Атомная энергетика и атомный реактор

Министерство общего и профессионального образования Свердловской области

Муниципальное общеобразовательное учреждение

Реферат по физике

Атомная энергетика и атомный реактор

Содержание

Введение

1. Атомное ядро

1.1 Энергетическая связь атомных ядер

2. Радиоактивность

2.1 Альфа распад

2.2 Бета распад

2.2.1 Позитронный бета распад

2.2.2 Электронный захват

2.3 Гамма излучение

3. Деление атомных ядер

3.1 Продукты деления

4. Ядро. Изотопы

4.1 Закон радиоактивного распада

5. Ядерные реакции

5.1 Реакция деления

5.2 Реакция радиационного захвата

5.3 Реакция рассеяния

6. Ядерный реактор

7. Принцип построения ядерных реакторов

8. Особенности построения ядерных реакторов

8.1 Реактор с водой под давлением

9. Классификация реакторов

10. Особенности ядерного реактора как источника теплоты

10.1 Устройство энергетических ядерных реакторов

11. Практическая реализация управления реактором

12. Требования к конструкциям активной зоны и ее характеристики

13. Безопасность ядерных реакторов

14. Проблема развития энергетики

15. Ядерный синтез завтра

Заключение

Введение

Физика - наука о природе, изучающая простейшие и вместе с тем наиболее общие закономерности природы, строение и законы движения материи. Физику относят к точным наукам. Ее понятия и законы составляют основу естествознания. Границы, разделяющие физику и другие естественные науки, исторически условны. Принято считать, что в своей основе физика является наукой экспериментальной, поскольку открытые ею законы основаны на установленных опытным путем данных. Физические законы представляются в виде количественных соотношений, выраженных на языке математики. В целом физика разделяется на экспериментальную, имеющую дело с проведением экспериментов с целью установления новых фактов и проверки гипотез и известных физических законов, и теоретическую, ориентированную на формулировку физических законов, объяснение на основе этих законов природных явлений и предсказание новых явлений.

В современной физике есть год, который называют «годом чудес». Это 1932-й год. Одним из таких «чудес» этого года было открытие нейтрона и создание нейтронно-протонной модели атомного ядра. В результате произошло выделение из атомной физики самостоятельного, бурно развивающегося направления - ядерной физики. Прошло еще 3 года, и в США был создан реактор для осуществления управляемой ядерной реакции. Затем в 1945 г. была изготовлена и испытана атомная бомба, а в 1954 г. в нашей стране была пущена в эксплуатацию первая в мире атомная электростанция. Во всех этих случаях использовалась огромная энергия распада атомного ядра. Еще большее количество энергии выделяется в результате синтеза атомных ядер. В 1953 году в СССР впервые была испытана термоядерная бомба, и человек научился воспроизводить процессы, происходящие на солнце. Пока использовать для мирных целей ядерный синтез нельзя, но, если это станет возможным, то люди обеспечат себя дешевой энергией на миллиарды лет. Эта проблема - одно из важнейших направлений современной физики на протяжении последних 50 лет.

Ядерная энергия выделяется при распаде или синтезе атомных ядер. Любая энергия - физическая, химическая, или ядерная проявляется своей способностью выполнять работу, излучать высокую температуру или радиацию. Энергия в любой системе всегда сохраняется, но она может быть передана другой системе или изменена по форме. Приблизительно до 1800 года основным топливом было дерево. Энергия древесины получена из солнечной энергии, запасенной в растениях в течение их жизни. Начиная с Индустриальной революции, люди зависели от полезных ископаемых - угля и нефти,

энергия которых также происходила из запасенной солнечной энергии. Когда топливо типа угля сжигается, атомы водорода и углерода, содержащиеся в угле, объединяются с атомами кислорода воздуха. При возникновении водного или углеродистого диоксида происходит выделение высокой температуры, эквивалентной приблизительно 1.6 киловатт-час на килограмм или приблизительно 10 электрон-вольт на атом углерода. Это количество энергии типично для химических реакций, приводящих к изменению электронной структуры атомов. Части энергии, выделенной в виде высокой температуры, достаточно для поддержания продолжения реакции.

Возрастающее значение ядерной техники в общем энергетическом балансе выдвигает сегодня как одну из актуальных задач дальнейшее совершенствование ядерных реакторов. Прежде всего это относится к тем реакторам, на основе которых планируется развитие ядерной энергетики в ближайшие 10-15 лет.

АЭС - только небольшая часть сложного многостадийного и чрезвычайно разветвленного топливо энергетического комплекса самых разнообразных производств. На АЭС топливо поступает уже в виде конструкционных узлов - ТВС, готовых к монтажу в активной зоне реактора. Однако прежде чем добываемый из руд уран попадает в реактор, он должен последовательно пройти целый ряд технологических процессов на предприятиях, входящих в состав топливно-энергетического комплекса. К ним относятся, например, предприятия осуществляющие добычу топлива, его переработку, транспортировку и т.д.

Ядерный топливный цикл - это вся последовательность повторяющихся производственных процессов, начиная от добычи топлива и кончая удалением радиоактивных отходов. В зависимости от вида ядерного топлива и конкретных условий ядерные топливные циклы могут различаться в деталях, но их общая принципиальная схема сохраняется.

Ядерный реактор (атомный реактор) - это устройство для осуществления управляемой ядерной цепной реакции. Принцип действия ядерного реактора основан на использовании энергии деления ядер тяжелых элементов и осуществляется через комплекс самоподдерживающихся ядерно-физических, химических и теплофизических процессов.

Основным результатом исследований в ядерной физике явилась атомная энергетика. Производимая в ядерных реакторах энергия составляет около 6% всего мирового производства энергии. В некоторых странах атомные электростанции дают более половины всей электроэнергии. Однако развитие атомной энергетики породило и общественные проблемы, которые наиболее ярко проявились в трагической

Чернобыльской катастрофе. После Чернобыля опасность для здоровья людей и окружающей среды, связанная с ядерной энергетикой, вызвала обоснованная негативную реакцию общественного мнения. Возникшие при этом вопросы относились не только к промышленникам и политикам, но и к научному сообществу физиков, работающих в области ядерной физики и физики элементарных частиц. В конце концов выяснилось, что физики разработали ядерный реактор, который может выйти из-под контроля. Поэтому задача развития безопасной ядерной энергетики, проведение исследований в последние годы привлекают повышенное внимание.

1 Атомное ядро

Атомное ядро характеризуется зарядом Ze, массой М, определенным радиусом R, и состоит из нуклонов - протонов и нейтронов.

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.

1.1 Энергетическая связь 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.

2. Радиоактивность

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.

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), - частцы (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.

Свойства изотопов должны, каким-то образом отличатся, в связи с различным составом ядра. Так как химические свойства у них практически одинаковы, отличие следует искать в каких-то других свойствах, напрямую зависящих от состава ядра. Нейтроны и протоны, в ядре, находятся в постоянном движении, таким образом, можно говорить о энергии этого движения или энергии ядра. Если посмотреть на ядро ²³⁸U то в его состав входят 92 протона и 146 нейтронов, все эти частицы, находясь в постоянном движении, образуют как бы каплю подвижной жидкости (капельная модель ядра). По аналогии с каплей жидкости: если каким то образом подвести энергию (нагреть каплю), то из ней могут испарится молекулы. В случае яра, при избытке энергии, из него могут вылететь, частицы. Такие процессы впервые были обнаружены в начале века. Беккерель и Кюри установили, что некоторые вещества, (уран, торий, радий и др.) самопроизвольно испускают энергию в окружающие пространство.

После изучения этих процессов были сделаны выводы о том, что некоторые ядра в природе обладают излишком энергии, находятся в возбужденном состоянии и могут самопроизвольно сбрасывать часть энергии. Сброс энергии возможен путем радиоактивного распада или излучения.

Радиоактивный распад - это самопроизвольное превращение одного изотопа в другой (возможно даже в изотоп другого элемента) сопровождающийся сбросом энергии ядра в окружающие пространство.

2.1 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 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.

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.

При альфа распаде излишек энергии из ядра уносится с альфа-частицей, которая представляет собой ядро гелия. Другими словами из капли ядра вылетает частица, состоящая из двух протонов и двух нейтронов (ядро гелия). Энергия оставшегося ядра меньше чем исходного. Причем поскольку улетают два протона то заряд ядра уменьшается на 2 и мы получаем другой химический элемент.

При альфа распаде урана образуется торий, ядро которого тоже обладает излишком энергии (находится в возбужденном состоянии), и может в свою очередь претерпеть распад, результатом которого снова будет возбужденное ядро и т.д. Образуется цепочка распадов, в конце который, мы получим устойчивый изотоп, например: в нашем случае возможен свинец.

2.2 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. тип Последний 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.

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.

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).

Бета распад бывает трех видов:

- распад - из ядра вылетает электрон и антинейтрино, при этом нейтрон превращается в протон. Заряд ядра увеличивается на единицу и изотоп превращается в изотоп другого элемента, следующего в таблице Менделеева.

- распад - из ядра вылетает позитрон и нейтрино, при этом протон превращается в нейтрон. Заряд уменьшается на единицу - получается изотоп элемента стоящего перед исходным в таблице Менделеева.

К- захват - протон захватывает ближайший к ядру электрон и превращается в нейтрон, при этом ядро испускает нейтрино и квант энергии. Заряд уменьшается на единицу - получается изотоп элемента стоящего перед исходным в таблице Менделеева.

2.2.1 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.

2.2.2 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.

2.3 Гамма излучение

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.

Гамма квант представляет собой электромагнитное излучение с большой частотой, обладающие большой энергией. Излишняя энергия ядра может быть сброшена путем испускания одного или нескольких гамма квантов, это и называется гамма излучением.

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

Интересной особенностью радиоактивного распада является то, что в настоящее время не известно не одного способа, с помощью которого можно ускорить или замелить этот процесс.

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.

3. Деление атомных ядер

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.

3.1 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.

4. Ядро. Изотопы

Попробуем заглянуть внутрь ядра. Сильно упрощая, все строение ядра можно свести к двум основным частицам: нейтрону и протону.

Протон - наименьшая устойчивая частица, имеющая положительный заряд по абсолютной величине равный заряду электрона.

Нейтрон - частица с массой приблизительно равной массе протона, не имеющая электрического заряда.

Приведем характеристики этих частиц в сравнении с характеристиками электрона:

Частица	Масса , кг	Заряд, Кл (Электрон)
Протон	1.67310-27	+1.610-17 (+1)
Нейтрон	1.67510-27	0
Электрон	9.110-31	-1.610-17 (-1)

заряд ядра определяет вид химического элемента. Рассмотрим два ядра, одно содержит 8 нейтронов и 4 протона, другое содержит 9 нейтронов и 4 протона. Эти два ядра обладают одинаковым зарядом, но разной массой. Оба ядра являются ядрами одного химического элемента бериллия, но представляют собой разные изотопы.

Изотопами химического элемента называется атомы и имеющие одинаковый заряд ядра (число протонов), но разную массу (число нейтронов).

Для символической записи используются следующие обозначения:

Z - заряд ядра в электронах;

Z - число протонов в ядре

A - атомная масса ядра в атомных единицах массы (1 а.е.м =1.6610^-27 кг)

А - число протонов + число нейтронов;

Символично изотоп записывают в виде:

Два изотопа бериллия записываются ⁹Ве₄ и ⁸Ве₄. Поскольку заряд определяется видом химического элемента, то число Z часто опускается.

Сокращенная запись двух изотопов бериллия: ⁹Ве и ⁸Ве.

Практически любой элемент имеет несколько изотопов. Даже водород, ядро которого состоит из одного протона, имеет изотопы дейтерий, и тритий в ядрах которых имеются, один и два нейтрона соответственно.

4.1 Закон радиоактивного распада

Отношение числа радиоактивных ядер

[dN(t) = N(t)-N(t+dt)],

распадающихся за единицу времени, к общему числу радиоактивных ядер, имеющихся в данный момент времени [N(t)], постоянно:

- постоянная радиоактивного распада

Каждый изотоп обладает своим значением постоянной радиоактивного распада.

Если известно количество ядер изотопа в начальный момент времени N₀, и постоянная распада этих ядер , то для любого момента

Радиоактивный распад времени t можно определить количество ядер, по формуле:

Графически закон можно представить на графике, где по оси У отложено количество ядер, а по оси X - время.



График 1. Кол-во распадаемого вещества на время

Для каждого изотопа существует свое время полураспада.

Период полураспада - это время в течении которого распадается половина исходного количества ядер.

Период полураспада для одних изотопов составляет тысячные доли секунды, для других тысячи и миллиарды лет, последние представляют собой главную проблему современной ядерной энергетики. Образовавшиеся в процессе работы реактора эти изотопы остаются радиоактивными в течении столетий и представляют опасность для окружающей среды и человека.

5. Ядерные реакции

В настоящие время не существует способа ускорить радиоактивный распад веществ. Ни нагрев до высоких температур, ни сильное сжатие не могут уменьшить период полураспада. Для урана процесс превращения происходит настолько медленно (миллиарды лет), что нечего и думать о практическом использовании выделяющейся энергии.

Проблема была решена после открытия в 1939 году ядерной реакции деления урана под действием нейтронов.

Основное отличие ядерных реакций от самопроизвольного радиоактивного распада, это участие в процессе, кроме ядра, других частиц. В самом деле, вместо того, чтобы ждать когда ядро ?надумает развалится, попробуем ударить по нему какой либо частицей протоном, нейтроном или даже другим ядром.

Ядерная реакция - это процесс превращения ядер в результате их взаимодействия с элементарными частицами или с другими ядрами.

Первую ядерную реакцию, осуществил Резерфорд направляя пучок альфа-частиц (ядер гелия) на вещество содержащие ядра азота, в результате были получены изотопы кислорода и водорода:

Первые ядерные реакции происходили при бомбардировки заряженными частицами (ядрами гелия, протонами) различных элементов. При этом, энергия затраченная на разгон налетающих частиц значительно превосходила энергию, полученную в результате реакции. Разгон частиц необходим для преодоления сил электрического сопротивления (положительно заряженное ядро отталкивает положительно заряженные ядра, альфа-частицы и протоны). Если в качестве налетающей частицы использовать нейтрон, который не имеет заряда, то необходимость в разгоне пропадает. Поэтому в настоящие время в ядерных реакторах определяющими реакциями являются ядерные реакции нейтронов с ядрами веществ находящихся в активной зоне. Рассмотрим самые важные из них.

5.1 Реакция деления

Механизм деления, проще всего представить с помощью капельной модели ядра. В каплю "ядерной жидкости" попадает нейтрон. Под действием внесенной энергии в капле возникают колебания формы, от сферической до форы двух грушеобразных частей с перешейком между ними если внесенной неторном энергии достаточно, то перешеек рвется - ядро разваливается на два осколка.

После деления урана, как правило, образуются два осколка с соотношением масс 2 к 3 и несколько нейтронов.

В принципе, если нейтрон обладает достаточно большой энергией, то разделится может любое ядро. В большинстве ядерных реакторов главным делящимся изотопом является изотоп урана ²³⁵U. При делении урана образуются два ядра-осколка и два или три нейтрона (в среднем около 2.5 нейтрона на один акт деления). При делении одного ядра выделяется приблизительно 3.1510^-13Дж энергии.

5.2 Реакция радиационного захвата

После захвата нейтрона составное ядро может и не испытать деления, излишек энергии сбрасывается путем испускания гамма-квантов. В этом случае говорят о реакции радиационного захвата.

Вследствие этой реакции металлические детали, находящиеся в АЗ активируются. То есть в них образуются новые изотопы, например: ядро железа, захватывая нейтрон, превращается в радиоактивный изотоп. Металлоконструкции после интенсивного облучения нейтронами представляют опасность для персонала.

5.3 Реакция рассеяния

При взаимодействии нейтрона с ядром возможен случай, когда составное ядро не образуется. Происходит столкновение и разлет в разные стороны нейтрона и ядра. В этом случае говорят об упругом рассеянии. Нейтрон, ударившись о ядро, снижает свою скорость и изменяет направление движения, этот процесс называют замедлением.

Чем легче ядро, с которым столкнулся нейтрон, тем больше снижение скорости. В дальнейшем мы увидим, что снижение скорости движения нейтрона, или другими словами снижение его кинетической энергии (замедление), очень важный процесс в физике ядерного реактора.

Неупругое рассеяние - это процесс когда, после столкновения с нейтроном, образуется составное ядро, но из него почти мгновенно вылетают нейтрон, и гамма квант. В этом случае кинетическая энергия нейтрона уменьшается на величину энергии гамма кванта и энергии полученной ядром. Нейтрон замедляется.

В заключении остановимся на условиях, при которых реакция деления будет самоподдерживающееся. Для этого необходимо, чтобы хотя бы один из нейтронов, полученный в результате первого акта деления, взывал второй акт деления. Нейтроны, вызвавшие первые акты деления, называют нейтронами первого поколения, вторые - второго поколения.

6. Ядерный реактор

Ядерный реактор- это техническая установка, в которой осуществляется самоподдерживающаяся цепная реакция деления тяжелых ядер с освобождением ядерной энергии. Ядерный реактор состоит из активной зоны и отражателя, размещенных в защитном корпусе. Активная зона содержит ядерное топливо в виде топливной композиции в защитном покрытии и замедлитель. Топливные элементы обычно имеют вид тонких стержней. Они собраны в пучки и заключены в чехлы. Такие сборные композиции называются сборками или кассетами.

Вдоль топливных элементов двигается теплоноситель, который воспринимает тепло ядерных превращений. Нагретый в активной зоне теплоноситель двигается по контуру циркуляции за счет работы насосов либо под действием сил Архимеда и, проходя через теплообменник, либо парогенератор, отдает тепло теплоносителю внешнего контура.

Перенос тепла и движения его носителей можно представить в виде схемы:

1.Реактор

2.Теплообменник, парогенератор

3.Паротурбинная установка

4.Генератор

5.Конденсатор

6.Насос

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.

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.

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.).

7. Принцип построения ядерных реакторов

Достижение критического состояния представляет наибольший интерес с точки зрения получения контролируемого источника энергии. В критическом состоянии число нейтронов не меняется во времени. Следовательно, число актов деления в единицу времени, а значит, и энерговыделение постоянны. Абсолютное значение энерговыделения при этом может быть получено любым с помощью системы управления цепной реакцией. Кроме того возможно применение веществ-отражателей нейтронов, перемещение которых вблизи размножающей среды уменьшает или увеличивает потери нейтронов из-за утечки, что также изменяет число обрывов цепей. Манипуляции указанными элементами управления позволяют начинать цепную реакцию, достигать любого уровня мощности, поддерживать стационарный режим в критическом состоянии и прекращать цепной процесс. Установка с контролируемой цепной реакцией деления и представляет собой ядерный реактор.

Условно можно выделить две концепции построения ядерных реактора - концепцию реактора как теплотехического аппарата и концепцию реактора как физико-химммического аппарата.

В концепцию реактора как теплотехничнского аппарата положены два принципа:

1 освободить ядерный реактор от всех технологических процессов регенерации ядерного горючего и оставить ему единственную функцию генератора тепловой энергии;

2 максимально локализовать в реакторе область, занятую делящимися материалами и продуктами деления.

Такой подход к строительству реакторов дал возможность на первом этапе развития ядерной энергетики наиболее быстро создать атомные энергоустановки, поскольку в них удалось свести к минимуму количество принципиально новых элементов конструкции, а вопросы регенерации горючего по существу были отложены до лучших времен. Эта концепция воплощена во всех современных реакторах. Эта же концепция лежит в основе разрабатываемых жидкометаллических реакторах на быстрых нейтронах, газоохлаждаемых высокотемпературных реакторах и др.

Недостатком теплотехнической концепции является неполное использование тех потенциальных возможностей, которые заложены в самом феномене деления ядер тяжелых металлов.

Ядерная энергетика на первом этапе развития должна базироваться на реакторах теплофизической концепции и в первую очередь на простейшем из них - легководном , т.к. перед реакторами теплофизической концепции ставиться только одна задача - преобразование энергии деления ядер в тепловую, и поэтому создание таких реакторов связано с освоением сравнительно меньшего числа принципиально новых элементов конструкции. Кроме того на первом этапе развития ядреной энергетики проблема исчерпания ресурсов ядерного топлива еще остро не стоит. Поэтому оказалось экономически целесообразным строить ядерные реакторы с неоптимальным использованием нейтронов деления. На этом этапе даже полный отказ от переработки и регенерации топлива не лимитирует развитие ядерной энергетики.

8. Особенности построения ядерных реакторов

Ядерные реакторы состоят их пяти основных элементов: делящегося вещества, замедлителя быстрых нейтронов, системы охлаждения, систем безопасности и регулирования. Та часть реактора, которая содержит делящийся материал и, собственно в которой протекает цепная самоподдерживающаяся реакция деления,. называется активной зоной реактора.

Для удобства обращения с ураном и отвода из реактора тепла урановые блоки обычно делают в виде цилиндрических стержней или сборок стержней, или же в виде пластин (кассет), расположенных по объему замедлителя в определенном порядке. Упорядоченная система урановых стержней образует решетку активной зоны реактора. Основными параметрами решетки являются:

1 расстояние между осями стержней ( шаг решетки);

2 диаметр уранового стержня.

Эти величины определяют соотношение объемов урана и замедлителя в активной зоне и в конечном счете количество вещества активной зоны. Чаще всего оси урановых стержней располагаются либо в углах квадратов и тогда решетка называется квадратной, либо в углах правильных треугольников, тогда решетка называется треугольной. Урановый стержень или сборка стержней вмести с прилегающим к ним замедлителем составляют элементарную ячейку активной зоны. Нейтронный или тепловой баланс одной ячейки является балансом всей активной зоны.

Центральная часть ячейки, свободная от замедлителя , называется технологическим каналом. По оси технологического канала располагается урановый стержень или сборка стержней. В объеме урана выделяется более 90% всей энергии деления -частиц и около половины энергии -квантов. Поэтому урановые стержни называют тепловыделяющими элементами. Для отвода тепла вдоль поверхности направляется поток вещества - теплоносителя , жидкости или газа. Если теплоноситель должен быть отделен от замедлителя, он направляется по специальной трубе. Этой трубы может и не быть если замедлитель и теплоноситель одно и тоже вещество или если допускается поступление теплоносителя в замедлитель. Тепловыделяющий элемент, как правило имеет оболочку, предотвращающую химическое взаимодействие вещества уранового блока с теплоносителем, его эрозию в потоке теплоносителя, а также поступление в теплоноситель продуктов деления. В случае попадания продуктов деления в теплоноситель его радиоактивность в значительной степени возрастает, что является нежелательным. Материалы труб, оболочек стержней, а также возможных других конструктивных элементов называют конструкционными материалами активной зоны реактора.

8.1 Реакторы с водой под давлением

Реакторы с водой под давлением занимают видное место в мировом парке энергетических реакторов. Кроме того, они широко используются на флоте в качестве источников энергии как для надводных судов, так и для подводных лодок. Такие реакторы относительно компактны, просты и надежны в эксплуатации. Вода, служащая в таких реакторах теплоносителем и замедлителем нейтронов, относительно дешева, неагрессивна и обладает хорошими нейтронно-физическими свойствами.

Реакторы с водой под давлением называются иначе водоводяными или легководными. Они выполняются в виде цилиндрического сосуда высокого давления со сьемной крышкой. В этом сосуде (корпусе реактора) размещается активная зона, составленная из топливных сборок (топливных кассет) и подвижных элементов системы управления и защиты. Вода входит через патрубки в корпус, подается в пространство под активной зоной, двигается вертикально вверх вдоль топливных элементов и отводится через выходные патрубки в контур циркуляции. Тепло ядерных реакций передается в парогенераторах воде второго контура, более низкого давления. Движение воды по контуру обеспечивается работой циркуляционных насосов, либо, как в реакторах для станций теплоснабжения, - за счет движущего напора естественной циркуляции. Типичная тепловая схема водоводяных энергетических реакторов (ВВЭР), действующих с 1964 года в СССР.

9. Классификация реакторов

Ядерные реакторы делятся на несколько групп:

1. в зависимости от средней энергии спектра нейтронов - на быстрые, промежуточные и тепловые.

2. по конструктивным особенностям активной зоны - на корпусные и канальные.

3. по типу теплоносителя - водяные, тяжеловодные, натриевые.

4. по типу замедлителя - на водяные, графитовые, тяжеловодные и др.

Для энергетических целей, для производства электроэнергии применяются:

1. водоводяные реакторы с некипящей или кипящей водой под давлением.

2. уран-графитовые реакторы с кипящей водой или охлаждаемые углекислым газом.

3. тяжеловодные канальные реакторы и др.

По уровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных (резонансных) энергий и в соответствии с этим делятся на ректоры на тепловых, быстрых и промежуточных нейтронах (иногда для краткости их называют тепловыми, быстрыми и промежуточными).

В реакторе на тепловых нейтронах большая часть деления ядер происходит при поглощении ядрами делящихся изотопов тепловых нейтронов. Реакторы, в которых деление ядер производится в основном нейтронами с энергией больше 0,5 МэВ, называются реакторами на быстрых нейтронах. Реакторы, в которых большинство делений происходит в результате поглощения ядрами делящихся изотопов промежуточных нейтронов, называются реакторами на промежуточных (резонансных) нейтронах.

В реакторах на тепловых нейтронах деление ядер топлива происходит также при захвате ядром быстрых нейтронов, но вероятность этого процесса незначительна (1 - 3 %). Необходимость замедлителя нейтронов вызывается тем, что эффективные сечения деления ядер топлива намного больше при малых значениях энергии нейтронов, чем при больших.

В активной зоне теплового реактора должен находиться замедлитель - вещество, ядра которого имеют малое массовое число. В качестве замедлителя применяют графит, тяжелую или легкую воду, бериллий, органические жидкости. Тепловой реактор может работать даже на естественном уране, если замедлителем служит тяжелая вода или графит. При других замедлителях необходимо использовать обогащенный уран.

В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество, слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы. Замедлителем служит графит, бериллий и т.д.

В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются стержни с высокообогащенным топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства, состоящей из стержней, содержащих топливное сырье (обедненный уран, торий). Вылетающие из активной зоны нейтроны захватываются в зоне воспроизводства ядрами топливного сырья, в результате образуется новое ядерное топливо. Особым достоинством быстрых реакторов является возможность организации в них расширенного воспроизводство ядерного топлива, т.е. одновременно с выработкой энергии производить вместо выгоревшего ядерного топлива новое. Для быстрых реакторов не требуется замедлитель, а теплоноситель не должен замедлять нейтроны.

В зависимости от способа размещения топлива в активной зоне реакторы делятся на гомогенные и гетерогенные.

В настоящее время для энергетических целей проектируют только гетерогенные реакторы. Ядерное топливо в таком реакторе может использоваться в газообразном, жидком и твердом состояниях. Однако сейчас гетерогенные реакторы работают только на твердом топливе.

В зависимости от замедляющего вещества гетерогенные реакторы делятся на графитовые, легководяные, тяжеловодные и органические. По виду теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легководяные, тяжеловодные, газовые и жидкометаллические. Жидкие теплоносители внутри реактора могут быть в однофазном и двухфазном состояниях. В первом случае теплоноситель внутри реактора не кипит, а во втором - кипит.

Реакторы, в активной зоне которых температура жидкого теплоносителя ниже температуры кипения, называются реакторами с водой под давлением, а реакторы, внутри которых происходит кипение теплоносителя, - кипящими.

В зависимости от используемого замедлителя и теплоносителя гетерогенные реакторы выполняются по разным схемам. В России основные типы ядерных энергетических реакторов - водоводяные и водографитовые.

По конструктивному исполнению реакторы подразделяются на корпусные и канальные. В корпусных реакторах давление теплоносителя несет корпус. Внутри корпуса реактора течет общий поток теплоносителя. В канальных реакторах теплоноситель подводится к каждому каналу с топливной сборкой раздельно. Корпус реактора не нагружен давлением теплоносителя, это давление несет каждый отдельный канал.

В зависимости от назначения ядерные реакторы бывают энергетические, конверторы и размножители, исследовательские и многоцелевые, транспортные и промышленные.

Ядерные энергетические реакторы используются для выработки электроэнергии на атомных электростанциях, в судовых энергетических установках, на атомных теплоэлектроцентралях (АТЭЦ), а также на атомных станциях теплоснабжения (АСТ).

Реакторы, предназначенные для производства вторичного ядерного топлива из природного урана и тория, называются конверторами или размножителями. В реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше первоначально израсходованного. В реакторе-размножителе осуществляется расширенное воспроизводство ядерного топлива, т.е. его получается больше, чем было затрачено.

Исследовательские реакторы служат для исследований процессов взаимодействия нейтронов с веществом, изучения поведения реакторных материалов в интенсивных полях нейтронного и гамма-излучений, радиохимических и биологических исследований, производства изотопов, экспериментального исследования физики ядерных реакторов. Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например, для выработки энергии и получения ядерного топлива.

10. Особенности ядерного реактора как источника теплоты

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

Действительно,

Е= m²= 3RT,

где Е - кинетическая энергия осколков, МэВ; R = 1,3810^-23 Дж/К - постоянная Больцмана. Учитывая, что 1 МэВ = 1,610^-13 Дж, получим 1,610^-6 Е = 2,0710^-16 Т, Т = 7,710⁹ Е. 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 7,510¹¹ К, тяжелого - 510¹¹ 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 тепло съем 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.

10.1 Устройство энергетических ядерных реакторов

Энергетический ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляется управляемая цепная реакция деления ядер тяжелых элементов, а выделяющаяся при этом тепловая энергия отводится теплоносителем. Главным элементом ядерного реактора является активная зона. В нем размещается ядерное топливо и осуществляется цепная реакция деления. Активная зона представляет собой совокупность определенным образом размещенных тепловыделяющих элементов, содержащих ядерное топливо. В реакторах на тепловых нейтронах используется замедлитель. Через активную зону покачивается теплоноситель, охлаждающий тепловыделяющие элементы. В некоторых типах реакторов роль замедлителя и теплоносителя выполняет одно и то же вещество, например, обычная или тяжелая вода. Для управления работой реактора в активную зону вводятся регулирующие стержни из материалов, имеющих большое сечение поглощения нейтронов. Активная зона энергетических реакторов окружена отражателем нейтронов - слоем материала замедлителя для уменьшения утечки нейтронов из активной зоны. Кроме того, благодаря отражателю происходит выравнивание нейтронной плотности и энерговыделения по объему активной зоны, что позволяет при данных размерах зоны получить большую мощность, добиться более равномерного выгорания топлива, увеличить продолжительность работы реактора без перегрузки топлива и упростить систему тепло отвода. Отражатель нагревается за счет энергии замедляющихся и поглощаемых нейтронов и гамма квантов, поэтому предусматривается его охлаждение. Активная зона, отражатель и другие элементы размещаются в герметичном корпусе или кожухе, обычно окруженном биологической защитой.

11. Практическая реализация управления реактором

В современных энергетических реакторах управление цепной реакцией осуществляется путем введением в активную зону веществ поглощающих нейтроны. Помещая в активную зону стержень, содержащий поглощающий элемент, например бор, мы уменьшаем коэффициент размножения (вводим отрицательную реактивность), за счет того, что часть нейтронов, поглощаясь на ядрах бора, выбывает из цепной реакции. Если вернутся к формуле четырех сомножителей, мы уменьшаем величину ₅ - вероятность нейтронов поглотится в ²³⁵U. Вытаскивая стержень, мы увеличиваем ₅, следовательно, увеличиваем коэффициент размножения.

Последовательность действий при увеличении мощности работающего реактора.

Выводится поглощающий стержень (вносится положительная реактивность). Коэффициент размножения становится больше 1, количество нейтронов и реакций деления растет, увеличивается мощность;

Выдерживается до требуемого значения время, необходимое для увеличения мощности;

Поглощающий стержень возвращается в исходное состояние (вносится отрицательная реактивность). Коэффициент размножения становится равным 1. Количество нейтронов во всех поколениях одинаково, мощность стабилизируется на новом уровне.

Поглощающий стержень, в данном случае, является органом регулирования реактивности.

Кроме регулирующего стержня на реактивность оказывают влияние другие факторы, например: изменение плотности теплоносителя, изменение температуры и т.д. Знание и учет этих явлений являются важными аспектом безопасности при проектировании и эксплуатации атомных реакторов.

12. Требования к конструкциям активной зоны и ее характеристики

Активная зона реактора должна быть спроектирована так, чтобы исключалась возможность непредусмотренного перемещения ее составляющих, приводящего к увеличению реактивности. Основной конструктивной деталью гетерогенной активной зоны является тепловыводящий элемент, в значительной мере определяющий ее надежность, размеры и стоимость. В энергетических реакторах, как правило, используются стержневые твэлы с топливом в виде прессованных таблеток двуокиси урана, заключенных в оболочку из стали или циркониевого сплава. Твэлы для удобства собираются в тепловыделяющие сборки (ТВС), которые устанавливаются в активной зоне ядерного реактора.