Уважаемые форумчане! Предлагаю в этой ветке, по мере сил и возможностей, объяснять братьям по разуму из других, не атомных, миров основные теории и практики, которыми пользуются атомщики, теоретики и практики, а также отвечать на вопросы дабы не раздувать специальные разделы форума и для приобщения всех интересующихся и не равнодушных. В качестве первой прсьбы, прошу уважаемых расчетчиков очень просто, буквально на пальцах, описать процесс деления ядер топлива в активной зоне и механизм получения тепловой энергии

На это вроде бы ещё никто не жаловался.

А вот другую путаницу я заметил. Мгновенные нейтроны часто путают с быстрыми.

Нейтроны бывают:

1) тепловые - промежуточные - быстрые;

2) мгновенные - запаздывающие.

Это две разные классификации. Например, нейтрон может быть "быстрым и мгновенным". Или "тепловым и запаздывающим". Или например, как кошек можно поделить на пёстрых и одноцветных, а также на пушистых и непушистых

Первая классификация - по энергии нейтронов.
Вторая классификация - по времени появления нейтрона в реакции деления.

Добавлю два слова. Деление в основном, для получения тепла, идёт на тепловых нейтронах, а измерение мощности на быстрых, которые специально для этого замедляют уже вне реактора

А почему такая двойная бугалтерия.?

Слишком заумное начало для "чайников". Для начала, разъясните, плиз, чем реактор отличается от самовара? Ежели самовар топить (не утАпливать, а греть) пусть даже шишками без воды - он почему-то распаивается ...

Тоже вот "нарядная вещь" Как бы про неё на кошечках рассказать, а?

Конструктив получится сложный (и не нужный) размещать камеры измерения внутри корпуса (давление, температура, дополнительные патрубки), как-то так

Тема отличная и своевременная..., однако есть одна опасность, чтобы объяснить "почему шпингалет в туалете с обратной стороны" придётся начинать с 1917 года...

Несмотря на это обстоятельство, данное начинание категорически поддерживаю..., а то всё "клизьмы" да "призьмы"....

Бесполезное начинание ...
Когда тема разрастётся на сотню страниц, вопросы начнутся по второму-третьему кругу, а предложение "читать_тему_с_начала" будет восприниматься как оскорбление.
"Плавали, знаем!"(с)

На короткий вопрос должен следовать короткий ответ, а если человеку короткого ответа мало, то тут уже следует намёк на ФАК.

Но я - за !

Я так понимаю непонятны символы?

На АЭС (большинстве) принята унифицированная маркировка элементов (системы, оборудование, устройства), на кошечках н.п.

1TK10S01:

1 - номер блока;

ТК - система, в данном случае - система продувки-подпитки 1 контура (TS - спецгазоочистка, система дожигания водорода и т.д.);

10 - номер линии (петли, ветки);

S - код оборудования: S - арматура; D - насос; В - сосуд, бак, ёмкость; W - теплообменник; N - фильтр и т.д.

01 - порядковый номер оборудования

Некоторые АЭС имеют свою (доморощенную) маркировку, но это уже специфика, только они знают

Объясните принципы работы тора в БВР так, чтобы даже моя младшая поняла.
я понял только что это часть СЛА.

Ой, а можно я?
Отвод пара (снижение давления) в схему барботтера. Пар сбрасывается "под воду" и за время всплытия пузыри с паром схлапываются (пар отдаёт тепло воде в барботтере и "растворяется")
Давление уходит, пара нет, воду по необходимости закачивают обратно в РУ.
Как-то так

При поглощении дейтерием нейтронов образуется радиоактивный тритий. При производстве тяжелой воды остается вода, где мало или нет дейтерия. Почему ее не используют для заправки реакторов РБМК и ВВЭР - ведь это сделает их более экологически чистыми?

Образования трития из дейтерия - не основной путь образования трития на "обычных реакторах". "Овчинка выделки не стоит"...

я зануднее

в каком случае, как организовано?
и почему тор, а не шарик/кубик/цилиндрик сбоку с одной стороны?
и как тепло отводится от тора? учитывая, что он открыто в здании - может сам устроить сауну внутри здания

Тор на Фукусиме это частный случай. У нас аналогичная, по назначению, система на ВВЭР-440 - кубик, сбоку, не вниз, а вверх

На ВВЭР-1000 - маленький, кругленький с охлаждением (только для сброса пара с предохранительных клапанов)

В больших старых системах, как правило, тепло не отводят (не отводили) из расчета краткосрочности процесса. Новые веения - СПОТ гермооболочки, но это уже к профессионалам

Нус,спасибо за ответы,продолжим?.Вот давно хотел спросить: свежий ТВЭЛ,который только собираются загружать,он ведь практически безопасен,неактивен,можно его в руках подержать? и сами таблетки,которые в нём.?Если его расковырять, разрезать ножовкой?Пилите Шура,пилите они урановые

Ковырять, резать... Кувалдой плющить не пробовали? Насколько я понимаю, ТВЭЛы заполнены гелием под нехилым давлением :
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A2%D0%B5%...%B5%D0%BD%D1%82

Ковырять не надо. Дадут по шее

Насчёт безопасности. Наша группа в бытность на практике на БН-350 (Шевченко, КазССР) помогала разгружать привезенные свежие ТВС для быстрого реактора. А там обогащение ой-ё-ёй какое, ВВЭР-ам в страшном сне такое не увидеть. Итог - все живы и здоровы. Выводы сами делайте.

Насчёт неактивности Вы не правы. Свежий твэл активен. Это очевидно, потому что ураны - радиоактивные изотопы. Вопрос в мощности дозы от свежего твэла. Она невелика, но точнее скажет Dozik.

О выводах - чем выше обогащение 235 ураном, тем свежее топливо безопаснее, с точки зрения радиационной безопасности для "неоксидного" урана.
дело в следующем:
Альфа актвиность 235 урана ~ 92 кБк/г*сек
Альфа актвиность 238 урана ~ 12,3 кБк/г*сек,
но альфа излучение все остается в твэле - через оболочку не проходит и, если пренебречь нейтронами, образующимися в реакции (альфа, нейтрон) на одном из изотопов кислорода (если у вас оксидное топливо),
а учитывать только нейтроны спонтанного деления, получаем:
скорость спонтанного (это не на понтах) деления 235 урана ~ 3,13Е-4 дел/г*сек и соответственно ~ 7.0Е-4 н/г*сек
скорость спонтанного (это тоже не на понтах) деления 238 урана ~ 6,96Е-3 дел/г*сек и соответственно ~ 14.0Е-3 н/г*сек
Т.о. нейтронная активность грамма 238 урана больше, чем у 235 урана в 20 раз. И если учитывать обогащение - получаем основной вклад от 238 урана.

Однако, для оксидного топлива пренебрегать реакцией (альфа, нейтрон) нельзя , она дает до 80 % вклада в нейтронную активность свежего топлива.

Оболочка твэла с завода-изготовителя может быть "загрязнена" топливными частицами, тогда можете на руки набрать альфа-излучателей.
Но это тема другого разговора.

Вы почему-то рассматриваете только нейтронную активность. По практике скажу: мы проверяем склад свежего топлива при поступлении, на предмет наличия урана-235. И определяем по гамма-линии урана-235 (186 кэв). Светит нормально. в метре от контейнера с, примерно полтонной свежего топлива, гамма- фон (с учетом защиты) будет порядка 10 мкЗв/час.

В сто раз выше естественного фона?

На уровне КУ для помещений временного пребывания персонала...

Согласен, про гамму я "забыл" , наверно сказывается отсутствие музыкального образования.

Вопросы от "чайника":
Про 10 мкЗв/час - это только от одной ТВС, или другие где-то рядом лежат в УСТ?
Это суммарный гамма-фон от всех уранов?
Можете ли сказать, какой из изотопов урана (и его продуктов) дает больший вклад в гамма-фон?
Линия 186 кэВ конечно мощная, но у "друзей" 238 U линии пожестче до 1 МэВ. С учетом стенок контейнера - кто из уранов "сильнее" по гамма-квладу?
Проверяя на предмет наличия 235U в свежем топливе, имеется ли возможность оценить обогащение, каким образом и с какой точностью?
Есть ли вообще такая задаче при приеме свежего топлива?

Пожалуй для "немузыканта" достаточно вопросов.

Мь- да,на этой то линии "чайники" отстали .Ну хорошо,а как блок с свежим топливом, запускается?

Технически, на удивление, "просто". Сперва заливают в реактор борную кислоту концентрацией 16 г/кг, далее, загружают топливные кассета (ТВС) и регулирующие стержни СУЗ, уплотняют реактор, извлекают регулирующие стержни и плавно снижают концентрацию борной кислоты. На концентрации примерно 7-8 г/кг начинается цепная реакция и всё.

На ЧАЭС, в ходе вышедшего из-под контроля "эксперимента", регулирующие стержни повыдергивали без меры, а затем, из-за быстрой деформации активной зоны не смогли "впендюрить" обратно, от-того и рвануло так крепко. "На пальцах", так?

Вопрос абсолютного "чайника", прошу разъяснить.

Нет, не так. И вообще, на пальцах такое не объяснишь.

Попробуйте почитать INSAG-7 и отчёт комиссии ГПАН СССР под председательством Штейнберга, их полнота и объективность хоть и предмет дискуссий, но дают представление. И всяко лучше советского доклада от 86 года, который по-сути свёлся к "пришла смена неучей и с воинствующим невежеством наперевес подорвала замечательный аппарат".

http://www-pub.iaea.org/mtcd/publications/...pub913r_web.pdf - тут всё сразу.

А цепная реакция начинается из-за формы расположения топливных кассет,ну типа критическая масса?

Цепная реакция начинается из-за достижения состояния критичности (создание условий критичности) критических масс (множества) которые собраны в реакторе. Это, конечео, очень на пальцвх

"критической" масса становится при определённом количестве нейтронов, кубик в принципе как шарик, но технологически проще в эксплуатации.

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D6%E5%EF%ED%...%E0%EA%F6%E8%FF

Раньше в курсе высшей математике был такой расчёт.

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%9A%D0%BE%...%BD%D0%BE%D0%B2

Книга «Высшая математика для начинающих и ее приложения к физике», написанная физиком-теоретиком академиком Я. Б. Зельдовичем, рассчитана на школьников старших классов, учащихся техникумов и лиц, занимающихся самообразованием, она может быть полезна и студентам 1-го курса вузов и втузов.

В книге в наиболее простой, наглядной и доступной форме объясняются основные понятия дифференциального и интегрального исчисления. Далее даются сведения, необходимые для практического применения высшей математики к задачам физики и техники. На основе высшей математики рассмотрено большое число физических вопросов: радиоактивный распад, ядерная цепная реакция, законы механики, в частности, реактивное движение и космическая скорость, молекулярное движение. Рассмотрены электрические явления и, в частности, теория колебаний, лежащая в основе радиотехники. Наряду с математическим исследованием очень подробно изложена физическая сущность рассматриваемых явлений.

Формат: djvu / zip

Размер: 6,6 Мб

http://www.alleng.ru/d/math/math212.htm?

"Критичность" массы не и зависит от количества нейтронов, рождающихся внутри её.

Глюки с интернетом.ков"

Anarxi задал простой вопрос, а мы на него так сложно отвечаем. В теме то "для чайников". Короче - да.

На реактивность легководного реактора (ВВЭР, PWR, BWR и так далее) влияют в общих чертах уран-водное отношение (соотношение числа атомов урана и водорода), обогащение урана, диаметр твэлов, глубина выгорания кассет.

Перед пуском реактора активную зону собирают таким образом, чтобы без всяких органов управления она была бы существенно надкритичной. То есть, без органов управления в таком реакторе не просто пойдёт реакция, а начнётся разгон - резкий рост мощности реактора.

Исходная надкритичность нужна, чтобы компенсировать все потери в реактивности реактора, возникающие при его работе. С другой стороны, надкритичный реактор существовать не может - вернее, он существует, но очень недолго, секунды или доли секунды Поэтому исходную надкритичность компенсируют органами управления. В ВВЭР - это стержни СУЗ и борная кислота. Суммарный "вес" органов должен быть заведомо больше исходной надкритичности. На сколько конкретно - регулируется правилами безопасности ядерной (ПБЯ).

Для иллюстрации.

В реакторной физике вводится понятие K-эфф, эффективного коэффициента размножения нейтронов. При k-эфф=1 реактор стационарен, его мощность не меняется. При k-эфф>1 мощность растёт (разгон), при k-эфф>1,007 разгон становится неконтролируемым (разгон на мгновенных нейтронах, мощность удваивается за миллисекунды).

Так вот. Если собрать активную зону ВВЭР-1000 из свежих (с нулевым выгоранием, не бывших в реакторе) кассет с обогащением 4,4%, то в реакторе в холодном состоянии (комнатные температура и давление) приблизительно получим k-эфф=1,4. Иными словами, в таком реакторе будет полсотни бомб.

ТВС на ВВЭР и РБМК - две большие разницы. Я вам говорил про примерно полтонны топлива...

В спектре явно выделяется гамма-линия 235-го. У 238 хороших гамма-линий нет, а "дочерние" не успевают накопиться в значительных количествах. Хотя "следы" иногда видно. Или вы имели ввиду "другие ураны"?
Думаю, что основной вклад все-таки от 235-го.


Да, конечно. Не только в свежем. При хранении делящихся материалов необходимо ежегодно проводить инвентаризацию "приборными методами"... Как то обнинцы из ФЭИ жаловались - у них не один десяток тысяч единиц на учете...
Самый простой метод "неразрушающего контроля" - гамма-спектрометрический, с использованием эталонов. Другие тоже есть - в книжках можно прочесть. Не так давно ВНИИА целую книжку американскую перевел...

Угу. На известном нашем Энском стенде на учёт и контроль они тратят один-два полных рабочих дня в месяц. И это при том, что они новых материалов почти не получают. Исключительно контроль того, что имеется.

На том же Энском стенде с помощью американцев такое дело внедрено. Действительно, подносишь таблетку, и тебе на мониторе пишут её обогащение.

По точности метода у меня есть вопросы. Когда известна номенклатура обогащений, то определить, к какому типовому обогащению относится таблетка, достаточно легко. А вот поди-ка определи совершенно постороннюю таблетку! Но так как эта тематика УКФЗ-шная, по ней не слишком охотно отвечают на подобные вопросы.

Параграф 7 "Цепная реакция деления урана", стр.320,
параграф 8 "Размножение нейтронов в большой массе" стр.322,

"Высшей математики для начинающих и её приложения в физике" Я.Б.Зельдовича пишут что всётаки зависит.

И термоядерная бомба демонстрирует эффект нейтронов при изначально подкритичной массе:

http://ru.wikipedia.org/wiki/%D2%E5%F0%EC%...%F0%F3%E6%E8%E5

А может учёный вырастет? Или просто грамотный специалист? Или своим детям расскажет и они станут?

И ничего несложно, книга Зельдовича для школьников между прочим.

dddv,

критичность системы не зависит от количества нейтронов. В общем случае она зависит от состава и свойств среды и от геометрии среды. И даже в процитированной Вами книге это явным образом подтверждается - см. стр.328, второй параграф (...с=0 есть "критическое значение").

Теория критических размеров реакторов - глава 7 в учебнике Батя. В сети он есть, ссылка http://publ.lib.ru/ARCHIVES/B/BAT%27_G._A/_Bat%27_G.A..html

Если рассматривать "гомогенную среду", как в учебнике Батя, то вы правы, а если брать параграф 10 (стр.328) Зельдовича, то "с=а-b", т.е. критичность "с" зависит от баланса образующихся "а" и вылетающих "b" нейтронов. Собственно так АЭС и управляется если вы не знали

Это мне напомнило давний случай в Менделеевском химико-технологическом университете, когда в ответ на заявление преподавателя по химии о константности атомной массы я сказал что это не факт и есть изотопы и трансэлементы, мне показалось что она как-то пригнулась к кафедре

Критичность системы зависит от баланса рождающихся, поглощающихся и вылетающих из системы нейтронов.

Рождение, поглощение и утечка нейтронов не зависят от нейтронного потока, а зависят от параметров среды (состав и геометрия).

Поэтому в классической теории физики реакторов в критической системе может быть создан любой поток нейтронов. В решение уравнений входит нормировочный множитель. То есть, поток Ф=константа*(набор функций в зависимости от геометрии и состава среды). От потока нейтронов критичность не зависит никоим образом. За большими деталями - к книге Батя, которая и есть описание классической физики реакторов для студентов атомных специальностей.

Но параметры среды могут зависеть от потока нейтронов, это правда. Через обратные связи. Поток нейтронов прямо пропорционален мощности системы, а мощность влияет на температуру и геометрические размеры системы. Более того, сам факт наличия потока нейтронов ведёт к изменению состава среды за счёт выгорания. В классической теории с этим обходятся очень просто - на каждый данный момент (шаг расчёта) считается, что параметры постоянны, и решается обычная условно-критическая задача, для которой справедливо всё сказанное выше. А между шагами пересчитываются параметры в зависимости от значений потоков нейтронов, найденных на предыдущем шаге.

P.S. Пишу и сам не понимаю, какое это отношение имеет к ветке "АЭС для чайников". Поэтому так. Если есть желание узнать, как на самом деле считают реакторы, то это лучше делать в отдельной ветке. Ибо без формул не обойтись.

а ещё зависят от внешнего излучения фотонами(гамма) или внешними нейтронами(альфа), или от изменения объёма среды:

"Фотоядерные реакции — ядерные реакции, происходящие при поглощении гамма-квантов ядрами атомов[1]. Явление испускания ядрами нуклонов при этой реакции называется ядерным фотоэффектом. Это явление было открыто Чедвиком и Гольдгабером в 1934 году[2] и в дальнейшем исследовано Боте и Вольфгангом Гентером[3], а затем и Нильсом Бором[4][5].

При поглощении гамма-кванта ядро получает избыток энергии без изменения своего нуклонного состава, а ядро с избытком энергии является составным ядром. Как и другие ядерные реакции, поглощение ядром гамма-кванта возможно только при выполнении необходимых энергетических и спиновых соотношений. Если переданная ядру энергия превосходит энергию связи нуклона в ядре, то распад образовавшегося составного ядра происходит чаще всего с испусканием нуклонов, в основном нейтронов. Такой распад ведёт к ядерным реакциям и , которые и называются фотоядерными, а явление испускания нуклонов в этих реакциях — ядерным фотоэффектом.
..."
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A4%D0%BE%...%86%D0%B8%D1%8F

"Кроме того, очень жесткое рентгеновское излучение с энергией кванта более 1 МэВ, способно вызвать Ядерный фотоэффект."

"Наведённая радиоактивность — это радиоактивность веществ, возникающая под действием облучения их ионизирующим излучением, как правило нейтронами.

При облучении частицами (нейтронами, протонами, гамма-квантами) стабильные ядра могут превращаться в радиоактивные ядра с различным периодом полураспада, которые продолжают излучать длительное время после прекращения облучения. Особенно сильна радиоактивность, наведённая нейтронным облучением. Это объясняется следующими свойствами этих частиц: для того, чтобы вызвать ядерную реакцию с образованием радиоактивных ядер, гамма-кванты и заряженные частицы должны иметь большую энергию (не меньше нескольких МэВ). Однако, они взаимодействуют с электронными оболочками атомов намного интенсивнее, чем с ядрами, и быстро теряют при этом энергию. Кроме того, положительно заряженные частицы (протоны, альфа-частицы) быстро теряют энергию, упруго рассеиваясь на ядрах. Поэтому, вероятность гамма-кванта или заряженной частицы вызвать ядерную реакцию ничтожно мала. Например, при бомбардировке бериллия альфа-частицами, лишь одна из нескольких тысяч или десятков тысяч (в зависимости от энергии альфа-частиц) вызывает (α, n)-реакцию, а для других веществ эта вероятность еще меньше.

Нейтроны же, наоборот, захватываются ядрами при любой энергии, более того, максимальна вероятность захвата именно нейтронов с низкой энергией. Поэтому, распространяясь в веществе, нейтрон может попадать в множество ядер последовательно, пока не будет захвачен очередным ядром, и вероятность захвата нейтрона практически равна единице.

Следует заметить, что поглощение нейтронов не обязательно ведет к появлению наведенной радиоактивности. Многие ядра захватывают нейтрон с образованием стабильных ядер, например бор-10 превращается в стабильный бор-11, лёгкий водород (протий) — в стабильный дейтерий. В таких случаях наведённая радиоактивность не возникает.

Процесс накопления в веществе радиоактивных изотопов под действием облучения называется активацией.
..."
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%9D%D0%B0%...%81%D1%82%D1%8C


"Термоядерное оружие.
...
При взрыве триггера 80 % выделяющейся из него энергии расходуется на мощный импульс мягкого рентгеновского излучения, которое поглощается оболочкой второй ступени. В результате резкого нагрева урановой (свинцовой) оболочки происходит абляция (испарение) вещества оболочки и появляется реактивная тяга, которая вместе со световым давлением обжимает вторую ступень. При этом её объём уменьшается в несколько тысяч раз, и термоядерное топливо нагревается до температур, близких к минимальным для начала реакции. Плутониевый стержень переходит в надкритическое состояние, и начинается ядерная реакция внутри контейнера...."
http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%A2%D0%B5%...%BC%D0%B1%D0%B0


http://ru.wikipedia.org/wiki/%D0%E5%ED%F2%...%F7%E5%ED%E8%E5

От пускового источника нейтронов. Например, калифорниевого. При первом пуске и при малых мощностях учитывать нужно, с набором мощности - уже нет, даже если его по каким-то причинам не вытащили.



Это и есть геометрия.

Облучать АЭС извне потоком гамма-квантов - это "АЭС на резинке", а не "АЭС для чайников".

Реакция (гамма,n) значима для физики реакторов на тяжёлой воде. Естественно, потоки гамма-квантов "внутреннего" происхождения, не внешнего. Там есть свои нюансы в расчётах, и на тяжёловоднике я сам видел, как аппарат, удерживаемый в строго критичном состоянии, тем не менее очень медленно и по чуть-чуть набирает мощность на протяжении первых суток.

Про бомбу ничего не могу сказать. Считал сердечники в хранилище, но у нас задача была не взорвать, а совсем наоборот.

Как быстро ветку испортили!

Надеюсь когда мы дойдём до турбин Вы неподкачаете Кстати, мне кажется,что сылки из Википедии это не в кассу

Не испортят нам обедни злые происки врагов