Как уже было выше сказано уменьшается количество 238 намного больше к концу кампании чем 235. Pu 239 и его изотопов образуется не так уж много. Значит остальной 238 просто распадается с выделением тепловой энергии. Или все не так?
Реально уран-238 расходуется больше урана-235 только на БН-реакторе. Почему? Да, урана-238 в реакторном топливе в двадцать раз больше, но непосредственно делиться нейтроном этот изотоп не может. Для деления урана-235 годятся и быстрые, и тепловые нейтроны, а для захвата ураном-238 - только быстрые. Мало того что в тепловом реакторе меньше быстрых нейтронов, так ещё и сечение реакции для быстрого нейтрона значительно меньше, т.к. с увеличением скорости уменьшается длина волны частицы. В итоге, в тепловом реакторе гораздо более вероятна реакция деления нейтроном урана-235, чем захвата нейтрона ураном-238.
Добавлено: Сб Ноя 09, 2019 9:04 am Заголовок сообщения:
Anonymous писал(а):
Anonymous писал(а):
... Мало того что в тепловом реакторе меньше быстрых нейтронов, так ещё и сечение реакции для быстрого нейтрона значительно меньше, т.к. с увеличением скорости уменьшается длина волны частицы. В итоге, в тепловом реакторе гораздо более вероятна реакция деления нейтроном урана-235, чем захвата нейтрона ураном-238.
Объясните, плиз, почему в тепловом реакторе больше тепловых нейтронов, чем бвстрых?
Объясните, плиз, почему в тепловом реакторе больше тепловых нейтронов, чем бвстрых?
Добавляют легкие элементы. Рассеяние нейтрона на водороде приводит примерно к двукратному уменьшению энергии. За 10 соударений, энергия нейтрона будет примерно в 2в10й меньше.
А что бы вам не почитать учебник по реакторам? И вообще по физике?
"Добавляют легкие элементы" - на практике, как правило, используют обычную легкую воду, которая наилучшим образом сочетает свойства замедлителя нейтронов и теплоносителя. Легкая вода состоит преимущественно из протонов, имеющих с нейтронами примерно равную массу, поэтому в результате упругого соударения быстрый нейтрон делится примерно поровну своей кинетической энергией с протоном. Чтобы получился реактор на быстрых нейтронах, сочетающий в себе теплогенератор и бридер, нужен теплоноситель, слабо замедляющий нейтроны. Для этого нет нужды заменять воду на ртуть, натрий и прочую химическую гадость - достаточно в качестве теплоносителя подавать в реактор не сплошной слой воды, а воду, распыленную при помощи инжектора. Водяная взвесь, во-первых, слабо замедляет нейтроны, а во-вторых, при нагревании сразу превращается в пар высокого давления, что значительно повышает КПД паровой турбины. Но тогда конструкцию реактора придется изначально рассчитывать на высокое давление, а иначе получится, как в Чернобыле.
Добавлено: Вс Ноя 10, 2019 9:16 am Заголовок сообщения:
Anonymous писал(а):
Anonymous писал(а):
Объясните, плиз, почему в тепловом реакторе больше тепловых нейтронов, чем бвстрых?
Добавляют легкие элементы. Рассеяние нейтрона на водороде приводит примерно к двукратному уменьшению энергии. За 10 соударений, энергия нейтрона будет примерно в 2в10й меньше.
А что бы вам не почитать учебник по реакторам? И вообще по физике?
Поостерегитесь писать тогда "в тепловом реакторе меньше быстрых нейтронов", если понимаете, что в результате реакций деления тяжелых ядер почти все нейтроны быстрые. Только потом они замедляются, как вы правильно отметили. Иначе странно получается, коллега.
Добавлено: Вс Ноя 10, 2019 11:29 am Заголовок сообщения:
Не забывайте, что в реакторе топливные стержни образуют общую систему обмена нейтронами. Образующиеся в результате деления быстрые нейтроны, пройдя через замедлитель, возвращаются в общую систему уже тепловыми. Количество образующихся в стержне быстрых нейтронов оказывается меньше совокупности тепловых нейтронов, поступающих извне от других стержней. Вот и получается, что в результате деления образуются быстрые нейтроны, а во вторичной реакции деления участвуют преимущественно тепловые.
Добавлено: Чт Ноя 14, 2019 11:26 am Заголовок сообщения:
Если мы говорим о ВВЭР, то давайте топливные стержни для простоты называть твэлами) Напомню, что высота топливного столба там определяется суммой высот топливных таблеток в каждом твэле. О выгорающих поглотителях говорить в этой теме не будем
Не забывайте, что в реакторе топливные стержни образуют общую систему обмена нейтронами. Образующиеся в результате деления быстрые нейтроны, пройдя через замедлитель, возвращаются в общую систему уже тепловыми. Количество образующихся в стержне быстрых нейтронов оказывается меньше совокупности тепловых нейтронов, поступающих извне от других стержней. Вот и получается, что в результате деления образуются быстрые нейтроны, а во вторичной реакции деления участвуют преимущественно тепловые.
Ну и конечно, часть нейтронов не участвует в делении. Имеется в первую очередь утечка из активной зоны. Подозреваю, что из ТВС на переферии нейтронов утекает больше всего и многие из них не успевают замедлиться до тепловых. Если начать размышлять о запаздывающих, то вообще запутаюсь
Главное, усвоить принципиальную разницу между замедлителем и отражателем нейронов: у первого ядра лёгкие, а у второго тяжёлые. В реакторе на быстрых нейтронах в качестве теплоносителя используется отражатель, который, кроме всего прочего, изолирует зону активного деления от внешней среды и тем самым не только возвращает быстрые нейтроны в процесс воспроизводства топлива, но и препятствует их утечке. Таким образом, совмещается экономическая выгода с экологической безопасностью.
Совмещение в одном реакторе и высокопродуктивного бридера, и мощного теплогенератора чревато его быстрым разгоном со всеми вытекающими последствиями.
Добавлено: Ср Май 11, 2022 6:09 pm Заголовок сообщения:
Из вышенаписанного я понял, что в реакторе типа ВВЭР протекают следующие реакции: уран 235 делится и тепловыми и быстрыми нейтронами. Сечение захвата у урана 235 больше чем у урана 238, поэтому его взаимодействие с нейтронами более активно чем у U238. U238 делится быстрыми нейтронами, а с медленными взаимодействует и превращается в Pu 239. Общее тепловыделение: деление U235, U238,Pu 239, а также распад вторичных элементов. Плотность потока нейтронов в центре выше чем на периферии, хотя U235 там меньше за счет выгорания в 3-х топливном цикле. Осталось в процентном соотношении распределить количество выделяемой энергии. На долю вторичных элементов я бы отвел процентов 20, т.к. после АЗ(прекращения цепной реакции) мощность реактора падает где то до 10% в первые минуты, за счет распада ВЭ. На мощности эта доля должна быть больше, т.к. происходит "дожигание" ВЭ за счет облучения нейтронами. Осталось 80 % разделить между U235, U238 и Pu 239. Если где то ошибся, уважаемые ядерщики, ногами не бейте, просто укажите где. Если все примерно правильно, то попытаюсь посчитать дальше.
Добавлено: Пт Май 27, 2022 8:03 am Заголовок сообщения:
Anonymous писал(а):
U238 делится быстрыми нейтронами, а с медленными взаимодействует и превращается в Pu 239.
U238 вообще-то не делящийся изотоп. Он не делится ни быстрыми, ни медленными нейтронами, а при взаимодействии с быстрыми нейтронами превращается в Pu239, для того и существуют реакторы на быстрых нейтронах. Разберитесь в элементарном прежде чем лезть в дебри!
Добавлено: Пт Май 27, 2022 7:04 pm Заголовок сообщения:
U238 есть важнейшее стратегическое сырьё для энергетики, как рукотворной, так и природной. На чём, спрашивается, на протяжении тысячелетий работает ядро Земли, как не на воспроизводящемся уран-плутониевом цикле? Когда говорят, что плутоний не встречается в природе, то имеется в виду природа, доступная исследованию, а реально доступна для нас только земная кора и отчасти мантия, но никак не ядро.
Добавлено: Пн Май 30, 2022 4:50 am Заголовок сообщения:
Anonymous писал(а):
Anonymous писал(а):
U238 делится быстрыми нейтронами, а с медленными взаимодействует и превращается в Pu 239.
U238 вообще-то не делящийся изотоп. Он не делится ни быстрыми, ни медленными нейтронами, а при взаимодействии с быстрыми нейтронами превращается в Pu239, для того и существуют реакторы на быстрых нейтронах. Разберитесь в элементарном прежде чем лезть в дебри!
U 238 не может поддерживать цепную реакцию, но делиться при взаимодействии с высокоэнергетическими нейтронами(больше 1 МэВ) вполне может.
Вы можете начинать тeмы Вы можете отвечать на сообщения Вы не можете редактировать свои сообщения Вы не можете удалять свои сообщения Вы не можете голосовать в опросах
Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(921)9589004
E-mail: info@proatom.ru, Разрешение на перепечатку.
За содержание публикуемых в
журнале информационных и рекламных материалов ответственность несут авторы.
Редакция предоставляет возможность высказаться по существу, однако имеет свое
представление о проблемах, которое не всегда совпадает с мнением авторов
Открытие страницы: 0.07 секунды