Ядерная энергия и ядерные энергетические установки

Реферат
Тема:
"Ядерные реакции. Ядерная энергетика"
Выполнил: ученик 11в класса средней школы №160 г. Санкт-Петербурга
Дунаев Иван

2000г.

Содержание

1. КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ 2

1.1. Введение. 2
1.2. Атомное ядро. 2
1.3. Альфа-распад. 2
1.4. Бета-распад. 3
1.5. Гамма-распад. 3
1.6. Ядерные реакторы. 3
1.7. Заключение. 4

2. ВВЕДЕНИЕ 4

3. АТОМНОЕ ЯДРО 5

4. ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР 5

5. РАДИОАКТИВНОСТЬ 6

5.1. Общие сведения. 6
5.2. Влияние радиации на человека 6

5.2.1. Радиоактивность атмосферы. 6

5.2.1.1. Естественная радиоактивность атмосферы. 6

5.2.1.2. Искусственная радиоактивность атмосферы. 7

5.2.2. Радиоактивность вод. 7

5.2.3. Радиоактивность горных пород. 8
4.3 Альфа-распад. 8
4.4 Бета-распад. 9
4.5 Позитронный бета-распад. 9
4.6 Электронный захват. 9
4.7 Гамма-распад. 10

5 ДЕЛЕНИЕ АТОМНЫХ ЯДЕР 10

5.3 Общие сведения. 10
5.4 Продукты деления. 11

6 ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ НЕЙТРОНОВ С АТОМНЫМИ ЯДРАМИ 11

7 ЦЕПНАЯ ЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ 12

7.3 Ядерные реакторы. 12

8 ТЕХНИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ 13

8.3 Особенности ядерного реактора как источника теплоты. 13
8.4 Устройство энергетических ядерных реакторов. 14
8.5 Требования к конструкциям активной зоны и ее характеристики. 15
8.6 Классификация реакторов. 17

9 Заключение. 21

10 Литература 22

КРАТКОЕ СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

1 Введение.

Энергетика - важнейшая отрасль народного хозяйства, охватывающая энергетические ресурсы, выработку, преобразование, передачу и использование различных видов энергии. Это основа экономики государства.

В мире идет процесс индустриализации, который требует дополнительного расхода материалов, что увеличивает энергозатраты. С ростом населения увеличиваются энергозатраты на обработку почвы, уборку урожая, производство удобрений и т.д.

В настоящее время многие природные легкодоступные ресурсы планеты исчерпываются. Добывать сырье приходится на большой глубине или на морских шельфах. Ограниченные мировые запасы нефти и газа, казалось бы, ставят человечество перед перспективой энергетического кризиса. Однако использование ядерной энергии дает человечеству возможность избежать этого, так как результаты фундаментальных исследований физики атомного ядра позволяют отвести угрозу энергетического кризиса путем использования энергии, выделяемой при некоторых реакциях атомных ядер.

2 Атомное ядро.

Атомное ядро характеризуется зарядом Ze, массой М, спином J, магнитным и электрическим квадрупольным моментом Q, определенным радиусом
R, изотопическим спином Т и состоит из нуклонов - протонов и нейтронов.
Все атомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные. Свойства стабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго. Нестабильные же ядра испытывают различного рода превращения.

Явление радиоактивности, или спонтанного распада ядер, была открыта французским физиком А. Беккерелем в 1896 г. Он обнаружил, что уран и его соединения испускают лучи или частицы, проникающие сквозь непрозрачные тела и способные засвечивать фотопластинку, Беккерель установил, что интенсивность излучения пропорциональна только концентрации урана и не зависит от внешних условий (температура, давление) и от того, находится ли уран в каких-либо химических соединениях.

3 Альфа-распад.

Энергия связи ядра характеризует его устойчивость к распаду на составные части. Если энергия связи ядра меньше энергии связи продуктов его распада, то это означает, что ядро может самопроизвольно (спонтанно) распадаться. При альфа-распаде альфа-частицы уносят почти всю энергию и только 2 % ее приходится на вторичное ядро. При альфа-распаде массовое число изменяется на 4 единицы, а атомный номер на две единицы.

4 Бета-распад.

Это процесс превращения атомного ядра в другое ядро с изменением порядкового номера без изменения массового числа. Различают три типа (- распада: электронный, позитронный и захват орбитального электрона атомным ядром. Последний тип распада принято также называть К-захватом, поскольку при этом наиболее вероятно поглощение электрона с ближайшей к ядру К оболочки. Поглощение электронов с L и М оболочек также возможно, но менее вероятно. Период полураспада ( -активных ядер изменяется в очень широких пределах.

При электронном распаде остаточное ядро имеет порядковый номер на единицу больше исходного при сохранении массового числа. Это означает, что в остаточном ядре число протонов увеличилось на единицу, а число нейтронов, наоборот, стало меньше: N=A-(Z+1).

5 Гамма-распад.

Стабильные ядра находятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии.
Это состояние называется основным. Однако путем облучения атомных ядер различными частицами или высокоэнергетическими протонами им можно передать определенную энергию и, следовательно, перевести в состояния, отвечающие большей энергии. Переходя через некоторое время из возбужденного состояния в основное, атомное ядро может испустить или частицу, если энергия возбуждения достаточно высока, или высокоэнергетическое электромагнитное излучение - гамма-квант.

6 Ядерные реакторы.

При делении тяжелых ядер образуется несколько свободных нейтронов.
Это позволяет организовать так называемую цепную реакцию деления, когда нейтроны, распространяясь в среде, содержащей тяжелые элементы, могут вызвать их деление с испусканием новых свободных нейтронов. Если среда такова, что число вновь рождающихся нейтронов увеличивается, то процесс деления лавинообразно нарастает. В случае, когда число нейтронов при последующих делениях уменьшается, цепная ядерная реакция затухает.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.
Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реакции деления К=1. Размножающаяся система (реактор), в которой К=1, называется критической. Если К>1, число нейтронов в системе увеличивается, и она в этом случае называется надкритической. При К< 1 происходит уменьшение числа нейтронов и система называется подкритической. В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий.

При работе реактора в тепловыводящих элементах (твэлах), а также во всех его конструктивных элементах в различных количествах выделяется теплота. Это связано, прежде всего, с торможением осколков деления, их бета - и гамма-излучениями, а также ядер, испытывающих взаимодействие с нейтронами, и, наконец, с замедлением быстрых нейтронов. Осколки при делении ядра топлива классифицируются по скоростям, соответствующим температуре в сотни миллиардов градусов.

7 Заключение.

Энергетическая проблема - одна из важнейших проблем, которые сегодня приходится решать человечеству. Уже стали привычными такие достижения науки и техники, как средства мгновенной связи, быстрый транспорт, освоение космического пространства. Но все это требует огромных затрат энергии.
Резкий рост производства и потребления энергии выдвинул новую острую проблему загрязнения окружающей среды, которое представляет серьезную опасность для человечества.

Мировые энергетические потребности в ближайшее десятилетия будут интенсивно возрастать. Какой-либо один источник энергии не сможет их обеспечить, поэтому необходимо развивать все источники энергии и эффективно использовать энергетические ресурсы.
На ближайшем этапе развития энергетики (первые десятилетия XXI в.) наиболее перспективными останутся угольная энергетика и ядерная энергетика с реакторами на тепловых и быстрых нейтронах. Однако можно надеяться, что человечество не остановится на пути прогресса, связанного с потреблением энергии во всевозрастающих количествах.

ВВЕДЕНИЕ

АТОМНОЕ ЯДРО

Число нуклонов А в ядре называется массовым числом. Число Z называют зарядовым числом ядра или атомным номером. Поскольку Z определяет число протонов, а А - число нуклонов в ядре, то число нейронов в атомном ядре N=A-
Z. Атомные ядра с одинаковыми Z, но различными А называются изотопами. В среднем на каждое значение Z приходится около трех стабильных изотопов.
Например, 28Si, 29Si, 30Si являются стабильными изотопами ядра Si. Кроме стабильных изотопов, большинство элементов имеют и нестабильные изотопы, для которых характерно ограниченное время жизни.

Ядра с одинаковым массовым числом А называются изобарами, а с одинаковым числом нейтронов—изотонами.

Все атомные ядра разделяются на стабильные и нестабильные. Свойства стабильных ядер остаются неизменными неограниченно долго. Нестабильные же ядра испытывают различного рода превращения.

ЭНЕРГИЯ СВЯЗИ АТОМНЫХ ЯДЕР

Экспериментальные измерения масс атомных ядер, выполненные с большой точностью, показывают, что масса ядра всегда меньше суммы масс составляющих его нуклонов.

Энергия связи - это энергия, которую необходимо затратить, чтобы разделить ядро на составляющие его нуклоны. Энергия связи, отнесенная к массовому числу А, называется средней энергией связи нуклона в атомном ядре
(энергия связи на один нуклон). Энергия связи приблизительно постоянна для всех стабильных ядер и примерно равна 8 МэВ. Исключением является область легких ядер, где средняя энергия связи растет от нуля (А=1) до 8 МэВ для ядра 12С. Аналогично энергия связи на один нуклон можно ввести энергию связи ядра относительно других составных его частей. В отличие от средней энергии связи нуклонов количество энергии связи нейрона и протона изменяется от ядра к ядру. Часто вместо энергии связи используют величину, называемую дефектом массы и равную разности масс и массового числа атомного ядра.

РАДИОАКТИВНОСТЬ

1 Общие сведения.

Английскими физиками Э. Резерфордом и Ф. Содди было доказано, что во всех радиоактивных процессах происходят взаимные превращения атомных ядер химических элементов. Изучение свойств излучения, сопровождающего эти процессы в магнитном и электрическом полях, показало, что оно разделяется на ( - частицы (ядра гелия), (- частицы (электроны) и
(- лучи (электромагнитное излучение с очень малой длиной волны).

Атомное ядро, испускающее (-кванты, (-, (- или другие частицы, называется радиоактивным ядром. В природе существует 272 стабильных атомных ядра. Все остальные ядра радиоактивны и называются радиоизотопами.

2 Влияние радиации на человека

Влияние радиации на человека определяется как искусственной, так и естественной радиоактивностью окружающей среды, а именно, радиоактивностью атмосферы, вод и горных пород, составляющих почву.

1 Радиоактивность атмосферы.

Радиоактивность атмосферы обусловлена присутствием в атмосфере радиоактивных газов и аэрозолей, попадающих в неё в результате процессов, происходящих в природе, и деятельности человека. Соответственно различают естественную и искусственную радиоактивность атмосферы.

1 Естественная радиоактивность атмосферы.

Естественные радиоактивные газы являются изотопами радона: 222Rn — радон,
220Rn — торон, 219Rn — актинон, и образуются вследствие радиоактивного распада 238U, 232Th и 235U. Они поступают в атмосферу с почвенным воздухом при обмене его с атмосферным (эксхаляция) или путём диффузии. При радиоактивном распаде изотопов Rn образуются аэрозольные продукты их распада, так как возникающие при этом химические элементы относятся к металлам и не летучи при обычных условиях (полоний, висмут и другие). При этом 222Rn распространяется в пределах тропосферы, а его долгоживущие продукты распада 210Pb(RaD), 210Bi(RaE), 210Po(RaF) обнаружены в стратосфере. Содержание 222Rn в воздухе над океанами на два порядка ниже, чем над материками, а концентрация над земной поверхностью уменьшается примерно вдвое на каждый километр высоты. Торон и актинон вследствие малого значения периода полураспада (в пределах одной минуты) присутствуют только у земной поверхности. Продукт распада торона 212Pb обнаруживается в нижней тропосфере. В воздухе над океанами 220Rn, 219Rn и их продукты распада практически отсутствуют.

Основная масса естественных радиоактивных изотопов (7Be, 10Be, 35S, 32P,
33P,22Na, 14C,3H), возникающих при взаимодействии космического излучения с ядрами атомов химических элементов, входящих в состав воздуха, образуется в стратосфере, где и отмечаются наибольшие их концентрации.

2 Искусственная радиоактивность атмосферы.

Искусственные радиоактивные аэрозоли образуются при ядерных взрывах, а также при технологических или аварийных выбросах на предприятиях атомной промышленности. Через несколько десятков секунд после взрыва они содержат около 100 различных радиоактивных изотопов; наиболее токсичными из них считаются 90Sr, 137Cs, 14C, 131I. Высота заброса в атмосферу радиоактивных аэрозолей зависит от мощности и высоты ядерного взрыва, а характер распространения — от размеров частиц и от высоты заброса их в атмосферу.
Основной механизм очищения атмосферы от радиоактивных аэрозолей — выпадение осадков. Среднее время ( пребывания радиоактивного аэрозоля в нижней тропосфере (до момента его выпадения на земную поверхность) порядка несколько суток, а в верхней тропосфере 20-40 суток. Радиоактивные аэрозоли, попавшие в нижние слои стратосферы, имеют ( около года и выше.
Радиоактивное загрязнение атмосферы от предприятий атомной промышленности имеет чаще всего локальный характер; однако, 85Kr распределён по всей тропосфере.

Изучение распространения естественных радиоактивных аэрозолей, а также продуктов ядерных взрывов позволило получить некоторые характеристики физики атмосферы, например, скорости обмена между атмосферами полушарий, а также между стратосферой и тропосферой.

2 Радиоактивность вод.

Радиоактивность вод обусловлена присутствием в водах радиоактивных веществ, поступающих из атмосферы и вымываемых из почв и горных пород. В водах присутствуют как естественные природные изотопы (40K, 222Rn, 226Ra,
238U и другие), так и искусственные (в основном 90Sr, 90Y и 137Cs), возникшие вследствие ядерных взрывов и ядерных аварий. Как видно из таблицы
1, содержание естественных радиоактивных веществ в водах в зависимости от их происхождения колеблется в значительной степени.

Таблица 1.
|Происхождение воды |Концентрация в 10-12 кюри/л |
| |40К |226Ra |222Rn |238U |
|Подземные воды |0 |4(до 26) |до 200|2.4 (до |
| | | | |40) |
|Источники и ручьи |0 |до 140 |до |до 4 |
| | | |3(104 | |
|Речные воды |8 |0.2 (до |0.2-0.|0.2 (до |
| | |0.8) |3 |20) |
|Озёрные воды |13 |1 (до 8) |0 |3 |
|Морская вода |300 |0.08 (до |0 |0.7 |
| | |45) | | |

Искусственные радиоактивные вещества в воды поступают вместе с осадками из атмосферы. Так, в результате активных испытаний ядерного оружия концентрация 90Sr в природных водах до 1968 непрерывно возрастала, достигая в отдельных случаях 1(10-11 кюри/л. Другой основной источник попадания искусственных радиоактивных веществ в водоёмы — сбросные воды предприятий по производству ядерного топлива.

3 Радиоактивность горных пород.

Радиоактивность горных пород определяется содержанием в них радиоактивных элементов 238U, 235U, 232Th и 40K. Содержание других радиоактивных изотопов
(87Rb, 150Nd и другие) существенно не влияет на общую радиоактивность, так как скорость их радиоактивного распада крайне мала. Среднее содержание изотопов урана в земной коре (до глубины 16 километров) составляет около
2,5*10-4 %, тория 1,3*10-3%, радиоактивного изотопа калия 0,029%. Кроме того, в горных породах присутствуют продукты распада радиоактивных элементов, которые иногда мигрируют в окружающие породы и образуют в земной коре струи подземных газов (гелий, аргон и т.д.). В почвах накапливается радон, имеющий радиогенное происхождение.
Среди извержённых горных пород наибольшей радиоактивностью обладают кислые
(U—3.5*10-4; Th—1.8*10-3), наименьшей — ультраосновные породы (U—3*10-7;
Th—5*10-7). В кристаллических горных породах радиоактивные элементы частично входят в состав ортита, циркона, монацита, апатита, сфена и других, а также частично присутствуют в форме окислов, химически не связанных с определёнными минералами.

Содержание радиоактивных элементов в осадочных горных породах определяется их происхождением; максимальные концентрации в органогенных осадках обусловлены присутствием углерода органического происхождения, фосфатов и других веществ, являющихся важными осадителями урана (напротив, хемогенные осадки — гипс, каменная соль — отличаются низкой радиоактивностью).

3 Альфа-распад.

Начальная энергия альфа-частицы составляет 4-10 МэВ. Поскольку альфа- частицы имеют большую массу и заряд, длина их свободного пробега в воздухе невелика. Так, например, длина свободного пробега в воздухе альфа-частиц, испускаемых ядром урана, равна 2,7 см, а испускаемых радием, - 3,3 см.

4 Бета-распад.

Число бета-активных ядер, известных в настоящее время, составляет около полутора тысяч, но только 20 из них являются естественными бета- радиоактивными изотопами. Все остальные получены искусственным путем.

Непрерывное распределение по кинетической энергии испускаемых при распаде электронов объясняется тем обстоятельством, что наряду с электроном испускается и антинейтрино. Если бы не было антинейтрино, то электроны имели бы строго определенный импульс, равный импульсу остаточного ядра.
Резкий обрыв спектра наблюдается при значении кинетической энергии, равной энергии бета-распада. При этом кинетические энергии ядра и антинейтрино равны нулю и электрон уносит всю энергию, выделяющихся при реакции.

5 Позитронный бета-распад.

При позитронном распаде сохраняется полное число нуклонов, но в конечном ядре на один нейтрон больше, чем в исходном. Таким образом, позитронный распад может быть интерпретирован как реакция превращения внутри ядра одного протона в нейтрон с испусканием позитрона и нейтрино.

6 Электронный захват.

К электронному захвату относится процесс поглощения атомом одного из орбитальных электронов своего атома. Поскольку наиболее вероятен захват электрона с орбиты, наиболее близко расположенных к ядру, то с наибольшей вероятность поглощаются электроны К-оболочки. Поэтому этот процесс называется также К-захватом.

С гораздо меньшей вероятностью происходит захват электронов с L-,M- оболочек. После захвата электрона с К-оболочки происходит ряд переходов электронов с орбиты на орбиту, образуется новое атомное состояние испускается рентгеновский квант.

7 Гамма-распад.

Поскольку возбужденное ядро находится в дискретных энергетических состояниях, то и гамма-излучение характеризуется линейчатым спектром.

ДЕЛЕНИЕ АТОМНЫХ ЯДЕР

1 Общие сведения.

Явление деления тяжелых атомных ядер на два осколка было открыто Ганом и Штрассманом в 1939 г. При изучении взаимодействия нейтронов различных энергий и ядер урана. Несколько позже, в 1940 г. советские физики
К.А.Петржак и Г.И. Флеров обнаружили самопроизвольное (спонтанное) деление ядер урана. При спонтанном деление и делении, вызванном нейронами, как правило, образуется асимметричные осколки, отношение масс которых примерно равно 3: 2.

При реакции деления выделяется очень большая энергия. Энергия деления высвобождается в виде кинетической энергии ядер-осколков, кинетической энергии испускаемых ядрами-осколками электронов, гамма-квантов, нейтрино, нейтронов.

Основная часть энергии деления приходится на энергию ядер-осколков, поскольку под действием кулоновских сил отталкивания они приобретают большую кинетическую энергию. Основная часть энергии деления выделяется в виде кинетической энергии ядер-осколков.

Замечательным и чрезвычайно важным свойством реакции деления является то, что в результате деления образуется несколько нейтронов. Это обстоятельство позволяет создать условия для поддержания стационарной или развивающейся во времени цепной реакции деления ядер. Действительно, если в среде, содержащей делящиеся ядра, один нейтрон вызывают реакцию деления, то образующиеся в результате реакции нейтроны могут с определенной вероятностью вызвать деление ядер, что может привести при соответствующих условиях к развитию неконтролируемого процесса деления. Число вторичных нейтронов не постоянно для всех тяжелых ядер и зависит как от энергии вызвавшего деление нейтрона, так и от свойств ядра-мишени. Среди нейтронов деления кроме так называемых мгновенных нейтронов, испускаемых за 10-15 с после процесса деления, есть также и запаздывающие нейтроны. Они испускаются в течение нескольких минут с постепенно убывающей интенсивность. Мгновенные нейтроны составляют более 99% полного числа нейтронов деления, а их энергия заключена в широком диапазоне: от тепловой энергии и до энергии приблизительно равной 10 МэВ.

Запаздывающие нейтроны испускаются возбужденными ядрами образующихся после бета-распада продуктов деления - ядер-предшественников. Поскольку испускание нуклонов возбужденным ядром происходит мгновенно, то во время испускания запаздывающего нейтрона после акта деления будет определяться постоянной распада ядра-предшественника.

2 Продукты деления.

В результате деления тяжелых ядер образуются, как правило, два ядра- осколка с различной массой. В среднем отношение масс легких и тяжелых осколков равно 2: 3. Как правило, ядра-осколки имеют большой избыток нейтронов и поэтому неустойчивы относительно бета-распада. Массовые числа А продуктов деления меняются от 72 до 161, а атомные номера от 30 до 65.
Вероятность симметричного деления на два осколка с приблизительно равными массами составляет всего 0,04%. Доля симметричного деления возрастает по мере увеличения энергии первичного нейтрона, вызывающего деление атомного ядра.

ВЗАИМОДЕЙСТВИЕ НЕЙТРОНОВ С АТОМНЫМИ ЯДРАМИ

Различные частицы (нейтроны, протоны, электроны, гамма-кванты и т.д.) могут взаимодействовать с атомными ядрами. Характер взаимодействия зависит от энергии частиц, их типа и свойств атомного ядра. Для оценки вероятности взаимодействия вводится величина, называемая микроскопическим сечением взаимодействия. Физический смысл ее состоит в следующем. Пусть пучок нейтронов интенсивностью No падает на мишень, состоящую из одного слоя ядер. Число ядер на единице поверхности равно М. Предположим, что при прохождении пучка через такой слой часть нейтронов поглотиться в нем и через слой прошло N`. Тогда вероятность взаимодействия одного нейтрона с одним атомным ядром:

Это и есть микроскопическое сечение, представляющее собой эффективную площадь поперечного сечения атомного ядра, попав в которое налетающая частица вызывает ядерную реакцию или испытывает рассеяние.

В процессе экспериментальных исследований энергетической зависимости сечения взаимодействия частиц и различных атомных ядер было обнаружено, что при определенных энергиях значения сечений резко возрастают, а при дальнейшем увеличении энергии снова уменьшаются. Это явление называется резонансом.

В практике реакторостроения нейтроны по энергии принято делить на следующие группы: быстрые нейтроны с энергией 0,10 - 10 МэВ, тепловые нейтроны, находящиеся в тепловом равновесии с ядрами среды и имеющие энергию 0,005 - 0,2 эВ, и промежуточные (2 - 102 эВ) и надтепловые (0,2 - 2 эВ).

При взаимодействии нейтрона и ядер могут протекать следующие реакции: упругое рассеяние, неупругое рассеяние, радиационный захват, деление.
Вероятность протекания определенной реакции характеризуется микроскопическими сечениями. В зависимости от энергии нейтрона сечения могут изменятся. Так, в области быстрых нейтронов сечение радиационного захвата примерно в 100 раз меньше сечения захвата тепловых нейтронов.
Сечение упругого рассеяния, как правило, почти постоянное для энергии выше
1 эВ.

Наряду с микроскопическими сечениями на практике используются также макроскопические сечения, под которыми понимают вероятность взаимодействия частицы в единице объема вещества. Если в единице объема число ядер определенного типа есть N, то макроскопическое сечение = микроскопическое сечение (=(N. Как и микроскопическое, макроскопическое сечение также характеризует определенный тип ядерной реакции.

ЦЕПНАЯ ЯДЕРНАЯ РЕАКЦИЯ

1 Ядерные реакторы.

Для получения стационарной цепной ядерной реакции, очевидно, необходимо создать такие условия, чтобы каждое ядро, поглотившее нейтрон, при делении выделяло в среднем один нейтрон, идущий на деление второго тяжелого ядра.

Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер.

Цепная ядерная реакция в реакторе может осуществляться только при определенном количестве делящихся ядер, которые могут делиться при любой энергии нейтронов. Из делящихся материалов важнейшим является изотоп 235U, доля которого в естественном уране составляет всего 0,714 %.

Хотя 238U и делится нейтронами, энергия которых превышает 1,2 МэВ, однако самоподдерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном уране не возможна из-за высокой вероятности неупругого взаимодействия ядер 238U с быстрыми нейтронами. При этом энергия нейтронов становится ниже пороговой энергии деления ядер 238U.

Использование замедлителя приводит к уменьшению резонансного поглощения в 238U, так как нейтрон может пройти область резонансных энергий в результате столкновения с ядрами замедлителя и поглотиться ядрами 235U,
239Pu, 233U, сечение деления которых существенно увеличивается с уменьшением энергии нейтронов. В качестве замедлителей используют материалы с малым массовым числом и небольшим сечением поглощения (вода, графит, бериллий и др.).

Для характеристики цепной реакции деления используется величина, называемая коэффициентом размножения К. Это отношение числа нейтронов определенного поколения к числу нейтронов предыдущего поколения. Для стационарной цепной реакции деления К=1. Размножающаяся система (реактор), в которой К=1, называется критической. Если К>1, число нейтронов в системе увеличивается, и она в этом случае называется надкритической. При К< 1 происходит уменьшение числа нейтронов и система называется подкритической.
В стационарном состоянии реактора число вновь образующихся нейтронов равно числу нейтронов, покидающих реактор (нейтроны утечки) и поглощающихся в его пределах. В критическом реакторе присутствуют нейтроны всех энергий. Они образуют так называемый энергетический спектр нейтронов, который характеризует число нейтронов различных энергий в единице объема в любой точке реактора. Средняя энергия спектра нейтронов определяется долей замедлителя, делящихся ядер (ядра горючего) и других материалов, которые входят в состав активной зоны реактора. Если большая часть делений происходит при поглощении тепловых нейтронов, то такой реактор называется реактором на тепловых нейтронах. Энергия нейтронов в такой системе не превышает 0.2 эВ. Если большая часть делений в реакторе происходит при поглощении быстрых нейтронов, такой реактор называется реактором на быстрых нейтронах.

В активной зоне реактора на тепловых нейтронах наряду с ядерным топливом находится значительная масса замедлителя-вещества, отличающегося большим сечением рассеяния и малым сечением поглощения.

Активная зона реактора практически всегда, за исключением специальных реакторов, окружена отражателем, возвращающим часть нейронов в активную зону за счет многократного рассеяния. В реакторах на быстрых нейронах активная зона окружена зонами воспроизводства. В них происходит накопление делящихся изотопов. Кроме того, зоны воспроизводства выполняют и функции отражателя. В ядерном реакторе происходит накопления продуктов деления, которые называются шлаками. Наличие шлаков приводит к дополнительным потерям свободных нейтронов.

Ядерные реакторы в зависимости от взаимного размещения горючего и замедлителя подразделяются на гомогенные и гетерогенные. В гомогенном реакторе активная зона представляет собой однородную массу топлива, замедлителя и теплоносителя в виде раствора, смеси или расплава.
Гетерогенным называется реактор, в котором топливо в виде блоков или тепловыделяющих сборок размещено в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.

ТЕХНИЧЕСКИЕ ОСНОВЫ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

1 Особенности ядерного реактора как источника теплоты.

Действительно, Е= m(2= 3RT, где Е - кинетическая энергия осколков,
МэВ; R = 1,38(10-23 Дж/К - постоянная Больцмана. Учитывая, что 1 МэВ =
1,6(10-13 Дж, получим 1,6(10-6 Е = 2,07(10-16 Т, Т = 7,7(109 E. Наиболее вероятные значения энергии для осколков деления равны 97 МэВ для легкого осколка и 65 МэВ для тяжелого. Тогда соответствующая температура для легкого осколка равна 7,5(1011 К, тяжелого - 5(1011 К. Хотя достижимая в ядерном реакторе температура теоретически почти неограниченна, практически ограничения определяются предельно допустимой температурой конструкционных материалов и тепловыделяющих элементов.

Особенность ядерного реактора состоит в том, что 94% энергии деления превращается в теплоту мгновенно, т.е. за время, в течение которого мощность реактора или плотность материалов в нем не успевает заметно измениться. Поэтому при изменении мощности реактора тепловыделение следует без запаздывания за процессом деления топлива. Однако при выключении реактора, когда скорость деления уменьшается более чем в десятки раз, в нем остаются источники запаздывающего тепловыделения (гамма - и бета-излучение продуктов деления), которые становятся преобладающими.

Мощность ядерного реактора пропорциональна плотности потока нейронов в нем, поэтому теоретически достижима любая мощность. Практически же предельная мощность определяется скоростью отвода теплоты, выделяемой в реакторе. Удельный теплосъем в современных энергетических реакторах составляет 102 - 103 МВт/м3, в вихревых - 104 - 105 МВт/м3.

От реактора теплота отводится циркулирующим через него теплоносителем. Характерной особенностью реактора является остаточное тепловыделение после прекращения реакции деления, что требует отвода теплоты в течение длительного времени после остановки реактора. Хотя мощность остаточного тепловыделения значительно меньше номинальной, циркуляция теплоносителя через реактор должна обеспечиваться очень надежно, так как остаточное тепловыделение регулировать нельзя. Удаление теплоносителя из работавшего некоторое время реактора категорически запрещено во избежание перегрева и повреждения тепловыделяющих элементов.

2 Устройство энергетических ядерных реакторов.

Энергетический ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая эне

Вернуться