92. Формула чотирьох множників для коефіцієнта розмноження нейтронів
Коефіцієнт
ефективного розмноження лінійно
пов’язаний з величиною Р:
де
-
значення
для
нескінченно великого реактора. Відповідно,
задають так званою формулою чотирьох
співмножників:
де
-
кількість швидких нейтронів, що виникають
під час захоплення
ураном
одного теплового нейтоона
-
відповідно, перерізи поділу і
радіаційного
захоплення в
з
урахуванням відсоткового складу
природного урану:
коефіцієнт
розмноження швидких нейтронів, тобто
збільшення кількості
нейтронів завдяки поділу швидкими нейтронами; р - імовірність уникнення резонансного захоплення;
коефіцієнт
теплового використання, тобто ймовірність
того, що
сповільнені
нейтрони будуть поглинуті ядрами урану,
а не сповільнювача,
і
-
концентрація ядер урану і сповільнювача.
94. Типи ядерних реакторів
Приблизні
значення коефіцієнтів для реальної
системи з природного урану і графіту,
такі:
3
цих даних випливає, що
тобто
для
необхідно,
щоб
Це
відповідає розмірам реактора 5-10 м.
Саме
такі параметри мав перший ядерний
реактор, запущений Е. Фермі 1942 р. Після
цього побудовано реактори великої
потужності, які використовували також
для отримання ізотопу трансуранового
плутонію
що
за властивостями подібний до
Його
утворення в реакторі відбувається
внаслідок радіаційного захоплення
швидких нейтронів ураном 238 і двох
послідовних процесів
-розпаду:
Отримання
,
а також виділення з урану ізотопу
дало
змогу отримати ланцюговий процес
вибухового типу, тобто побудувати атомну
бомбу.
Рис. 12.12. Можливі конструкції атомної бомби.
1 - вибуховий пристрій; 2 - звичайна вибухова речовина, яка слугує для швидкого зближення частин ядерного заряду; 3 - оболонка; 4 - частини ядерного заряду, які під час з’єднання утворюють критичну масу; 5 - відбивач нейтронів
Реактори розрізняють:
за енергією нейтронів, що викликають розпад (реактор на теплових, швидких і проміжних нейтронах)
за характером розпаду ядерного палива (гомогенні і гетерогенні)
за використовуваним сповільнювачем (графітові, водо-водяні та ін.)
за призначенням (енергетичні, дослідницькі)
Водо-водяні реактори
В гермооболонках водо-водяних реакторів розташовується основне обладнання реакторної установки: реактор, циркуляційні петлі першого контуру, головні циркуляційні насоси ГЦН, парогенератори; а також центральний зал, басейн витримки відпрацьованого палива, компенсатор об'єму, САОЗ, ІЗП КТ, полярний кран, деякі допоміжні системи та інше обладнання. Майже всі гермооболонки, що використовуються, є так званого «сухого» типу
Киплячий ядерний реактор
Всі киплячі реактори проектуються з системами зниження тиску в гермооболонці. Контайнмент складається з двох головних частин — сухої шахти (сухого боксу) реактора і бака-барботера У випадку аварії з втратою теплоносія в межах гермооб'єму, пара направляється за допомогою козирків (напрямних апаратів) в бак-барботер з водою, де відбувається її конденсація. На додаток є також системи з розпиленням води в гермооб'ємі. У зв'язку з такою конструкцією обсяги оболонок досить малі — близько 1/6 розміру від «сухої» оболонки водо-водяних реакторів. Майже всі допоміжні системи розташовуються в будівлі, яка оточує гермооболонку. Ця будівля виконує роль другого контайнмента ,в ньому підтримується слабке розрідження