Ядерное топливо и ядерные энергетические установки на тёплых и быстрых нейтронах

Ядерное топливо использует энергию распада радиоактивных ядер атомов тяжёлых металлов U , Pu .

Ядерное топливо используется в ядерных реакторах в виде таблеток размером в несколько сантиметров, где оно обычно располагается в герметично закрытых тепловыделяющих элементах (ТВЭЛах), которые в свою очередь для удобства использования объединяются по нескольку сотен в тепловыделяющие сборки (ТВС).К ядерному топливу применяются высокие требования по химической совместимости с оболочками ТВЭЛов, у него должна быть достаточная температура плавления и испарения, хорошая теплопроводность, небольшое увеличение объёма при нейтронном облучении, технологичность производства. Ядерное топливо может быть твёрдым, жидким, газообразным.

Быстрыми наз нейтроны если их скорость так велика, что соответствующая длина дебройлевской волны нейтронов: h- постоянная Планка, - модуль импульса движущейся частицы. Энергия быстрых нейтронов закл в пределах от 0,1 до 50 Мэв.

В реакторах на быстрых нейтронах в качестве топлива используется не только U но и U , который явл. основной составляющей природного урана (99,3 %).

Особенностью распада U в реакторах на быстрых нейтронах явл то что кол-во образующихся Pu больше чем выгорает первоначально загруженное топливо U из за чего реакторы на быстрых нейтронах ещё наз реакторами-размножителями. Если не извлекать Pu для производства ядерних зарядов, то в реакторе возможно практически полностью использовать природный уран и тем самым почти в 100 раз увеличить выход энергии из добытого природного урана. В СССР первый энергетический реактор на быстрых нейтронах был построен в 1973 году.

Медленные нейтроны с энергиями от 0,025 эв до 0,5 эв наз тепловыми нейтронами.

Реа́ктор на тепловы́х нейтро́нах — ядерный реактор, использующий для поддержания цепной ядерной реакции нейтроны тепловой части спектра энергии — «теплового спектра». Использование нейтронов теплового спектра выгодно потому, что сечение взаимодействия ядер урана-235 с нейтронами, участвующих в цепной реакции, растёт по мере снижения энергии нейтронов, а ядер урана-238 остаётся при низких энергиях постоянным. В результате, самоподдерживающаяся реакция при использовании природного урана, в котором делящегося изотопа ²³⁵U всего 0,7%, невозможна на быстрых нейтронах (спектра деления) и возможна на медленных (тепловых)

.Активная зона реактора на тепловых нейтронах состоит из замедлителя, ядерного топлива, теплоносителя и конструкционных материалов. Для уменьшения загрузки ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах применяют конструкционные материалы с малым сечением радиационного захвата нейтронов. К ним относятся алюминий, магний, цирконий и др. Небольшие потери нейтронов в замедлителе и конструкционных материалах дают возможность использовать в качестве ядерного топлива для реакторов на тепловых нейтронах природный и слабообогащённый уран.

Поиск по сайту: