Купить хино шасси в Москве у официального дилера.

Физика атомного реактора Сопротивление материалов Математика решение задач Информатика Атомная энергетика безопасность Электротехника и электроника

Коэффициент размножения Критическая  масса  Управление цепной реакцией деления Поглощающий элемент Эффекты реактивности Мощностной эффект Управление реактором Реактор с водой под давлением Уран-графитовый реактор Гомогенный реактор


Отвод тепла от реактора — выделение тепла из реактора и его элементов в процессе охлаждения для использования в силовой установке и для других целей; предусматривается охлаждение твэлов, регулирующих и аварийных стрежней, кладки активной зоны (в случае твердого замедлителя), отражателя тепловой защиты корпуса и биологической защиты.

Правила ядерной безопасности жестко ограничивают величину единовременно вносимой реактивности.

Замечание. Выше мы ограничились приближенной теорией размножения нейтронов в реакторе. Более строго для реактора с замедлителем она выглядит следующим образом. Размножение нейтронов является основой самоподдерживающейся цепной реакции деления ядер. Цикл размножения нейтронов начинается с акта захвата нейтрона ядром тяжелых (U-235, Pu-239 и других "делящихся") элементов. Интенсивность захватов, т.е. число актов захватов нейтронов в единице объема в единицу времени есть нейтрона ураном-235, равно примерно 2. Учитывая что топливо реакторов содержит большую долю неделящегося тепловыми нейтронами изотопа урана-238, число новых нейтронов на один акт захвата в уране топлива составляет vc=c 5 = n. Число новых нейтронов, родившихся в единице объема топлива в единицу времени есть ηΨΣс8. Эти нейтроны, сталкиваясь с ядрами окружающего топлива, могут произвести дополнительные акты деления ядер топлива, произвести как говорят "размножение на быстрых нейтронах". Это умножение поколения нейтронов обозначают буквой µ. Курс лекций по физике Далее нейтроны, сталкиваясь с ядрами замедлителя, теплоносителя и конструктивных элементов теряют свою энергию, "замедляются". При этом некоторая их доля поглощается (без деления) на резонансах сечения поглощения тяжелых элементов и выбывает из игры, а некоторая диффундирует во внешнее пространство и тем самым также теряется. Долю нейтронов "избежавших резонансный захват" обозначают через φ, а долю избежавших "утечку"при замедлении через W(κτ). Тогда число "замедлившихся" нейтронов в единицу времени в единице объема, ставших "тепловыми", т.е. потерявших свою энергию рождения (~ 2 Мev) есть η µ φΣc8W(κτ), где κ - геометрический параметр, τ - "возраст" нейтронов. Эти нейтроны, "диффундируя" в среде, могут потеряться за счет утечки и поглощения в материалах активной зоны. Долю нейтронов, избежавших утечку при диффузии в тепловой области энергии (~kT эв), обозначают через W(κL2), а долю нейтронов поглощенных в тяжелых элементах относительно полного поглощения во всех материалах активной зоны через θ c. Число нейтронов прошедших весь нейтронный цикл на один нейтрон, поглощенный в тяжелых элементах, т.е. прошедших цикл размножения, замедления, диффузии в тепловой области есть η µ φΣ c8W(κτ)W(κL2)=Kэф. Произведение η µ φθс=Кбес называют коэффициентом размножения нейтронов в бесконечной среде - К "бесконечное", а Кбес W( κτ )W( κ L2)=Kэф - эффективным коэффициентом размножения нейтронов в конечной среде, К - "эффективное".

Обработка радиоактивных отходов (Radioactive waste treatment) — комплекс технологических процессов, направленных на уменьшение объема радиоактивных отходов, изменение их состава или перевод их в формы, прочно фиксирующие радионуклиды. Включает процессы отверждения, остекловывания, кальцинации, битумирования, цементирования и сжигания радиоактивных отходов.
Физика атомного реактора