Основы радиационной экологии. Александров Ю.А. - 61 стр.

UptoLike

ВУЗ: 

МарГУ | Йошкар-Ола

Составители: 

Рубрика: 

2.3. Искусственные источники ионизирующих излучений и их характеристика
61
ности канальный). Они предназначены лишь для получения электро-
энергии и носят название тепловых. В качестве теплоносителя в них вы-
ступает вода.
АЭС на тепловых (медленных) нейтронах имеет недостаток – в них
используется обогащенная урановая руда. Это не экономично, посколь-
ку в данном случае ядерное топливо используется не полностью, так как
сгорает только уран-235, которого в руде очень мало (около 0,7% от об-
щего объема урана). Поэтому в новых реакторах типа БН в качестве
бомбардирующих частиц используются быстрые нейтроны (отсюда и
название реактора), с помощью которых из урана-238 (составляющего
основную часть ядерного топлива) получают плутоний по следующей
схеме:
1) U
238
92
+
0
n U
239
92
+ ;
нейтрон гамма-квант
2)
U
239
92
Np
239
93
+
;
электрон
3) Np
239
93
Pu
239
94
+
.
электрон
Реакция идет довольно быстро, поскольку периоды полураспада про-
межуточных веществ небольшие (Т
физ.
урана-239 = 23 мин, а нептуния-
239 = 2,33 сут.). Это позволяет вовлечь в топливный цикл весь естес-
твенный уран, а не только уран-235. На Белоярской АЭС в качестве тре-
тьего блока служит крупнейший в мире реактор на быстрых нейтронах –
БН-600. Его тепловая мощность 1470 МВт, а электрическая – 600 МВт.
В атомных реакторах на быстрых нейтронах можно получить еще
один вид ядерного горючего – уран-233 при бомбардировке нейтронами
природного тория-232:
1) Th
232
90
+
0
n Th
233
90
+ ;
торий нейтрон торий гамма-квант
2) Th
233
90
Pa
233
91
+
;
торий протактиний электрон
3) Pa
233
91
U
233
92
+
.
протактиний уран электрон
В реакторах на быстрых нейтронах теплоносителем является жид-
кий натрий, который нагревается до температуры в несколько сотен
градусов. В большинстве реакторов этот теплоноситель находится под
высоким давлением, что является потенциальной опасностью разгерме-
         2.3. Искусственные источники ионизирующих излучений и их характеристика



ности канальный). Они предназначены лишь для получения электро-
энергии и носят название тепловых. В качестве теплоносителя в них вы-
ступает вода.
    АЭС на тепловых (медленных) нейтронах имеет недостаток – в них
используется обогащенная урановая руда. Это не экономично, посколь-
ку в данном случае ядерное топливо используется не полностью, так как
сгорает только уран-235, которого в руде очень мало (около 0,7% от об-
щего объема урана). Поэтому в новых реакторах типа БН в качестве
бомбардирующих частиц используются быстрые нейтроны (отсюда и
название реактора), с помощью которых из урана-238 (составляющего
основную часть ядерного топлива) получают плутоний по следующей
схеме:
             238                    239
        1)    92 U   + n0           92 U    + ;
                     нейтрон            гамма-квант
             239           239
        2)    92 U         93 Np   +  ;
                                    электрон
             239           239
        3)    93 Np        94 Pu   +  .
                                    электрон
   Реакция идет довольно быстро, поскольку периоды полураспада про-
межуточных веществ небольшие (Тфиз. урана-239 = 23 мин, а нептуния-
239 = 2,33 сут.). Это позволяет вовлечь в топливный цикл весь естес-
твенный уран, а не только уран-235. На Белоярской АЭС в качестве тре-
тьего блока служит крупнейший в мире реактор на быстрых нейтронах –
БН-600. Его тепловая мощность 1470 МВт, а электрическая – 600 МВт.
   В атомных реакторах на быстрых нейтронах можно получить еще
один вид ядерного горючего – уран-233 при бомбардировке нейтронами
природного тория-232:
             232                        233
        1)    90Th      + n0            90Th       + ;
               торий      нейтрон           торий гамма-квант
             233               233
        2)    90Th             91 Pa       +  ;
               торий       протактиний электрон
             233            233
        3)    91 Pa         92 U    +  .
         протактиний         уран    электрон
   В реакторах на быстрых нейтронах теплоносителем является жид-
кий натрий, который нагревается до температуры в несколько сотен
градусов. В большинстве реакторов этот теплоноситель находится под
высоким давлением, что является потенциальной опасностью разгерме-

                                                                             61

Страницы