействии нейтронов с ядрами. Именно этот
процесс лежит в основе работы любого ядерного
реактора.
Энергетически выгодно деление тяжелых ядер
(энергия деления Qf > 0 почти для всех ядер с А >
90). Этот вывод легко получить, анализируя
зависимость средней энергии связи нуклона в ядре
от массового числа А. Из этой же зависимости
следует, что с ростом А значение Qf
увеличивается.

15.

Деление ядра
Т.о.,
процесс
деления
самых
тяжелых
ядер
сопровождается выделением большого количества
энергии.
Однако, как показывают результаты эксперимента, даже
такие ядра делятся самопроизвольно (спонтанно) с малой
вероятностью.
Это
означает,
что
существует
энергетический барьер, препятствующий делению, т.е.
для деления с большой вероятностью ядру необходимо
передать извне энергию, превышающую значение
энергетического барьера.
Спонтанное деление из-за малых скоростей не может
использоваться для получения ядерной энергии, но оно
играет важную роль при пусках реакторов как источник
нейтронов, позволяющий инициировать цепную реакцию.

16.

Деление ядра
Для описания процесса деления ядер используется
несколько моделей, но ни одна и них не позволяет
объяснить процесс полностью. Традиционно механизм
деления рассматривается в рамках капельной модели ядра.
Если ядро находится в возбужденном состоянии, то оно
совершает колебательные движения, связанные с
отклонением его формы от сферической. Максимальная
деформация увеличивается с ростом энергии возбуждения
и при некотором значении последней может превысить
критическое значение, что приведет к разрыву исходной
капли и образованию двух новых (состояние V). В этом
случае исходная капля проходит последовательно все
состояния I–IV.
https://www.youtube.com/watch?v=GYCLCC9k2pQ

17.

Процесс деления ядра
I
II
III
IV
V
Барьер деления Wf – разность между максимальным значением
потенциальной энергии и ее значением для сферической капли
(исходного состояния).
Именно барьер деления препятствует самопроизвольному
делению тяжелых ядер.

18.

Деление ядра
Для протекания процесса деления с заметной
вероятностью ядро должно получить извне
энергию,
превышающую
значение
барьера
деления. Такую энергию можно передать ядру
различными способами (облучением гаммаквантами, бомбардировкой частицами и др.). Из
всех
возможных
способов
практическое
применение нашел лишь один – образование
возбужденного
ядра
(компаунд-ядра)
путем
присоединения к исходному ядру нейтрона.
У этого способа есть огромное преимущество по
сравнению с другими по двум причинам.

19.

Деление ядра
Во-первых,
пороговое
значение
кинетической
энергии
(минимальное значение, при котором возможен процесс деления)
для нейтрона меньше, чем для гамма-кванта, приблизительно на
величину энергии связи нейтрона в компаунд-ядре Еn , что
следует из формулы для энергии возбуждения компаунд-ядра .
Для самых тяжелых ядер Еn » Wf .
Во-вторых, деление ядер сопровождается испусканием
нейтронов, что создает основу для протекания цепной реакции
деления.
Таким образом, основной процесс в ядерных реакторах – это
деление ядер нейтронами;
вклад остальных способов деления (в том числе фотоделения –
деления гамма-квантами) меньше 1 %.
Поэтому дальнейшее рассмотрение будет проводиться лишь для
деления ядер нейтронами.

20.

Барьер деления
Ядро
Th-232
U-233
U-235
U-238
Pu- 239
Wf ,МэВ
5,9
5,5
5,75
5,85
5,5

21.

Энергия связи нейтрона в
компаунд-ядрах, МэВ
Th-233
4,79
U-234
6,84
U-236
6,55
U239
4,8
Pu-240
6,53

22.

23.

ДЕЛЕНИЕ ЯДРА

24.

Деление ядра
Колебательные движения возможны под действием сил
поверхностного натяжения (аналог ядерных сил в капельной
модели ядра) и кулоновских.
Энергия поверхностного натяжения резко возрастает с ростом
малых деформаций (состояния I – III) и остается практически
неизменной после того, как капля приобретает гантелевидную
форму.
Энергия кулоновского взаимодействия плавно уменьшается с
ростом деформации практически во всем диапазоне состояний.
Ядра, образовавшиеся после деления исходного ядра,
разлетаются в противоположные стороны под действием
кулоновских сил и потенциальная энергия превращается в
кинетическую.
В итоге суммарная потенциальная энергия возрастает до момента
деления капли, а затем уменьшается

25.

Стадии процесса деления

26.

Процесс деления
Процесс деления начинается с образования
компаунд-ядра.
Через временной интервал ~ 10-14 с это ядро делится
на два осколка, которые, ускоряясь под действием
кулоновских сил, разлетаются в противоположные
стороны. Ускоренное движение осколков с момента их
образования заканчивается спустя ~ 10-17 с.
К этому моменту суммарная кинетическая энергия
осколков деления составляет ~ 170 МэВ; осколки
находятся на расстоянии друг от друга ~ 10-8 см
(порядка размера атома). Часть энергии деления
переходит в энергию возбуждения осколков деления.

27.

Процесс деления
Осколки деления, как и любые другие ядра, находящиеся в
возбужденных состояниях, либо переходят в основные
состояния, излучая гамма-кванты, либо испускают нуклоны
и превращаются в новые ядра.
Последние могут также оказаться в возбужденных
состояниях, и тогда их поведение будет аналогично
поведению ядер, образовавшихся при делении компаундядра.
Испускание ядром нуклона возможно только в том случае,
когда энергия возбуждения превышает энергию связи
нуклона в ядре; тогда нуклон испускается с большей
вероятностью, чем гамма-квант. Чаще всего испускаемым
нуклоном бывает нейтрон, так как нейтрон – электрически
нейтральная частица.

28.

Деление ядра
Осколки деления перегружены нейтронами, что
приводит к понижению энергии связи нейтрона по
сравнению со стабильными ядрами в той же области
массовых чисел.
Поэтому для осколков деления испускание нейтронов –
наиболее вероятный процесс.
Энергия возбуждения
осколков деления ( ~ 20 МэВ) намного больше энергии
связи нейтрона в осколках. Следовательно, возможно
испускание одного или двух нейтронов каждым из
осколков через 10-17 - 10-14 с после момента
образования последних. Таким образом, практически
мгновенно после деления компаунд-ядра осколки
деления испускают два или три нейтрона, которые
называются мгновенными.

29.

Деление ядра
Так как энергия возбуждения осколков велика, то
нейтроны испускаются с большой кинетической
энергией (в среднем ~2 МэВ).
Образовавшиеся ядра по-прежнему находятся в
возбужденных состояниях, однако в каждом из них
энергия возбуждения меньше энергии связи нейтрона.
Поэтому остатки энергии возбуждения излучаются в
виде гамма-квантов спустя 10-14 - 10-9 с после момента
испускания нейтронов.
Эти гамма-кванты также называются мгновенными.
Осколки увлекают за собой не все электроны
исходного атома, в результате чего образуются
многозарядные ионы..

30.

Деление ядра
Поэтому при движении в среде кинетическая
энергия ионов тратится на ионизацию и
возбуждение атомов среды, что в основном и
вызывает их торможение.
В конце пути ионы превращаются в нейтральные
атомы с ядрами в основных энергетических
состояниях. Эти атомы принято называть
продуктами деления.
Ядра
продуктов
деления
характеризуются
избытком нейтронов по сравнению со стабильными
ядрами в той же области массовых чисел, так как
процесс деления «переводит» ядра из области
больших массовых чисел в область средних.

31.

Деление ядра
Это означает, что ядра продуктов деления βрадиоактивны, каждое из них служит началом
целой серии β-превращений, заканчивающихся
лишь при достижении стабильного состояния.
Ядра одной серии составляют так называемую
цепочку распада.
В результате β-распадов могут образовываться
ядра в возбужденных состояниях. Такие ядра
переходят в основные состояния путем излучения
гамма-квантов, либо, что бывает очень редко,
превращаются в другие ядра путем испускания
нейтронов.
Эти нейтроны называются запаздывающими.

32.

Типичная реакция деления
n +
235U
продукты деления

33.

Распределение осколков деления для
некоторых видов ядерного горючего

34.

Откуда берутся 233U и 239Pu
T(233U) = 159 200 лет
T(239Pu) = 24 119 лет
-
-
n Th Th Pa U
232
90
233
90
-
233
91
n U U
238
92
239
92
239
93
-
233
92
Np Pu
239
94

35.

Эффективный порог деления
Природные 238U и 232Th не делятся тепловыми
нейтронами.
Для
этих
ядер
существует
эффективный порог деления.
Энергия активации 233Th и 239U, образующихся при
захвате нейтрона ядрами 232Th и 238U равна 6,3
МэВ, поэтому для них будет иметь место
эффективный порог деления.
Высота этого порога оказывается больше 1 МэВ и
превышает разницу в энергиях активации 235U и 238U,
равную 0,7 МэВ.
Причина состоит во влиянии на величину этого
порога пятого члена в формуле Вайцзеккера,
который отвечает за спаривание нуклонов в ядре.

36.

Формула Вайцзекера
2
Z
(
Z
1
)
(
A
2
Z
)
2/3
Eсв C1 A C2 A C3
C4
C5 3 / 4
1/ 3
A
A
A
1, для четно - четных ядер;
0, для четно - нечетных ядер;
1, для нечетно - нечетных ядер.
C1 = 15,75 МэВ, C2 = 17,8 МэВ,
C3 = 0,71 МэВ, C4 = 23,7 МэВ, C5 = 33,57 МэВ
(H.A. Bethe, C.F. von Weizsäcker)

37.

Капельная модель строения ядра
Первое слагаемое в энергии связи ядра, подобного жидкой капле,
пропорционально массовому числу A и описывает примерное
постоянство удельной энергии связи ядер.
Второе слагаемое – поверхностная энергия ядра уменьшает
полную энергию связи, так как нуклоны, находящиеся на
поверхности имеют меньше связей, чем частицы внутри ядра. Это
аналог поверхностного натяжения.
Третье слагаемое обусловлено кулоновским взаимодействием
протонов. В капельной модели предполагается, что электрический
заряд протонов равномерно распределен внутри сферы радиуса
R=r0A1/3.
Четвертое слагаемое - энергия симметрии ядра отражает
тенденцию к стабильности ядер с N=Z.
Пятое слагаемое – энергия спаривания учитывает повышенную
стабильность основных состояний ядер с четным числом протонов
и/или нейтронов.

38.

Зависимость сечений деления от
энергии нейтронов
СЕЧЕНИЯ ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР УРАНА И ПЛУТОНИЯ НЕЙТРОНАМИ
Сечение деления (барн)
Область резонансов
ТЕПЛОВЫЕ
Энергия падающих нейтронов (МэВ)
БЫСТРЫЕ

39.

Нейтронные сечения некоторых элементов
и соединений для тепловых нейтронов
Элементы
А
а , б
f , б
расс , б
H
Н2О
Д2 О
He
В
10B
С
Na
Cd
1,008
18,016
20,03
4,003
10,82
10
12,01
22,99
112,4
0,33
0,664
0,0013
0,007
755
3837
0,0034
0,515
2450
38
103
13,6
0,8
4
4
4,75
4
6

40.

Нейтронные сечения некоторых
элементов и соединений для тепловых
нейтронов
Элементы
А
а , б
f , б
расс , б
Zr
91,22
0,185
6,40
Cd
112,4
2450
6
135Xe
135
149
232
2,65 106
8,2 103
7,56
0,2 10-3
5
12,5
238,03
238,05
235
239
7,59
2,7
683 3
1028 8
4,19
582 4
742 4
8,9
8,9
10
9,6
149
62 Sm
232Th
Unat
238U
235U
239Pu

41.

Нейтроны деления
Мгновенные нейтроны (10 14 – 10 17 с )
vмгн
– от 2,08 для
229Th
до 4,06 для 249Cf
Запаздывающие нейтроны (0,23 – 56 с)
vзап – от 0,0622 для 239Pu до 0,1659 для 235U
Средние энергии нейтронов деления при
облучении тепловыми нейтронами – 4 – 6 МэВ
(max – до ~ 15 МэВ)`
Наличие запаздывающих нейтронов деления
играет
важную
роль
в
обеспечении
управления т.н. цепными реакциями деления

42.

Гамма-кванты
Мгновенные гамма-кванты испускаются в
течение 10 9 10 14 с вслед за испусканием
мгновенных нейтронов.
Диапазон энергий мгновенных γ-квантов от
примерно 100 кэВ до величин порядка 8,4 МэВ.
Диапазон энергий γ-квантов, сопровождающих
β-излучение осколков, и относимых поэтому к
запаздывающему
γ-излучению,
имеет
пределы от 100 кэВ до 8,9 МэВ.

43.

Энергии лептонов в реакции
деления
Энергии электронов, вылетающих из осколков в
процессе их β-превращения, несколько больше энергий
этих же нуклидов, находящихся в основном состоянии, и
лежат в пределах 4 8 МэВ.
Вместе с осколками деления, нейтронами и гаммаквантами они могут давать вклад в тепловыделение при
реакции деления.
Но часть энергии реакции, уносимая нейтрино, и
лежащая в пределах от 5 до 11 МэВ, не дает вклада в
тепловую энергию.
Поэтому при оценке тепловыделения в реакциях
деления необходимо руководствоваться величинами
порядка 195 МэВ.

44.

Цепная реакция деления
1-е поколение
2-е поколение
3-е поколение

45.

Коэффициент размножения
нейтронов
Совокупность нейтронов, имеющихся в данный
момент времени, способных вызвать реакцию
деления, называется поколением нейтронов.
В каждом акте деления возникает новое поколение
нейтронов.
Отношение числа нейтронов, образовавшихся в
результате одного акта деления, к числу нейтронов,
вызвавших это деление, иными словами, отношение
числа нейтронов некоторого поколения к числу
нейтронов
непосредственно
предшествующего
поколения
называется
коэффициентом
размножения нейтронов.

46.

Коэффициенты размножения в
среде и физической системе
Различают
коэффициент размножения нейтронов в среде k и
коэффициент размножения нейтронов в физической
системе k.
Коэффициент k устанавливается для гипотетической
бесконечной однородной и изотропной среды, когда
вся она является активной зоной.
Коэффициент k учитывает конечность размеров
активной зоны, долю непрореагировавших нейтронов и
другие факторы, влияющие на величину коэффициента
размножения в реальной физической системе

47.

Режимы цепных реакций деления
Если в первом поколении было N
нейтронов, то в n-м поколении их
станет N kn.
Классификация режимов протекания
цепных реакций деления
k = 1, критический режим;
k < 1, подкритический режим;
k > 1, надкритический режим.

48.

Режимы цепных реакций деления
При k < 1 больше нейтронов теряется, покидая
систему
и/или поглощение нейтронов в
процессах, не приводящих к делению,
примесями или «ядами», которые возникают в
процессе деления.
При k = 1 один из нейтронов, возникающий в
акте деления, используется для производства
следующего деления.
При k > 1 скорость производства нейтронов
деления превышает скорость их потерь.
Реакция носит взрывной характер.

49.

Среднее время жизни одного
поколения g
Варьируется
в
зависимости
от
размера и состояния активной зоны и
порядок его может лежать в пределах
10 4 10 8 с.
Поэтому
для управления цепной
реакцией деления необходимо с
большой точностью поддерживать
выполнение равенства k = 1

50.

Коэффициент k определяется
числом нейтронов , образующихся в
одном акте деления, и
долей
числа
нейтронов
предшествующего
поколения,
ушедшей на деление ядер wnf.

51.

Доля актов деления
wnf
nf
n nf
где nf = n0f nf макроскопическое сечение
деления
nf микроскопическое сечение деления
n
= n0 n макроскопическое, а n
микроскопическое
сечения
радиационного
захвата, n0f число ядер в единице объема,
способных к делению (U-235, U-233, Pu-239,…)
n0 число ядер в единице объема, способных
претерпевать радиационный захват нейтрона

52.

Число
Число вторичных нейтронов, приводящих к
делению и отнесенное к одному акту захвата
нейтрона
nf
wnf
n nf
Величина совпадала бы с коэффициентом
размножения k для бесконечной однородной
среды, состоящей из делящихся изотопов
одного вида, если бы осколки деления не
участвовали в реакциях захвата нейтронов

53.

Что в реальности?
В среде активной зоны всегда присутствуют ядра и
других элементов, которые тоже будут захватывать
нейтроны без последующего деления. Например, в
топливе, содержащем 238U, обогащенный 235U,
таковыми будут:
ядра 238U, захватывающие тепловые нейтроны и через цепочку
бета-превращений превращающиеся в ядра 239Pu;
составные ядра 236U, не успевшие разделиться и
захватывающие следующий нейтрон, а сечения деления ядер
236U и 237U намного меньше сечения деления для 235U;
ядра примесей, имеющие большие по сравнению с топливом
сечения радиационного захвата, такие, как, например, ядра
113Cd;
осколки деления, захватывающие нейтроны, и, как говорят,
отравляющие активную зону, и т.д.

54.

Воспроизводство ядерного
топлива
Производимые из ядер 238U ядра 239Pu
также могут делиться тепловыми
нейтронами.
Их
образование приводит к т.н.
воспроизводству ядерного топлива
Воспроизводство
ядерного топлива
характеризуется т.н. коэффициентом
воспроизводства

55.

Коэффициент воспроизводства
Коэффициент воспроизводства (КВ) - отношение
количества произведенного топлива к количеству
израсходованного топлива.
Поскольку количество израсходованного топлива
никак не связано с количеством производимого
(другого) топлива, то КВ может принимать любые
значения, в т.ч. быть большим 1.
При КВ > 1 воспроизводство топлива называется
расширенным.
Расширенное производство может быть обеспечено
только при условии 1 > 1, т.е число вторичных
нейтронов, приводящих к делению и отнесенное к
одному акту захвата нейтрона д.б. > 1.

56.

Связь между k и k
l доля числа нейтронов, покидающих
активную зону, в единицу времени.
Величина l g имеет смысл доли покидающих
активную
зону
реактора
нейтронов,
возникших в одном акте деления, т.е.
является вероятностью утечки нейтронов.
Эта величина позволяет связать между
собой коэффициенты размножения k и k:
k = k (1 l g).

57.

Критический размер и
критическая масса
Величина l зависит от размеров активной
зоны, ее формы, состава, массы, степени
однородности, а также от способности
вещества, окружающего активную зону,
отражать нейтроны.
Размер активной зоны, при котором k = 1,
называется критическим размером.
Критической массой называется такая
масса топлива, при которой в заданных
условиях k = 1.
k 1
lкрит
Для критической массы
k g

58.

Критический размер и
критическая масса
Факторы, от которых зависит критическая
масса:
форма и размеры активной зоны,
ее структура,
наличие замедлителя,
качество отражателя нейтронов, окружающего
активную зону,
другие, порой, казалось бы, малозначительные
факторы.
Для однородного чистого 235U критическая
масса составляет 47 кг

59.

Критический размер и
критическая масса
Так как плотность урана составляет
14,5 103 кг/м3, то 47 кг урана образуют
кубик с ребром около 7 см. Эту величину
можно считать критическим размером для
чистого урана-235
Среда из 235U, разделенного частыми и
тонкими полиэтиленовыми прокладками,
окруженная отражающей оболочкой из
бериллия, имеет критическую массу всего
в 242 г.

60.

Изотопы, пригодные для промышленного
использования реакции деления
Качество ядерного горючего характеризуется
коэффициентом и его доступностью.
В природе существуют всего три изотопа,
пригодные
для
промышленного
использования реакции деления:
232Th, 235U и 238U.
232Th и 238U не дают цепной реакции на
тепловых нейтронах, а 235U дает такую
реакцию.

61.

Распространенность в земной коре естественных
радионуклидов, пригодных для деления
нейтронами
Нуклид
Период
полураспада
235U
7,04 x 108 лет
0,711% всего природного урана
238U
4,47 x 109 лет
99,275% всего природного урана;
от 0,5 до 4,7 промилле в
скальных породах
232Th
1,41 x 1010 лет от 1,6 до 20 промилле в
скальных породах
Содержание в природе

62.

- число вторичных нейтронов, приводящих к
делению и отнесенное к одному акту захвата
нейтрона
235U
для тепловых нейтронов = 2,07
для быстрых нейтронов = 2,3.
Естественная смесь изотопов 235U и 238U = 1,32 в области
тепловых энергий нейтронов.
Естественную смесь имеет смысл использовать для
получения управляемой реакции деления.
Естественную смесь часто используют еще и потому, что,
во первых, часть ядер 238U делится быстрыми
нейтронами, а при захвате тепловых нейтронов ядрами
238U
происходит производство 239Pu, для которого
коэффициент = 2,09 на тепловых нейтронах и = 2,7 на
быстрых нейтронах.

63.

Коэффициент
может быть использован для
производства 233U, который является
хорошо делящимся изотопом.
Для 233U = 2,28 на тепловых нейтронах и
= 2,45 на быстрых нейтронах.
Т.е. на быстрых нейтронах несколько
выше, чем на тепловых.
Это связано с тем, что с ростом энергии
нейтронов доля радиационных захватов
снижается.
232Th

64.

Коэффициент
На быстрых нейтронах разность 1
настолько превышает 1, что это дает
возможность расширенного производства
ядерного топлива.
Расширенное производство на тепловых
нейтронах возможно только для 233U.
Проблема состоит лишь в возможности
наработки и выделения делящихся изотопов.
В этом плане предпочтение отдается 239Pu,
который легче выделяется химическим
путем.

65.

Энергетический спектр нейтронов
деления для 235U
N(E)
1
2
3
4
5
6
E, МэВ
Большая
часть
нейтронов
деления
имеет
энергии 1 3
МэВ.

66.

Медленные реакции деления
Если
используется
хороший
замедлитель
нейтронов,
то
большинство
нейтронов
быстро
теряют энергию до значения тепловых
энергий ~ 0,0253 эВ
В
этом случае цепная реакция
называется медленной

67.

Быстрые реакции деления
Реакции деления с нейтронами энергий 1 МэВ и выше
в называются быстрыми цепными реакциями.
Если специальный замедлитель не используются, то
между двумя актами деления нейтроны успевают
сбросить энергию в упругих столкновениях с
тяжелыми ядрами топлива только до 0,1 0,4 МэВ,
т.е. являются промежуточными нейтронами
Реакции
деления
такими
нейтронами
также
называются промежуточными и характеризуются
более низкой вероятностью, чем быстрые и
медленные цепные реакции деления. Поэтому они
пока широко не используются.

68.

Условия для управления цепной
реакцией деления
Основные
условия,
необходимые
управления цепной реакцией деления:
для
производство достаточного для поддержания этой
реакции количества нейтронов в каждом поколении
(делящийся материал с достаточным выходом
нейтронов);
возвращение нейтронов в активную зону реактора;
захват лишних нейтронов с помощью элементов,
ядра которых обладают высоким сечением захвата;
замедление нейтронов, если реакции деления
эффективно идут на тепловых нейтронах.

69.

Учет запаздывающих нейтронов
Удержание
эффективного
коэффициента размножения k вблизи
1 следует осуществлять в течение
некоторого времени, определяемом
средним времени жизни нейтронов
одного поколения g.

70.

Учет запаздывающих нейтронов
В
системе
с
коэффициентом
размножения k за единицу времени
число нейтронов N в активной зоне
изменится в (k 1)/ g раз:
dN k 1
N
dt
g

71.

Учет запаздывающих нейтронов
Если N0 число нейтронов в момент
t = 0, то решение представится в виде
N N 0e
0
t / 0
g
k 1

72.

Учет запаздывающих нейтронов
Среднее время жизни gм одного поколения
для мгновенных нейтронов составляет 10 4
10 5 с для медленных реакций и 10 7 10 8 с
для быстрых.
Даже в самом лучшем случае при g = 10 4 с
число нейтронов возрастет в 100 раз при
k 1 = 10 4 за 4,6 с, а при k 1 = 10 3 за 0,46с.
Это приведет к перегреву реактора и выходу
его из строя за очень короткое время.

73.

Учет запаздывающих нейтронов
Для запаздывающих нейтронов g
варьируется от долей секунды, до
нескольких секунд и даже десятков
секунд.
Будем считать, что среднее время жизни
gз у всех нейтронно-активных осколков по
отношению к испусканию нейтронов
примерно одинаково. Можно считать
хорошей оценкой gз ~ 10 с.

74.

Учет запаздывающих нейтронов
C
число осколков, способных к
испусканию
запаздывающих
нейтронов. Тогда
dN kм 1
C dC kз
C
N ,
N
dt
gм
gз dt gм
gз
k = k м + kз
N - число всех нейтронов в системе в
данный момент времени

75.

Учет запаздывающих нейтронов
Стационарный режим возможен лишь
при условии критичности k = 1
Скр
gз
N кр
gм
где = kз/k – доля запаздывающих
нейтронов.
В критическом режиме kкр = 1 и = kз,кр.

76.

Учет запаздывающих нейтронов
Доля запаздывающих нейтронов для
наиболее употребительных делящихся
изотопов 233U, 235U и 239Pu колеблется в
пределах от 0,0022 для 239Pu до 0,0069
для 235U
Если gм ~ 10 4 c и учесть порядок
величины gс, то можно прийти к выводу,
что во всех реальных случаях
gз
gм
1

77.

Учет запаздывающих нейтронов
Т.е.
Скр >> Nкр! (*)
Этот результат объясняется намного
большими значениями gз по сравнению с
gм и приводят к выполнению неравенства
(*) несмотря на относительную малость
величины .
Поэтому роль запаздывающих нейтронов в
поддержании критического режима цепной
реакции может быть весьма значительной.

78.

Замедление нейтронов

79.

Проблема замедления
Постепенное снижение энергии нейтронов в
упругих столкновениях с осколками деления,
имеющих средние массы, падение энергии
нейтронов происходит не очень быстро, и
они могут попасть в область резонансных
энергий
Нейтроны
таких
энергий
эффективно
поглощаются ядрами так, что отношение
сечения упругого рассеяния e к сечению
захвата с при резонансных энергиях может
оказаться меньшим 1.

80.

Проблема замедления
В то же время для того, чтобы основная
масса нейтронов успела замедлиться без
заметного
резонансного
поглощения,
необходимо, чтобы выполнялось условие
e/ c >> n
где n среднее число столкновений
нейтронов
с
ядрами
замедлителя,
необходимое
для
достижения
средней
тепловой энергии.

81.

Средние потери энергии
нейтроном в одном акте
2A
E aE , a
,
2
( A 1)
где E кинетическая энергия нейтрона до
столкновения
Средняя потеря энергии на один акт
столкновения усреднена по направлениям
движения нейтронов и отношение массы
ядра M к массе нейтрона Mn обозначено
через
A = M/Mn

82.

Коэффициент a
При больших A (для тяжелых ядер)
коэффициент a ведет себя как 2/A. Для
ядер урана он имеет порядок a ~ 10 2.
Для легких ядер:
для 12С a = 0,14,
для протонов, ядер легкого водорода a = 0,50 (с
точностью до 7 знака после запятой!)
для дейтронов a = 0,44.
Поэтому для замедления нейтронов лучше
всего использовать легкие ядра.

83.

Лучшие замедлители
протий, дейтерий, литий, бериллий, углерод.
На практике в качестве замедлителя используются:
вода (легкая и тяжелая),
бериллий (металл), окись бериллия,
графит,
углеводородные полимерные материалы.
Легкая вода хорошо замедляет нейтроны, но, в
отличие от тяжелой воды охотно их и захватывает.
Тем не менее, сечение захвата водородом
нейтронов при больших энергиях порядка 1 МэВ
мало по сравнению с сечением упругого рассеяния.

84.

О расчете процесса замедления
Точный
расчет
процесса
замедления
затруднителен. Для его описания составляют
соответствующие
уравнения
кинетики
нейтронов
относительно
функции
распределения f(r,u,t),
Эти
уравнения
являются
интегродифференциальными уравнениями и
получение
их
решений
связано
с
трудоемкими численными расчетами.
Будете изучать в дальнейшем

85.

Возраст нейтронов
С помощью функции распределения f(r,u,t)
может быть найдена важная характеристика
процесса
замедления
нейтронов,
получившая не связанное с ее размерностью
название возраста нейтронов
1 2
ls
6
2
l
где
средний квадрат расстояния,
s
проходимого нейтронами от места рождения
в процессе замедления при изменении
энергии нейтрона от 1 МэВ до 0,025 эВ.

86.

Длина замедления
Величина
называется
длиной
замедления.
Длина
замедления
в
хороших
замедлителях
имеет
порядок
нескольких сантиметров
Для замедления нейтрона до возраста
требуется некоторое время, которое
обозначают T.

87.

Распределение замедляемых
нейтронов по энергиям
При энергиях от 1 МэВ до 1 эВ распределение
нейтронов по энергиям N(E) = dN/(NdE)
1
N (E) ~
, 1 эВ E 1 МэВ
uE
При энергиях, меньших 1 эВ существенную роль
начинает играть тепловое движение. Распределение
нейтронов стремится принять вид максвелловского
распределения
N ( E ) e E / kT E , E 1 эВ

88.

Длина диффузии
Для
термализованных
нейтронов
становится существенным процесс
диффузии, благодаря которой они, в
основном,
распространяются
в
активной зоне.
Этот процесс характеризуется средней
длиной диффузии L
1 2
L
ld
6

89.

Наиболее часто используемые
замедлители
Замедлитель
Н2О (легкая вода)
, 10 4
м2
26,48
T, 10 5 с tth, 10 6 с L, 10 2 м
1
5,8 (при
300 К)
2,69
D2О (тяжелая
вода)
111
5
147
Ве (бериллий)
86,6
7
28
24,4
ВеО (окись
бериллия)
С (графит)
92,0
7,8
67
36,5
282
15
185
56,4

90.

Отражение нейтронов. Альбедо
Важным свойством нейтронов является их
способность отражаться от различных веществ.
Это отражение является, в основном, диффузным.
Попадая
в
среду,
нейтрон
после
ряда
столкновений может вылететь обратно.
Отношение проекции на нормаль к поверхности
вектора
потока
вылетевших
нейтронов
к
соответствующей
проекции
вектора
потока
падающих
нейтронов
называется
альбедо
нейтронов для данной среды.
Альбедо нейтронов тем выше, чем меньше
сечение поглощения нейтронов по отношению к
сечению их рассеяния. Хорошие отражатели
имеют альбедо, приближающееся к 0,9. Для легкой
воды альбедо нейтронов равно 0,8.

91.

Когерентное рассеяние
Когерентное
рассеяние
нейтронов
определенных энергий, при которых длина
волны де Бройля сравнима с постоянной
кристаллической
решетки,
можно
наблюдать на кристаллах.
Это свойство нейтронов используется в
нейтронной
дефектоскопии.
При
когерентном
отражении
нейтронов
наблюдается дифракционная картина, по
виду которой можно установить наличие
дефектов на поверхности кристалла.

92.

Принцип работы ядерного
реактора

93.

Классификация реакторов
В зависимости от энергий нейтронов,
вызывающих
основные
процессы
деления ядер в реакторе:
реакторы на тепловых нейтронах,
реакторы на быстрых нейтронах и
реакторы на промежуточных нейтронах.

94.

Основные элементы реактора
активная зона,
отражатель,
замедлитель,
система отвода тепла,
регулирующая система и система
управления реактором,
система защиты от ионизирующего
излучения и предотвращения аварийных
ситуаций.

95.

Активная зона
В активной зоне происходит деление ядер
топлива нейтронами.
Кинетическая энергия осколков деления, а
также энергия части сопутствующих излучений
превращается в тепло (в сумме около 200
МэВ на акт деления).
В
стационарном
режиме
в
реакторе
мощностью 1 МВт происходит 3 1016 делений в
секунду.

96.

Отражатель и замедлитель
Отражатель
служит
для
частичного
возврата нейтронов в активную зону, что
помогает сохранить нейтроны для процесса
деления.
Замедлитель используется в реакторах на
тепловых и промежуточных нейтронах, так
как средние энергии нейтронов деления
составляют 2 4 МэВ.
Роль замедлителя, обычно играют вода или
графит.

97.

Теплоноситель
В
качестве теплоносителя в
системе отвода тепла может
использоваться
вода
(легкая и тяжелая),
расплавленный
металл (жидкий
натрий), или
газ (гелий, азот, углекислый газ).

98.

Основные виды реакторов
Реакторы, в которых в качестве теплоносителя
используется обычная вода, называются легководяными реакторами, ЛВР (light water reactor, LWR),
а реакторы, в которых в качестве замедлителя
используется тяжелая вода реакторами на
тяжелой воде, ТВР (heavy water reactor, HWR).
Реакторы, в которых замедлителем служит графит,
называются графитовыми реакторами. В частности,
графитовым реактором, в котором для отвода тепла
используется вода, является реактор типа РБМК
(реактор большой мощности канальный).

99.

Основные виды реакторов
В зависимости от принципа отвода тепла
водяные реакторы делятся на
реакторы под давлением (pressured water reactor,
PWR) и
реакторы на кипящей воде (boiled water reactor,
BWR).
Вода может служить одновременно и
теплоносителем,
отводящим
тепло
из
активной зоны реактора.
Такие реакторы называются водо-водяными
реакторами, ВВР (water-water reactor, WWR).

100.

Основные виды реакторов
На исследовательских реакторах, работающих на
высокообогащенном уране, в реакторах на быстрых
нейтронах
в
качестве
теплоносителя
часто
используется жидкий натрий металл, способный
быстро отводить тепло из активной зоны.
Однако
натрий является активным химическим
элементом, способным вызывать коррозию топлива и
конструкционных материалов реактора.
Поэтому топливные элементы покрывают защитным
покрытием, а конструкционные материалы обычно
изготавливают из прочных материалов, короззионно
устойчивых при высоких температурах в агрессивных
средах.

101.

Основные виды реакторов
Чтобы избежать этих трудностей с выбором
материала покрытия топливных элементов и
конструкций реактора в качестве охладителя
используют инертный газ 4He, на ядрах которого
(альфа-частицах) нейтроны способны только
упруго рассеиваться (газоохлаждаемые реакторы,
gas-cooled reactors, GR).

102.

Основные виды реакторов
В
зависимости
от
способа
расположения ядерного топлива и
замедлителя в активной зоне
Реакторы с гомогенной активной зоной
Реакторы с гетерогенной активной
зоной.

103.

Гетерогенные реакторы
Наибольшее
получили реакторы
активной зоной.
В реакторах такого
элементы разделены
замедлителя.
Одноконтурные
Двухконтурные
распространение
с гетерогенной
типа топливные
перегородками из

104.

Геометрия расположения и вид
топливных элементов
«Шарики» (Pebble Bed Modular Reactor –
PBMR)

105.

Pebble Bed Modular Reactor

106.

Обычный вид элементов топлива
Чаще всего,
элементы топлива
изготавливаются в
виде таблеток (поанглийски, pellets)
спрессованной
обогащенной
двуокиси урана
UO2.

107.

Таблетки
Таблетки изготавливаются в виде цилиндров
высотой 12,7 мм (0,5 дюйма) и диаметром около
8,4 мм(0,33 дюйма).
Они слегка вогнуты, как тарелка, на каждом торце.
Углубление на торце позволяет таблеткам
расширяться при резких изменениях температуры
внутри реактора без повреждения топлива и
окружающих армирующих материалов.
Необлученные таблетки обладают очень низкой
альфа-активностью, поэтому работа с ними может
производиться практически без средств защиты.

108.

Топливные сборки
Стержни собирают
в т.н. топливные
сборки (рис. 6.5.5),
иначе называемые
тепловыделяющим
и сборками (ТВС)
или
тепловыделяющие
элементы (ТВЭЛ)

109.

Управление цепной реакцией
Лишние тепловые нейтроны улавливаются
т.н. управляющими или регулирующими
стержнями, состоящими, как правило, из
соединений 113Cd или 10B, для которых
сечения поглощения тепловых нейтронов
имеют порядок 103 104 барн.
Управление реакцией осуществляется
путем введения или извлечения
управляющих стержней из активной зоны.
Управляющие стержни вводятся между
сборками при необходимости снизить
потоки тепловых нейтронов.

110.

Управление цепной реакцией
Между топливными таблетками
иногда помещают таблетки с
гадолинием и гафнием, также
имеющими большие сечения захвата
нейтронов. Гадолиний и гафний могут
образовываться как осколки деления.
В этом случае их рассматривают как
«яды».

111.

«Отравление» активной зоны
Отработавшие стержни содержат
достаточно много осколков Топливные
стержни деления, эффективно
поглощающих нейтроны, и, тем самым,
снижающих способность реактора к
поддержанию цепной реакции деления.
Такие стержни называются отравленными.
Их удаляют из реактора по мере
накопления поглощающих нейтроны
осколков деления.

112.

ТВС
Общий вид ТВС

113.

Отражатели
Для возвращения нейтронов,
покидающих активную зону реактора,
используются бериллиевые
отражатели, которые, как правило,
состоят из двуокиси бериллия.

114.

Условия стационарной работы
реактора
Работа реактора зависит от способности
поддержания коэффициента размножения
нейтронов k вблизи значения 1.
Для реактора конечных размеров коэффициент
размножения определяется формулой
k = k (1 l g)
Величина l g имеет смысл доли покидающих
активную зону реактора нейтронов, возникших в
одном акте деления
Величина же k определяется различными
факторами для реакторов различных типов.

115.

Формула четырех сомножителей
Для реакторов на тепловых нейтронах
k = pf
где среднее число нейтронов деления,
выделяемых на один акт поглощения в топливе,
p вероятность нейтрону избежать резонансного
захвата,
f вероятность поглощения теплового нейтрона
ядром топлива, а не замедлителя, осколками
деления, веществом поглощающей таблетки или
управляющего стержня (его обычно называют
коэффициентом теплового использования),
коэффициент размножения на быстрых нейтронах
(немного превышает 1; обычное значение 1,03).

116.

Гомогенные и гетерогенные
Для гетерогенной системы величина p больше, чем
для гомогенной:
pгет > pгом.
Это связано с тем, что в гетерогенной системе
нейтрон, не доходя до резонансных энергий,
уходит в замедлитель, где вероятность захвата его
невелика.
Размеры топливных частиц подбираются таким
образом, чтобы быть меньше длины замедления.
А размеры замедлителя должны быть таковы,
чтобы оказаться меньшими длины диффузии для
тепловых нейтронов

117.

Гомогенные и гетерогенные
Необходимость прохождения толщины
замедлителя для теплового нейтрона,
чтобы вступить в реакцию деления в
частице топлива приводит к тому, что
коэффициент теплового использования fгет
в гетерогенной активной зоне меньше
коэффициента теплового использования
fгом в гомогенной активной зоне:
fгет < fгом.

118.

Гомогенные и гетерогенные
Так как величина определяется только видом
топлива, а величина для медленных реакций
близка к 1, то эффективность работы реактора
определяется произведением pf.
Так, на естественной смеси изотопов урана
гомогенную цепную реакцию можно осуществить
только с помощью тяжелой воды в качестве
замедлителя.
Но гетерогенная реакция на естественной смеси
возможна и при использовании графита.
Именно в уран-графитовой гетерогенной системе
удалось получить первую управляемую реакцию
деления ядер урана (Э. Ферми с сотр., 1942;
И.В. Курчатов с сотр., 1946).

119.

Э.Ферми 1942 г.

120.

Реакторы на быстрых нейтронах
Для реакторов на быстрых нейтронах
формула четырех сомножителей
неприменима.
В них управление количеством
нейтронов, пригодных для деления
для реакторов с малыми размерами
активной зоны, применяют удаление
отражателя от активной зоны или
приближение к ней.

121.

Мгновенные нейтроны
Среднее время жизни gм одного поколения
для мгновенных нейтронов составляет 10 4
10 5 с для медленных реакций и 10 7
10 8 с для быстрых.
Поэтому даже в самом лучшем случае при
g = 10 4 с число нейтронов возрастет в 100
раз при k 1 = 10 4 за 4,6 с, а при
k 1 = 10 3 за 0,46 с.
Это приведет к перегреву реактора и
выходу его из строя за очень короткое
время.

122.

Запаздывающие нейтроны
Для запаздывающих нейтронов g
варьируется от долей секунды, до
нескольких секунд и даже десятков секунд.
Время gз, усредненное по группам
запаздывающих нейтронов, варьируется от
18,4 с для 233U до 7,68 с для 238U.
Поэтому можно считать хорошей оценкой
gз ~ 10 с.

123.

У природы был свой ядерный
реактор
• То вспыхивая, то угасая, реактор, мощность которого
Естественный
ядерный
реактор
составляла порядка
25 кВт (что
в 200 разбыл
меньше, чем
у самой первой
атомной1972
электростанции),
обнаружен
2 июня
года французским
проработал приблизительно 500 тысяч лет.
аналитиком
Бужигесом
на Земле
юго-востоке
• В Окло, как и на
всей остальной
и в Солнечной
Габона
западной
Африке,лет
прямо
системевв целом,
два миллиарда
назад в теле
относительное
содержание изотопа U-235 в урановой
уранового
месторождения.
руде составляло 3000 на миллион атомов.
• В настоящее же время образование на Земле ядерного
реактора естественным путём уже невозможно,
поскольку в природном уране ощущается нехватка U235 .

124.

Устройство гетерогенного реактора
управляющий стержень
замедлитель
биологическая защита
ядерное топливо
тепловая защита
теплоноситель

125.

Замедлить
нейтроны до
тепловых энергий можно с
помощью замедлителей
Н 2О
(легкая вода)
D2О (тяжелая вода)
Ве (бериллий) и ВеО (окись
бериллия)
С (графит)
Гидриды металлов

126.

Теплоотведение
Отвести
тепловую энергию из
активной зоны можно с помощью
воды
газа
(гелий или окислы азота)
металла (натрий, свинец и т.п.)
органического теплоносителя
расплава солей

127.

Типы ядерных реакторов
На тепловых нейтронах
Реакторы на легкой воде (LWR)
Реакторы на тяжелой воде (HWR)
Высокотемпературные реакторы с газовым
охлаждением
Реакторы на быстрых нейтронах
реакторы под давлением (pressured water reactor, PWR)
реакторы на кипящей воде (boiled water reactor, BWR)
Реакторы-размножители (бридеры)
Если вода – и замедлитель, и охладитель, то
реактор называется водо-водяным (ВВЭР или
WWR)

128.

Водо-водяной реактор под давлением
Защитная оболочка
Компенсатор
давления Парогенератор
Генератор
Управляющие стержни
Турбина
Котел
реактора
Конденсор

129.

Реакторы на кипящей воде
Защитная оболочка
Котел
реактора
Управляющие стержни
Генератор
Турбина
Конденсор

130.

Защитные барьеры
Направляющие
управляющих
стержней
Входное
отверстие
Входное
отверстие
Топливные
сборки
Парогенераторы
Корпус
реактора
Герметичная
оболочка
(Толщина ~3-5
футов)

131.

Парогенератор

132.

Производство энергии на АЭС
ав
Обогащенный
Хвосты
Производство топлива UO2
Обогащение
Энерг. реакторы
на легкой воде
Переработка в UF6
Переработка
отходов
Добыча и размельчение урановой руды
Хранилище
отходов

133.

АЭС
BWR
PWR

134.

Ядерные энергетические
установки в мире (2003 г.)
Тип реактора
Число
Выходная
установок мощность МВт
Легководные реакторы под давл.
259
232550
Легководн. реакторы на кип. воде
92
80155
Газоохлажд. реакторы, все виды
32
10860
Реакторы на тяж. воде, все виды
43
21886
Легководн. реакт. с графит. замедлит.
13
12545
2
793
441
358789
Реакторы-размн. на быст. нейтр.
с металлическим замедлителем
Всего

135.

Добыча урановой руды
Запас руды
Открытая добыча руды
Добавление
воды
КИСЛОТА
Резервуар для
выщелачивания
Перетирание в
мелкую пудру
Концентратор
Песч.
фильтр
Концентратор
Отходы в хвостохранилища
U 3O 8
U3 O8
Сушилка
Концентратор
Центрифуга
НА ПРОДАЖУ
Удаление
растворителя
Резервуар
осаждения урана

136.

Методы добычи
Экскавация
Открытая добыча
Подземные шахты
Выщелачивание

137.

Открытая добыча
(поверхностная)

138.

Подземные шахты

139.

Урановая руда
Песок с урановой рудой

140.

Выщелачивание
Производственный цех
Головная часть
нагнетательной скважины
Поле с нагнетательными скважинами

141.

Переработка руды

142.

Шихта - Желтый кек - Yellowcake

143.

Хвостохранилища от
переработки урана

144.

Переработка

145.

Переработка
Мельницы
Концентрирование руды от ~1% до ~60%
Шихта (U3O8 – в реальности смесь UO2 и UO3)
Диуранат аммония – Ammonium Diuranate
(ADU – (NH4)2U2O7)
Конечный продукт переработки UF6
Фтор используется по двум причинам:
Только один стабильный изотоп
Физические свойства применимы в
коммерческих целях

146.

Гексафторид урана
Ключевая составляющая ядерного топливного
цикла
твердое состояние для хранения
Жидкое для подачи/распределения
газообразное для переработки
В твердом состоянии – белое, плотное,
кристаллическое
Реагирует с водяным паром, давая токсичную и
коррозийную плавиковую кислоту

147.

Переработка
Когда UF6 реагирует с водяным паром в воздухе,
он создает опасную плавиковую кислоту (HF)
UF6 + 2H2O UO2F2 + 4HF
Фтористый уранил
Плавиковая кислота
Химическая угроза

148.

Соединения урана
U3O8 UO2 UF4 UF6
UF6 UO2F2 UO3 U3O8 UO2
Изготовление топлива – процесс “сушки”
(NH4)2U2O7 2NH3 + 2UO3
Руда – переработка – обогащение
кристаллы диураната аммония (ADU)
2UO4 2UO3 + O2
Осаждение уранил-нитрата и перекиси водорода.

149.

Погрузка и перевозка
продукта
Готовый продукт содержит 99,99% UF6
Упаковывается в цилиндры на 10 и 14 тонн
оставляется для охлаждения и
затвердевания на 5 дней
по соображениям безопасности следят за
наполнением цилиндров
Продукт (первичный материал)
доставляется на предприятия газовой
диффузии для обогащения (специальный
ядерный материал)

150.

Переработка

151.

Свойства UF6
UF6 + 2H2O UO2F2 + 4HF
Любая утечка UF6 в воздух будет давать реакцию с
находящейся в ней влагой и проявляться в виде белого
облачка
Охлажденный до температуры окружающей среды UF6
находится в твердом состоянии при атмосферном давлении.
Цилиндры UF6 оказываются в некотором вакууме, когда
достигают температуры окружающей среды.
Утечка из каждого цилиндра дает то, что можно назвать
“самозакрытием” через образование UO2F2 во время утечки.

152.

Обогащение

153.

Почему именно
обогащение?
Обогащенный уран не нужен для ядерных
реакторов – можно улучшить замедление
(углерод, D2O), что позволяет использовать
природный уран (например, CANDU)
Чистые (обогащенные) изотопы дают
улучшенные свойства и более чистые
спектры для реакций

154.

Возможные методы
разделения изотопов
“Физические”
- Перегонка
- Ионообменный
- Барьерная диффузия
- Истечение из сопла
“Химические”
- Химический обмен
- Ионизация
- Лазерный/Световой
- Термический
- Отделение растворителя
- Центрифугирование
- Спиралевидное течение

155.

Другие термины, связанные с
обогащением
Уровни обогащения:
LEU = Low Enriched Uranium: низкообогащенный уран –
уровень < 10%
“IEU” = Intermediate Enriched Uranium –
среднеобогащенный уран – уровень (10% - 20%)
HEU = High Enriched Uranium: – высокообогащенный уран –
уровень > 20% (обычно доводят до уровня > 90%)
SWU = Separative Work Unit – единица работы по
разделению
мера физических усилий по разделению изотопов
(стоимость)
Обогащенный уран называется в США специальный
ядерный материал

156.

Газовая диффузия
Два вида процесса обогащения:
Газовая диффузия
Центрифугирование газа

157.

Основы теории
газовой диффузии
Газовая диффузия использует молекулярную
диффузию для отделения изотопов урана
Необходимо выполнить три основных условия
Соединить уран со фтором до образования
шестифтористого урана (UF6)
Пропустить UF6 через пористую мембрану
Использовать разные молекулярные скорости двух
изотопов, чтобы получить разделение

158.

Основы теории
газовой диффузии
Обогащение
через одну мембрану
(или барьер) чрезвычайно мало
235U
Нужно тысячи раз пропустить через
мембрану, чтобы увеличить обогащение
ураном-235 от природного значения
(0,711%) обычно используемого уровня 4
или 5% для использования в реакторах

159.

контейнеры с сырьем

160.

контейнер, заполненный
твердым UF6

161.

Фазовая диаграмма UF6
Твердое содержание
контейнера
переводится в
жидкую фазу
В каскад
UF6подается как gas
контейнер соединен
с каскадом через
гибкий шланг

162.

Газовая диффузия
Обогащение 235U через 1 мембрану (или
барьер) чрезвычайно мало
Элемент газовой диффузии

163.

Схема диффузионного
элемента
Поток газа UF6 под
высоким
давлением
проходит через
трубки барьера
Некоторые из UF6 (немного больше 235U чем 238U)
проходят через них в область низкого давления
преобразователя

164.

Результат работы каскада
Продукт
6,5 кг UF6 при
0,711% 235U
1,0 кг UF6 при 3,0% 235U
Сырье
Обедненный
уран
5,5 кг UF6 при 0,3% 235U

165.

Элементы
Собственно каскад
состоит из групп
элементов

166.

Соединение элементов
Из-за необходимости иметь такое
большое количество элементов для
работы каскада газовой диффузии,
группам элементов присвоены имена
Ячейка
единица
зона
каскад

167.

Ячейки
Клетки составлены из нескольких элементов (8-10)
Наименьшая часть, которая может быть изолирована
от остальной части каскада
Устраивается таким образом, чтобы минимизировать
трубопроводы, соединения, обогрев и
вспомогательное оборудование

168.

Движение потока

169.

Ячейка окрашена, чтобы показать
направление движения потока

170.

Ячейка

171.

Зона

172.

Управляющие центры
Зона
Локальный
Завод

173.

Хранение хвостов
Размещаются на бетонных
площадках для хранения
Складываются в 2 яруса
Целостность контейнеров
периодически проверяется
Тяжелое оборудование
ограниченно используется
для перемещения только
контейнеров с отвердевшим
содержимым

174.

Потенциальные угрозы
Самой главной общей угрозой
является выброс UF6
Наиболее вероятно падение
контейнера с жидким UF6
Когда UF6 реагирует с водой, он
образует плавиковую кислоту
Вызывает как коррозию, так и
токсическое поражение

175.

Значительные угрозы
UF6 – шестифтористый уран
HF – плавиковая кислота
Cl2 – хлор
NH3 – аммиак
ClF3 – трехфтористый хлор

176.

Теория центрифугирования газа
Небольшая разница в плотности
235UF
6
и 238UF6
Разделяются центробежными силами при вращении
(20000+ об/мин)
Образуются слои обогащенного и обедненного урана
Разделение улучшается с помощью противотока с
помощью направляющих лопаток и термических
средств (нагревается низ, охлаждается верх)
Улучшается разделение и производительность с
увеличением диаметра и высоты (подход DOE)
Удаляется ковшами и т.п.

177.

Газовая центрифуга
Обогащенный UF6
Подвод UF6
Обедненный
UF6
Обедненный
UF6

178.

Центрифугирование газа
Вид каскада на Urenco

179.

Наибольшая угроза

180.

Ядерный взрыв
Потеря управления цепной реакцией
деления приведет к ядерному взрыву.
При ядерном взрыве (неуправляемой
реакции деления ядер нейтронами)
активная зона создается сближением
с помощью обычного химического
заряда частей, состоящих из 235U или
239Pu, в совокупности имеющих массу,
выше критической.

181.

Ядерный взрыв
Вещество активной зоны и часть
окружающей среды за время порядка
времени жизни нескольких поколений
мгновенных нейтронов превращается
в плазму.
В центре взрыва температура
достигает 108 К, а давление
1010 1012 атм.

182.

Ядерный взрыв
При этом возникают мощные потоки
нейтронов, заряженных частиц, включая
осколки деления, а также
электромагнитного излучения, в том числе
и жесткое гамма-излучение. Поскольку в
каждом акте деления выделяется примерно
200 МэВ энергии, то 1 кг 235U может дать
энерговыделение ~ 1014 Дж. Это
соответствует взрыву 20 кт тротила.