Основные виды ядерного топлива

Ядерное топливо в реакторах применяется в виде металлов, сплавов, интерметаллидов, металлокерамики (оксидов, карбидов, нитридов) и других топливных композиций, которым придается определенная конструкционная форма. Ядерное топливо в виде расплавов солей, гомогенных жидких растворов или в газовой форме не нашло практического применения в атомной энергетике и используется лишь в некоторых экспериментальных установках и проектах.

В начальный период развития атомной энергетики в реакторах на тепловых нейтронах использовалось и продолжает использоваться металлическое урановое топливо. Под воздействием нейтронов с различной энергией в ядерном топливе происходят два вида ядерных превращений: деление тяжёлых ядер и радиационный захват нейтрона с образованием ещё более тяжёлых ядер. Вероятность этих реакций и количественное соотношение между ними характеризуется величинами сечений реакций деления (n,f) и радиационного захвата (n,g). Сечение реакции измеряется в барнах 1 б = 10^-24 см²

В таблицах 1 и 2 приведены ядерно-физические свойства основных изотопов урана, плутония и тория.

Таблица 1. Ядерно-физические константы Тh, U и Рu при взаимодействии с тепловыми нейтронами

Нуклид	Энергия порога деления, МэВ	Тепловые нейтроны (Е = 0,0253 эВ)
σf, б	σnγ, б		ν
232Th	1,3	–	7,4	–	–	–
233U	<0,025·10-6	531,1	45,25	0,088	2,49	0 92
235U	<0,025·10-6	584,4	98,8	0,169	2,48	0,85
236U	<0,025·10-6	–	5,2	–	–	–
238U	1,2	–	2,7	–	–	–
238Pu	<0,025·10-6	16,5		~33	–	~0,03
239Pu	<0,025·10-6	747,4	270,4	0,362	2,87	0,74
240Pu	0,5	0,03	289,5
241Pu	<0,025·10-6		368,1	0,365	2,93	0,74
242Pu	<0,025·10-6	<0,2	18,5	>92

Таблица 2. Ядерно-физические константы Тh, U и Рu при взаимодействии с быстрыми нейтронами*

Нуклид	Быстрые нейтроны (смягченный спектр) (Е=0,1÷0,2 МэВ)	Быстрые нейтроны (Е= 2,0 МэВ)
σf, б	σnγ, б		ν		σf, б	ν
232Th		0,251	–	–	1,0	0,112	2,17	0,37
233U	2,18	0,214	0,98	2,51	0,90	1,902	2,66	0,018
235U	1,47	0,369	0,25	2,43	0,20	1,274	2,67	0,40
236U		0,327	–	2,34	1,0	0,828	2,58	0,10
238U		0,166	–	–	1,0	0,535	2,63	0,087
238Pu	0,558	0,177	0,32	2,92	0,24	2,175	3,19	0,012
239Pu	1,507	0,234	0,15	2,88	0,73	1,964	3,12	0,007
240Pu	0,079	0,230	2,92	2,87	0,74	1,660	3,12	0,031
241Pu	2,009	0,227	0,11	2,94	0,10	1,685	3,18	0,029
242Pu	0,015	0,212	14,2	2,78	0,89	1,449	3,10	0,040

* По данным Центра ядерных данных ГКИАЭ СССР при Физико-энергетическом институте (ФЭИ)

Эти свойства существенно различаются. Важнейшее значение имеет сечение деления σ_f делящихся нуклидов при данной энергии нейтронов, а также среднее число нейтронов, выделяющихся в одном акте деления ν. Чем выше значения этих величин, тем лучше ядерно-физические свойства ядерного топлива. Отношение сечения деления к сумме сечений радиационного захвата и деления определяет коэффициент использования делящихся нуклидов в реакциях на тепловых нейтронах. Самый высокий коэффициент использования имеет ²³³U при всех энергиях нейтронов.

Для точности физических расчётов необходимо учитывать также сечение неупругого рассеяния нейтронов, в результате которых нейтроны теряют кинетическую энергию (замедляются).

Табл. 3. Сечение упругого рассеяния нейтронов на ядрах Тh, U и Рu

Ныне на строящихся и эксплуатируемых АЭС с легководными и тяжеловодными реакторами применяется преимущественно топливо в виде керамики (оксиды).

Дата добавления: 2014-11-24; просмотров: 397; Нарушение авторских прав

Мы поможем в написании ваших работ!