Как сделать источник нейтронов

masterok

Мастерок.жж.рф

Хочу все знать

Сложно конечно такую тему оформить не «по научному», но попробую. Давайте сначала разберемся, что из себя представляют эти самые ТВЭЛы.

Двести таблеток ядерного топлива загружаются в трубку, изготовленную из металла цирконий. Длина этой трубки 3.5м. диаметр 1.35 см. Эта трубка называется ТВЭЛ- тепловыделяющий элемент. 36 ТВЭЛов собираются в кассету (другое название «сборка»).

Устройство твэла реактора РБМК: 1 — заглушка; 2 — таблетки диоксида урана; 3 — оболочка из циркония; 4 — пружина; 5 — втулка; 6 — наконечник.

Превращение вещества сопровождается выделением свободной энергии лишь в том случае, если вещество обладает запасом энергий. Последнее означает, что микрочастицы вещества находятся в состоянии с энергией покоя большей, чем в другом возможном, переход в которое существует. Самопроизвольному переходу всегда препятствует энергетический барьер, для преодоления которого микрочастица должна получить извне какое-то количество энергии — энергии возбуждения. Экзоэнергетическая реакция состоит в том, что в следующем за возбуждением превращении выделяется энергии больше, чем требуется для возбуждения процесса. Существуют два способа преодоления энергетического барьера: либо за счёт кинетической энергии сталкивающихся частиц, либо за счёт энергии связи присоединяющейся частицы.

Если иметь в виду макроскопические масштабы энерговыделения, то необходимую для возбуждения реакций кинетическую энергию должны иметь все или сначала хотя бы некоторая доля частиц вещества. Это достижимо только при повышении температуры среды до величины, при которой энергия теплового движения приближается к величине энергетического порога, ограничивающего течение процесса. В случае молекулярных превращений, то есть химических реакций, такое повышение обычно составляет сотни градусов Кельвина, в случае же ядерных реакций — это минимум 107 K из-за очень большой высоты кулоновских барьеров сталкивающихся ядер. Тепловое возбуждение ядерных реакций осуществлено на практике только при синтезе самых лёгких ядер, у которых кулоновские барьеры минимальны (термоядерный синтез).

Возбуждение присоединяющимися частицами не требует большой кинетической энергии, и, следовательно, не зависит от температуры среды, поскольку происходит за счёт неиспользованных связей, присущих частицам сил притяжения. Но зато для возбуждения реакций необходимы сами частицы. И если опять иметь в виду не отдельный акт реакции, а получение энергии в макроскопических масштабах, то это возможно лишь при возникновении цепной реакции. Последняя же возникает, когда возбуждающие реакцию частицы снова появляются, как продукты экзоэнергетической реакции.

Для управления и защиты ядерного реактора используются регулирующие стержни, которые можно перемещать по всей высоте активной зоны. Стержни изготавливаются из веществ, сильно поглощающих нейтроны – например, из бора или кадмия. При глубоком введении стержней цепная реакция становится невозможной, поскольку нейтроны сильно поглощаются и выводятся из зоны реакции.

Перемещение стержней производится дистанционно с пульта управления. При небольшом перемещении стержней цепной процесс будет либо развиваться, либо затухать. Таким способом регулируется мощность реактора.

Ленинградская АЭС, Реактор РБМК

Начало работы реактора:

Как мы уже тут упоминали, для начала цепной реакции делящийся материал должен образовать критическую массу, — достаточное количество спонтанно расщепляющегося вещества в достаточно небольшом пространстве, условие, при котором число нейтронов, выделяющихся при делении ядер должно быть больше числа поглощенных нейтронов. Это можно сделать, повысив содержание урана-235 (количество загруженных ТВЭЛОВ), либо замедлив скорость нейтронов, чтобы они не пролетали мимо ядер урана-235.

Вывод реактора на мощность осуществляется в несколько этапов. С помощью органов регулирования реактивности реактор переводится в надкритическое состояние Кэф>1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих параметров теплоносителя причем скорость разогрева ограничена. В процессе разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне. Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до любого уровня в интервале от 2 — 100 % номинальной мощности.

При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при отсутствии активного перемещения органов регулирования.

Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами

Реактор ВВЭР 1000. 1 — привод СУЗ; 2 — крышка реактора; 3 — корпус реактора; 4 — блок защитных труб (БЗТ); 5 — шахта; 6 — выгородка активной зоны; 7 — топливные сборки (ТВС) и регулирующие стержни;

Выгорающие поглощающие элементы.

Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива, часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается. Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование движущихся стержней. В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно в топливные таблетки, при их изготовлении.

Жидкостное регулирование реактивности.

Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа ВВЭР в теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию борной кислоты в тракте теплоносителя мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период работы реактора когда ядер топлива много, концентрация кислоты максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.

Механизм цепной реакции

Ядерный реактор может работать с заданной мощностью в течение длительного времени только в том случае, если в начале работы имеет запас реактивности. Исключение составляют подкритические реакторы с внешним источником тепловых нейтронов. Освобождение связанной реактивности по мере её снижения в силу естественных причин обеспечивает поддержание критического состояния реактора в каждый момент его работы. Первоначальный запас реактивности создается путём постройки активной зоны с размерами, значительно превосходящими критические. Чтобы реактор не становился надкритичным, одновременно искусственно снижается k0 размножающей среды. Это достигается введением в активную зону веществ-поглотителей нейтронов, которые могут удаляться из активной зоны в последующем. Так же как и в элементах регулирования цепной реакции, вещества-поглотители входят в состав материала стержней того или иного поперечного сечения, перемещающихся по соответствующим каналам в активной зоне. Но если для регулирования достаточно одного-двух или нескольких стержней, то для компенсации начального избытка реактивности число стержней может достигать сотни. Эти стержни называются компенсирующими. Регулирующие и компенсирующие стержни не обязательно представляют собой различные элементы по конструктивному оформлению. Некоторое число компенсирующих стержней может быть стержнями регулирования, однако функции тех и других отличаются. Регулирующие стержни предназначены для поддержания критического состояния в любой момент времени, для остановки, пуска реактора, перехода с одного уровня мощности на другой. Все эти операции требуют малых изменений реактивности. Компенсирующие стержни постепенно выводятся из активной зоны реактора, обеспечивая критическое состояние в течение всего времени его работы.

Иногда стержни управления делаются не из материалов-поглотителей, а из делящегося вещества или материала-рассеивателя. В тепловых реакторах — это преимущественно поглотители нейтронов, эффективных же поглотителей быстрых нейтронов нет. Такие поглотители, как кадмий, гафний и другие, сильно поглощают лишь тепловые нейтроны благодаря близости первого резонанса к тепловой области, а за пределами последней ничем не отличаются от других веществ по своим поглощающим свойствам. Исключение составляет бор, сечение поглощения нейтронов которого снижается с энергией значительно медленнее, чем у указанных веществ, по закону l / v. Поэтому бор поглощает быстрые нейтроны хотя и слабо, но несколько лучше других веществ. Материалом-поглотителем в реакторе на быстрых нейтронах может служить только бор, по возможности обогащенный изотопом 10В. Помимо бора в реакторах на быстрых нейтронах для стержней управления применяются и делящиеся материалы. Компенсирующий стержень из делящегося материала выполняет ту же функцию, что и стержень-поглотитель нейтронов: увеличивает реактивность реактора при естественном её снижении. Однако, в отличие от поглотителя, такой стержень в начале работы реактора находится за пределами активной зоны, а затем вводится в активную зону.

Из материалов-рассеивателей в быстрых реакторах употребляется никель, имеющий сечение рассеяния быстрых нейтронов несколько больше сечений других веществ. Стержни-рассеиватели располагаются по периферии активной зоны и их погружение в соответствующий канал вызывает снижение утечек нейтронов из активной зоны и, следовательно, возрастание реактивности. В некоторых специальных случаях целям управления цепной реакцией служат подвижные части отражателей нейтронов, при перемещении изменяющие утечки нейтронов из активной зоны. Регулирующие, компенсирующие и аварийные стержни совместно со всем оборудованием, обеспечивающим их нормальное функционирование, образуют систему управления и защиты реактора (СУЗ).

Аварийная защита:

Аварийная защита ядерного реактора – совокупность устройств, предназначенная для быстрого прекращения цепной ядерной реакции в активной зоне реактора.

Активная аварийная защита автоматически срабатывает при достижении одним из параметров ядерного реактора значения, которое может привести к аварии. В качестве таких параметров могут выступать: температура, давление и расход теплоносителя, уровень и скорость увеличения мощности.

Исполнительными элементами аварийной защиты являются, в большинстве случаев, стержни с веществом, хорошо поглощающим нейтроны (бором или кадмием). Иногда для остановки реактора жидкий поглотитель впрыскивают в контур теплоносителя.

Согласно «Правилам ядерной безопасности реакторных установок атомных станций», по крайней мере одна из предусмотренных систем остановки реактора должна выполнять функцию аварийной защиты (АЗ). Аварийная защита должна иметь не менее двух независимых групп рабочих органов. По сигналу АЗ рабочие органы АЗ должны приводиться в действие из любых рабочих или промежуточных положений.

Аппаратура АЗ должна состоять минимум из двух независимых комплектов.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы в диапазоне изменения плотности нейтронного потока от 7% до 120% номинального обеспечивалась защита:

1. По плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами;
2. По скорости нарастания плотности нейтронного потока – не менее чем тремя независимыми каналами.

Каждый комплект аппаратуры АЗ должен быть спроектирован таким образом, чтобы во всем диапазоне изменения технологических параметров, установленном в проекте реакторной установки (РУ), обеспечивалась аварийная защита не менее чем тремя независимыми каналами по каждому технологическому параметру, по которому необходимо осуществлять защиту.

Управляющие команды каждого комплекта для исполнительных механизмов АЗ должны передаваться минимум по двум каналам. При выводе из работы одного канала в одном из комплектов аппаратуры АЗ без вывода данного комплекта из работы для этого канала должен автоматически формироваться аварийный сигнал.

Срабатывание аварийной защиты должно происходить как минимум в следующих случаях:

1. При достижении уставки АЗ по плотности нейтронного потока.
2. При достижении уставки АЗ по скорости нарастания плотности нейтронного потока.
3. При исчезновении напряжения в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ и шинах электропитания СУЗ.
4. При отказе любых двух из трех каналов защиты по плотности нейтронного потока или по скорости нарастания нейтронного потока в любом не выведенном из работы комплекте аппаратуры АЗ.
5. При достижении уставок АЗ технологическими параметрами, по которым необходимо осуществлять защиту.
6. При инициировании срабатывания АЗ от ключа с блочного пункта управления (БПУ) или резервного пункта управления (РПУ).

Источник

Как сделать источник нейтронов

В изотопных источниках нейтроны получаются либо в результате спонтанного деления ( 252 Cf), либо в результате ядерных реакций (α,n) на легких ядрах, например 9 Be(α,n) 12 C. В качестве источников альфа-частиц используются альфа-активные изотопы 210 Po, 226 Ra, 239 Pu, 241 Am. Интенсивность потока нейтронов от изотопных источников ограничена активностью препарата и обычно заметно меньше 10 8 нейтронов в секунду. Кроме того, такие изотопные источники имеют сплошной спектр нейтронов (

Ядерные реакторы

Станционарные реакторы

Импульсные реакторы

В импульсных реакторах цепная реакция развивается на мгновенных нейтронах. С помощью так называемых модуляторов реактивности реактор на короткий промежуток времени (от

В самогасящихся импульсных реакторах цепная реакция деления гасится за счет отрицательной обратной связи различных процессов, связанных с выделяющимся теплом, с коэффициентом размножения нейтронов. Одним из первых импульсных реакторов был однократный реактор на быстрых нейтронах «Леди Годива», созданный в 1951 в Лос-Аламосской лаборатории в США. Длительность нейтронных импульсов в таких реакторах от нескольких десятков микросекунд до нескольких секунд. Частота повторения импульсов невелика (один импульс в час, а то и 2-3 раза в сутки) и определяется временем, необходимым для охлаждения реактора. В импульсе до

10 18 нейтронов (ЯГУАР в ВНИИТФ, Снежинск).

Рис. 3. Новый отражатель ИБР-2.

Рис. 2. Схема реактора ИБР-2.

В бустере мишень-конвертер из тяжелого металла помещена в подкритическую сборку. Импульс мощности инициируется импульсом нейтронов от внешнего источника. В качестве внешних источников используются сильноточные ускорители электронов (30-200 МэВ). Электроны из ускорителя рождают в мишени тормозные гамма-кванты, которые в свою очередь вызывают фотоядерные реакции (,xn). Фотоядерные нейтроны инициируют цепную реакцию в сборке, что приводит к увеличению потока нейтронов в 10-30 раз. После выключения внешнего источника размножение нейтронов прекращается. В супербустере есть возможность модуляции реактивности в размножающей мишени.
В бустере ИРЕН (Источник РЕзонансных Нейтронов) (ОИЯИ) линейный электронный ускоритель ЛУЭ-200 имеет длительность импульсов 250 нс, значение тока электронов в импульсе

1.5 А, частоту следования импульсов 150 Гц, энергию электронов

Нейтронные генераторы

В нейтронных генераторах обычно используются реакции t(d,n) 4 He и d(d,n) 3 He, максимумы сечения которых находятся при небольших энергиях (см. рис. 4 и 5). Это позволяет использовать небольшие ускорители, например, каскадные генераторы. Энергия дейтронов 130 кэВ в с.ц.и., при которой достигается максимум сечения реакции соответствует энергии в л.с.

Рис. 4. Функция возбуждения для реакции t(d,n) 4 He.

Рис. 5. Функция возбуждения для реакции d(d,n) 3 He.

Реакция	Энергия реакции Q, МэВ	Энергия нейтронов, МэВ	Максимальное сечение max, барн	Энергия ускоряемой частицы в с.ц.и при max, МэВ
d(d, 3 He)n	3.3

Рис. 6. Зависимость угла между направлениями вылета нейтронов и альфа-частиц от угла вылета нейтронов относительно направления дейтронного пучка при энергии дейтронов 200 кэВ.

Так как энергия этих реакций заметно больше энергии ускоряемых частиц, нейтроны вылетают из мишени почти с одинаковыми энергиями. При энергии дейтронов 200 кэВ энергия нейтронов во всем диапазоне углов варьируется от 15.1 до 13.2 МэВ. Нейтронный генератор может быть точечным моноэнергетическим источником нейтронов. Нейтроны из реакции d-t вылетают из мишени практически изотропно. Угловое распределение нейтронов из реакции d-d имеет небольшой максимум в направлении дейтронного пучка.
При небольших энергиях дейтронов альфа-частицы из реакции вылетают из мишени-конвертера под углами близким к 180 о относительно направления вылета нейтронов (см. рис.6). Если регистрировать альфа частицы, то соответствующие им нейтроны оказываются как бы «меченными». Энергии и направления вылета из мишени-конвертера нейтронов через кинематические соотношения однозначно связаны с энергиями и углами вылета альфа-частиц. Таким образом можно осуществить электронную коллимацию нейтронного пучка. Момент вылета нейтрона из мишени также фиксируется с помощью детектирования сопутствующих альфа-частиц, что может быть использовано во времяпролетной методике.
Ускорители, используемые в таких нейтронных генераторах, обычно непрерывного действия. Чтобы получить импульсный пучок используют импульсные ионные источники или устройства отклонения и группировки.
На рис. 7 показана упрощенная схема нейтронного генератора.

Рис. 7. Упрощенная схема нейтронного генератора.

Рис. 8. Разрез мишени нейтронного генератора;
1) слой титана, 2) каналы для охлаждения, 3) медная подложка.

Мишени-конвертеры нейтронных генераторов, позволяющих получить высокоинтенсивные потоки нейтронов, обычно твердотельные, и представляют собой тонкие слои (до нескольких десятков мкм) титана, скандия или цинка, нанесенные на медную подложку (см. рис. 8). Эти металлы способны образовывать так называемые металлические гидриды. Так гидриды титана или скандия способны удерживать до двух атомов изотопов водорода на один атом металла. Это свойство металлических гидридов позволяет использовать их в качестве аккумуляторов изотопов водорода и в частности изготовлять из них мишени-конвертеры. Энергия, теряемая пучком заряженных частиц в мишени может достигать больших величин (до десятков кВт на квадратный сантиметр). Это требует эффективного охлаждения. Обычно используется водяное охлаждение. Кроме того, мишень часто представляет быстро вращающийся диск. Таким образом увеличивается эффективная площадь, на которую попадает пучок.
На нейтронных генераторах, использующих реакцию d(t, 4 He)n удается получить потоки нейтронов до

10 14 нейтронов/с на телесный угол 4π. У «стандартных» нейтронных генераторов они заметно меньше (

10 10 нейтронов/с). Нейтронные генераторы могут быть весьма малогабаритными, например, для работы в скважинах.

Использование ускорителей для генерации нейтронов

Рис. 9. Зависимость энергии нейтронов образующихся в реакции d(t, 4 He)n от энергии дейтронов для двух углов вылета нейтронов относительно направления дейтронного пучка.

В рассмотренных выше нейтронных генераторах, ускорители на небольшие энергии используются только для получения нейтронов. За счет большой положительной энергии реакции d(t, 4 He)n, ее большого сечения и небольшой энергии, инициирующих реакцию дейтронов, удается получать интенсивные потоки нейтронов с энергией

14 МэВ и довольно незначительным разбросом по энергии. Если необходимы нейтроны бОльших энергий, используют ускорители с более высокоэнергетичными пучками. Обычно, они используются не только для получение нейтронов, но и для других задач. На рис. 9 показана зависимость энергии нейтронов образующихся в реакции d(t, 4 He)n от энергии дейтронов для двух углов вылета нейтронов относительно направления дейтронного пучка. Видно, что по мере роста энергии дейтронов, кинематический разброс энергий нейтронов возрастает, и, соответственно труднее добиться моноэнергетичности нейтронов. Кроме того, с ростом энергии падает выход нейтронов.
Для получения нейтронов на ускорителях также используются реакции 9 Be(p,n) 10 B, 9 Be(d,n) 9 B,
7 Li(p,n) 7 Be, 7 Li(d,n) 8 Be и другие. Однако получение моноэнергетических нейтронов в этом случае связано с дополнительными трудностями, т.к. по мере роста энергии появляются нейтроны, связанные с возбужденными состояниями конечных ядер.

Рис. 10. Упрощенная схема установки IFMIF.

Реакция развала

Высокоинтенсивные источники быстрых нейтронов можно получить при использовании реакции развала дейтронов средних энергий (

Рис. 11. Выход нейтронов в фотоядерных реакциях

Фотоядерные реакции

Реакция скалывания

Рис. 12. Иллюстрация взаимодействия высокоэнергетичных протонов с атомными ядрами.

Для толстых мишеней и энергий налетающих протонов до

1 ГэВ выход нейтронов на толстых мишенях подчиняется простой эмпирической закономерности

6 нс, в каждом сгустке 7 · 10 12 протонов. Реакция скалывания происходит на свинцовой мишени толщиной 40 см, охлаждаемой водой. Вода служит также модератором. В результате образуются нейтроны в широком энергетическом диапазоне, от 1 эВ до 250 МэВ. Каждый протонный протонный сгусток преобразуется нейтронный импульс со среднеквадратичным значением длительности

Рис. 14. Развитие мощных нейтронных источников.

Нейтронный источник на пироэлектрических кристаллах

Рис. 15. Нейтронный источник на пироэлектрических кристаллах.

Источник