2. Плутониевый путь создания ядерного оружия и его реализация в различных странах.
Первыми были американцы 1942- манхэттенский проект, было 2 пути урановый- little boy, плутониевый- fat man.
Получение урана = 9/10 пути к бомбе, а получение оружейного плутония = 1/6 пути к бомбе. В настоящий момент U-235 является основным ядерным топливом, без него невозможно получение оружейного плутония, использующегося для создания ядерного и термоядерного оружия. Однако, из-за того, что доля изотопа мала, подготовка ядерного топлива обязательно должна включать стадию обогащения урана.
Обогащение урана осуществляется двумя основными методами разделения изотопов: газодиффузионным методом и методом газового центрифугирования. В России, Великобритании,Германии, Нидерландах и Японии применяется метод центрифугирования, при котором газ UF6 приводится в очень быстрое вращение и из-за разницы в массе молекул происходит разделение изотопов, которые затем переводятся обратно в металл. Процесс: 1) добыча урановой руды (она богатая если содержит о.1% урана) 2) выделение 3) аффинаж – тонкая хим очистка 4) конверсия (газ. цинтрифуга. газ. Диффузия- технология удаления ненужного урана) 5) обогащение
Бомба на основе плутония:
1. очень сильные тактико-технические характеристики
2. сложная технология ( небольшое кол-во стран имеет возможность)
3. необходимость испытания образца
Pu невозможно обогатить без реактора, но обогащение ему и не требуется.
Р-р наработки Pu:
1. бойся длинных излучений
2. непрерывный цикл работы
3. р-р должен работать на естественном U
(чем выше обогащение по 235U, тем больше шансов наработки 238Pu – он не подходит, нужен 239Pu. Если не бедет 238U, не будет и Pu)
Тяжеловодные р-ры с мощностью наработки в десятки кВт используют в осн для наработки Pu
Масса оружейного Pu
M(Pu) = 0,4 * X(Pu) * Kим * W, МВт
Kим - коэффициент мощности
X(Pu) - плутониевый коэффициент
Масса наработки оружейного Pu в кг в год
M(Pu)(год) ~ от 1/4W до 1/3W МВт
Pu в отличие от U перофорен (воспламеняется сам по себе)
Pu невероятно коррозийно устойчив
Pu-бомба: проводят неядерные испытания (вместо Pu-ядра берут Al – должна получиться идеальная маленькая сфера горячего жидкого Al)
Конструктивно эта бомба представляла собой несколько сфер, вложенных друг в друга: 1)Импульсный нейтронный инициатор — шар диаметром порядка 2 см из бериллия, покрытый тонким слоем сплава иттрий-полоний или металлического полония-210 — первичный источник нейтронов для резкого снижения критической массы и ускорения начала реакции. Срабатывает в момент перевода боевого ядра в закритическое состояние (при сжатии происходит смешение полония и бериллия с выбросом большого количества нейтронов). 2)Плутоний. Желателен максимально чистый изотоп плутоний-239 3)Оболочка (англ. tamper), служащая отражателем нейтронов (из урана).4) Обжимающая оболочка (англ. pusher) из алюминия. 5)Взрывчатое вещество со сложной системой подрыва, обеспечивающей синхронность подрыва всего взрывчатого вещества.
3.Аэс с водо-водяными энергетическими реакторами (под давлением и кипящими). Физико-технические схемы, сравнительные преимущества и недостатки.
схема
ВВЭР
схема
РБМК
Схема
БВР
ВВЭР: 15 энергоблоков в России:
|
ВВЭР-1000 |
ВВЭР-440 |
РБМК-1000 |
Кольская АЭС |
|
4 4 |
|
Калининская АЭС |
33 |
|
|
Нововоронежская АЭС |
11 |
2 |
|
Волгодонская АЭС |
11 |
|
|
Балаковская АЭС |
44 |
|
|
Ленинградская АЭС |
|
|
4 4 |
Смоленская АЭС |
|
|
3 3 |
Курская АЭС |
|
|
4 4 |
БВР много в США, Японии, Европе;
В обоих блоках толстостенный бак.
ВВЭР: 160 Атм вода 1го контура радиоактивна, 2го – нет (пар). Производство баков: должно быть 4 в год, а всего 1,5. Плюс: связь отрицательная Δk↑=> t↑=>ρH20↓=> Δk↓ - из другого вопр, но вдруг понадобится
ВВЭР 440 (1000): мощность тепловая: 1375 (3200) МВт, мощность электрическая 440 (1000) МВт. ВВЭР реактор корпусного типа с водой под давлением, которая выполняет функцию теплоносителя и замедлителя. Корпус реактора – вертикальный цилиндрический сосуд высокого давления с крышкой. Внутри шахта. СУЗ (система управления и защиты реактора) – кассетные поглотители из бористой стали и корбида бора (бор поглащает нейтроны).
+более эффективный термодинамический цикл за счет роста рабочего давления в корпусе, следовательно АЭС более экономичная
- перезагрузка при остановленном реакторе и снижение давления до атмосверного
- бак (корпус реактора)
- парогенератор дорогой, может выйти из строя
БВР:60 Атм вода сразу становится паром в АЗ, т.е не нужен парогенератор, в баке смесь – разгоняет сам себя (это как минус, не понятно), органы управления снизу, выше степень биологической защиты, меньше уровень радиационной безопасности (пар из канала идет сразу на турбину, выбросы больше чем у ВВЭР), минус: - Δk↑=> VПАРА ↑=> Δk↑ - положительная связь
РБМК-1000: тепловая мощность: 3200 МвТ, электрическая мощность: 1000 МвТ. Теплоноситель – вода, замедлитель – графитовая кладка, реактор одноконтурный с кипением теплоносителя и подачей пара в турбины, топливо UO2 (двуокись урана-235), СУЗ– бор (поглощает нейтроны).
+ перезагрузка топливных кассет без остановки реактора
+ раздробленность АЗ на отдельные каналы небольшого сечения делает неопасным нарушение герметичности отдельных каналов (можно заменить отдельный канал)
+ на нем не стоят парогенераторы (очень дорогостоящие)
+возможность наработки оружейного плутония
- менее компактный реактор
- требует большого строительства, следовательно большие затраты
-пожарная опасность (графит горит)
- нужен чистый графит
- Δk↑=> VПАРА ↑=> Δk↑ - положительная обратная связь
- большой размер АЗ – возможно образование локальных критмасс
- меньше уровень радиационной безопасности (пар из канала идет сразу на турбину, выбросы больше чем у ВВЭР)
- Более высокая нагрузка на оперативный персонал по сравнению с ВВЭР, из-за больших размеров АЗ и постоянно ведущимися перегрузками топлива в каналах.
Билет 16