На главную
Физика - одна из самых удивительных наук! Физика столь интенсивно развивается, что даже лучшие педагоги сталкиваются с большими трудностями, когда им надо рассказать о современной науке. Данный ресурс поможет эффективно и интересно изучать физику. Учите физику!
   

Обучение и материалы
Физический справочник
Формулы по физике
Шпаргалки по физике
Энциклопедия
Репетиторы по физике
Работа для физиков
Быстрый устный счет
Виртуальные лабораторные
Опыты по физике
ЕГЭ онлайн
Онлайн тестирование
Ученые физики
Необъяснимые явления
Ваша реклама на сайте
Разное
Контакты
Спецкурс
Фейнмановские лекции

В мире больших скоростей

Введение в теорию относительности

Лекции по биофизике
Лекции по ядерной физике
Ускорение времени...
Лазеры
Нанотехнологии
Книги
полезное
Смешные анекдоты о физике
Готовые шпоры по физике
Физика в жизни
Ученые и деньги
Нобелевские лауреаты
Фото
Видео
Карта сайта
На заметку
Если вам понравился сайт, предлагаем разместить нашу кнопку
Кнопка сайта All-fizika.com
Компьютерные программы
по физике
Программы по физике


Физика и юмор
Физика и юмор


Онлайн тестирование
по физике
Онлайн тестирование по физике



-









4.1 Ядерное топливо

Активная зона энергетического ядерного реактора (а.з.ЭЯР) - это  часть его объёма, в которой конструктивно организованы условия для осуществления непрерывной самоподдерживающейся цепной реакции деления ядерного топлива и сбалансированного отвода генерируемого в нём тепла с целью его последующего использования.
 
Вдумавшись в смысл этого определения применительно к активной зо­не теплового ЭЯР, можно понять, что принципиальными компонентами такой активной зоны являются ядерное топливо, замедлитель, теплоноситель и другие конструкционные материалы Последние объективно необходимы, так как ядерное топливо и замедлитель в активной зоне и сама активная зона должны быть неподвижно зафиксированы в реакторе, представляя собой по возможности разборный технологический агрегат.

Под ядерным топливом обычно понимается  совокупность всех делящихся нуклидов в активной зоне.  Большинство ис­пользуемых в энергоблоках АЭС тепловых ЭЯР в начальной стадии эксплуа­тации работают на чисто урановом топливе, но в процессе кампании в них воспроизводится существенное количество  вторичного ядерного топлива - плутония-239, который сразу после его образования включается в процесс размножения нейтронов в реакторе. Поэтому топливом в таких ЭЯР в любой произвольный момент кампании надо считать совокупность трёх делящихся компонентов: 235U, 238U и 239Pu. Уран-235 и плутоний-239 делятся нейтронами любых энергий реакторного спектра, а 238U, как уже отмечалось,  только быстрыми надпороговыми (с Е > 1.1 МэВ) нейтронами.
 
Основной характеристикой уранового ядерного топлива является его начальное обогащение (x),  под которым понимается доля (или процентное содержание) ядер урана-235 среди всех ядер урана. А поскольку на более чем 99.99% уран состоит из двух изотопов - 235U и 238U, то величина обогащения:
x = N5/NU = N5/(N5+N8)                                               (4.1.1)
В природном металлическом уране содержится приблизительно 0.71% ядер 235U, а более 99.28% составляет 238U. Прочие изотопы урана (233U, 234U, 236U и 237U) присутствуют в природном уране в настолько незначи­тельных количествах, что могут не приниматься во внимание.
 
В реакторах АЭС используется уран, обогащенный до 1.8 ÷ 5.2%, в ре­акторах морских транспортных ядерных энергоустановок начальное обога­щение ядерного топлива составляет 20 ÷ 45%. Использование топлива низких обогащений на АЭС объясняется экономическими соображениями: технология производства обогащённого топлива сложна, энергоёмка, требует сложного и громоздкого оборудования, а потому является дорогой технологией.
 
Металлический уран термически не стоек, подвержен аллотропным превращениям при относительно невысоких температурах и химически нестабилен,  а потому неприемлем в качестве топлива энергетических реакторов. Поэтому уран в реакторах используется не в чисто металлическом виде, а в форме химических (или металлургических) соединений с другими химическими элементами. Эти соединения называются топливными композициями.
 
Наиболее распространенные в реакторной технике топливные компози­ции:
UO2, U3O8, UC, UC2, UN, U3Si, (UAl3)Si, UBe13.
 
Другой (другие) химический элемент топливной композиции называют разжижителем топлива. В первых двух из перечисленных топливных компо­зиций разжижителем является кислород, во вторых двух - углерод, в по­следующих соответственно азот, кремний, алюминий с кремнием и бериллий.
Основные требования к разжижителю - те же, что и замедлителю в ре­акторе: он должен иметь высокое микросечение упругого рассеяния и воз­можно более низкое микросечение поглощения тепловых и резонансных ней­тронов.
 
Наиболее распространенной топливной композицией в энергетических реакторах АЭС является диоксид урана (UO2), и его разжижитель - кисло­род - в полной мере отвечает всем упомянутым требованиям.
 
Температура плавления диоксида (2800oС) и его высокая термическая устойчивость позволяют иметь высокотемпературное топливо с допустимой рабочей температурой до 2200оС.



ЧИТАЙТЕ ТАКЖЕ:


Социальные комментарии Cackle


 
 
© All-Физика, 2009-2016
При использовании материалов сайта ссылка на www.all-fizika.com обязательна.