ПЛАН:
1.Введения
2.Радиоактивность
3.Ядерные реакторы
4.Инженерные аспекты термоядерного реактора
5.Ядерная реакция. Ядерная енергетика.
6.Гамма-излучения
7.Атомный реактор
8.Принципы построения атомной енергетики
9.Ядерный синтез завтра
10 .Выивод
11.Список литератури
ВВЕДЕНИЕ: что изучает физика?
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. Структура физики сложна. В нее включаются различные дисциплины или
разделы. В зависимости от изучаемых объектов выделяют физику элементарных
частиц, физику ядра, физику атомов и молекул, физику газов и жидкостей,
физику плазмы, физику твердого тела. В зависимости от изучаемых процессов
или форм движения материи выделяют механику материальных точек и твердых
тел, механику сплошных сред (включая акустику), термодинамику и
статистическую механику, электродинамику (включая оптику), теорию
тяготения, квантовую механику и квантовую теорию поля. В зависимости от
ориентированности на потребителя получаемого знания выделяют
фундаментальную и прикладную физику. Принято выделять также учение о
колебаниях и волнах, рассматривающее механические, акустические,
электрические и оптические колебания и волны под единым углом зрения. В
основе физики лежат фундаментальные физические принципы и теории, которые
охватывают все разделы физики и наиболее полно отражают суть физических
явлений и процессов действительности.
От ранних цивилизаций, возникших на берегах Тигра, Евфрата и
Нила (Вавилон, Ассирия, Египет), не осталось никаких свидетельств о
достижениях в области физических знаний, за исключением овеществленных в
архитектурных сооружениях, бытовых и т.п. изделиях знаний. Возводя
различного рода сооружения и изготавливая предметы быта, оружия и т.д.,
люди использовали определенные результаты многочисленных физических
наблюдений, технических опытов, их обобщений. Можно сказать, что
существовали определенные эмпирические физические знания, но не было
системы физических знаний. Физические представления в Древнем Китае появились также на основе
различного рода технической деятельности, в процессе которой вырабатывались
разнообразные технологические рецепты. Естественно, что прежде всего
вырабатывались механические представления. Так, китайцы имели представления
о силе ( то, что заставляет двигаться), противодействии, (то, что
останавливает движение), рычаге, блоке, сравнении весов (сопоставлении с
эталоном). В области оптики китайцы имели представление об образовании
обратного изображения в "camera obscura". Уже в шестом веке до н.э. они
знали явления магнетизма - притяжения железа магнитом, на основе чего был
создан компас. В области акустики им были известны законы гармонии, явления
резонанса. Но это были еще эмпирические представления, не имевшие
теоретического объяснения. В Древней Индии основу натурфилософских представлений составляют учение о
пяти элементах - земле, воде, огне, воздухе и эфире. Существовала также
догадка об атомном строении вещества. Были разработаны своеобразные
представления о таких свойствах материи, как тяжесть, текучесть, вязкость,
упругость и т.д., о движении и вызывающих его причинах. К VI в. до н.э.
эмпирические физические представления в некоторых областях обнаруживают
тенденцию перехода в своеобразные теоретические построения (в оптике,
акустике).
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.
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.
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.
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).
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.
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.
Гамма-распад. Стабильные ядра находятся в состоянии, отвечающем наименьшей энергии. Это
состояние называется основным. Однако путем облучения атомных ядер
различными частицами или высокоэнергитическими 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.
Поскольку возбужденное ядро находится в дискретных энергетических
состояниях, то и гамма-излучение характеризуется линейчатым спектром.
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.
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
само поддерживающаяся цепная реакция на быстрых нейтронах в естественном
уране не возможна из-за высокой вероятности не упругого 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 над критической. При К
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.
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= 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 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 7,5(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 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.
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
[pic]
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.
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 твэл, 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.
В твэлах происходит генерация основной доли тепловой энергии и передача ее
теплоносителю. Более 90% всей энергии, освобождающейся при делении тяжелых
ядер, выделяется внутрь твэлов и отводится обтекающим твэлы теплоносителем.
Твэлы работают в очень тяжелых тепловых режимах: максимальная плотность
теплового потока от твэла к теплоносителю достигает (1 - 2) 106 Вт/ м2,
тогда как в современных паровых котлах она равна (2 - 3) 105 Вт/м2. Кроме
того, в сравнительно небольшом объеме ядерного топлива выделяется большое
количество теплоты, т.е. энергонапряженность ядерного топлива также очень
высока. Удельное тепловыделение в активной зоне достигает 108 -109 Вт/м3, в
то время как в современных паровых котлах оно не превышает 107Вт/м3.
Большие тепловые потоки, проходящие через поверхность твэлов, и
значительная энергонапряженность топлива требуют исключительно высокой
стойкости и надежности твэлов. Помимо этого, условия работы твэлов
осложняются высокой рабочей температурой, достигающей 300 - 600 Сo на
поверхности оболочки, возможностью тепловых ударов, вибрацией, наличием
потока нейтронов (флюенс достигает 1027 нейтрон/м2).
К твэлам предъявляются высокие технические требования: простота
конструкции; механическая устойчивость и прочность в потоке теплоносителя,
обеспечивающая сохранение размеров и герметичности; малое поглощение
нейтронов конструкционным материалом твэла и минимум конструкционного
материла в активной зоне; отсутствие взаимодействие ядерного топлива и
продуктов деления с оболочкой твэлов, теплоносителем и замедлителем при
рабочих температурах. Геометрическая форма твэла должна обеспечивать
требуемое соотношение площади поверхности и объема и максимальную
интенсивность отвода теплоты теплоносителем от всей поверхности твэла, а
также гарантировать большую глубину выгорания ядерного топлива и высокую
степень удержания продуктов деления. Твэлы должны обладать радиационной
стойкостью, иметь требуемые размеры и конструкцию, обеспечивающие
возможность быстрого проведения перегрузочных операций; обладать простотой
и экономичностью регенерации ядерного топлива и низкой стоимостью.
В целях безопасности надежная герметичность оболочек твэлов должна
сохраняться в течение всего срока работы активной зоны (3 -5 лет) и
последующего хранения отработавших твэлов до отправки на переработку (1 -3
года). При проектировании активной зоны необходимо заранее установить и
обосновать допустимые пределы повреждения твэлов (количество и степень
повреждения). Активная зона проектируется, таким образом, чтобы при работе
на протяжении всего ее расчетного срока службы не превышались установленные
пределы повреждения твэлов. Выполнение указанных требований обеспечивается
конструкцией активной зоны, качеством теплоносителем, характеристиками и
надежностью системы тепло отвода. В процессе эксплуатации возможно
нарушение герметичности оболочек отдельных твэлов. Различают два вида
такого нарушения: образование микро трещин, через которые газообразные
продукты деления выходят из твэла в теплоноситель (дефект типа газовой
плотности); возникновение дефектов, при которых возможен прямой контакт
топлива с теплоносителем.
Условия работы твэлов в значительной мере определяются конструкцией
активной зоны, которая должна обеспечивать проектную геометрию размещения
твэлов и необходимое с точки зрения температурных условий распределения
теплоносителя. Через активную зону при работе реактора из мощности должен
поддерживаться стабильный расход теплоносителя, гарантирующего надежный
тепло отвод. Активная зона должна быть оснащена датчиками внутри
реакторного контроля, которые дают информацию о распределении мощности,
нейтронного потока, температурных условиях твэлов и расходе теплоносителя.
Активная зона энергетического реактора должна быть спроектирована так,
чтобы внутренний механизм взаимодействия нейтронно-физических и тепло
физических процессов при любых возмущениях коэффициента размножения
устанавливал новый безопасный уровень мощности. Практически безопасность
ядерной энергетической установки обеспечивается, с одной стороны,
устойчивостью реактора (уменьшением коэффициента размножения с ростом
температуры и мощности активной зоны), а, с другой стороны - надежностью
системы автоматического регулирования и защиты.
С целью обеспечения безопасности в глубину конструкция активной зоны и
характеристики ядерного топлива должны исключать возможность образования
критических масс делящихся материалов при разрушении активной зоны и рас
плавлении ядерного топлива. При конструировании активной зоны должна быть
предусмотрена возможность введения поглотителя нейтронов для прекращения
цепной реакции в любых случаях, связанных с нарушением охлаждения активной
зоны.
Активная зона, содержащая большие объемы ядерного топлива для компенсации
выгорания, отравления и температурного эффекта, имеет как бы несколько
критических масс. Поэтому каждый критический объем топлива должен быть
обеспечен средствами компенсации реактивности. Они должны размещаться в
активной зоне, таким образом, чтобы исключить возможность возникновения
локальных критмасс
Классификация реакторов.
Реакторы классифицируют по уровню энергии нейтронов, участвующих в реакции
деления, по принципу размещения топлива и замедлителя, целевому назначению,
виду замедлителя и теплоносителя и их физическому состоянию.
По уровню энергетических нейтронов: реакторы могут работать на быстрых
нейтронах, на тепловых и на нейтронах промежуточных (резонанснсных) энергий
и в соотоветсвии 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 настоящее время наибольшее распространение получили реакторы на тепловых
нейтронах. Для тепловых реакторов характерны концентрации ядерного топлива
235U в активной зоне от 1 до 100 кг/м3 и наличие больших масс замедлителя.
Для реактора на быстрых нейтронах характерны концентрации ядерного топлива
235U или 239U порядка 1000 кг/м3 и отсутствие замедлителя в активной зоне.
В реакторах на промежуточных нейтронах в активной зоне замедлителя очень
мало, и концентрация ядерного топлива 235U в ней от 100 до 1000 кг/м3.
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. От степени обогащения топлива
зависят необходимые критические размеры реактора, с увеличением степени
обогащения они меньше. Существенным недостатком реакторов на тепловых
нейтронах является потеря медленных нейтронов в результате захвата их
замедлителем, теплоносителем, конструкционными материалами и продуктами
деления. Поэтому в таких реакторах в качестве замедлителя, теплоносителя и
конструкционных материалов необходимо использовать вещества с малыми
сечениями захвата медленных нейтронов.
В реакторах на промежуточных нейтронах, в которых большинство актов деления
вызывается нейтронами с энергией, выше тепловой (от 1 эВ до 100 кэВ), масса
замедлителя меньше, чем в тепловых реакторах. Особенность работы такого
реактора состоит в том, что сечение деления топлива с ростом деления
нейтронов в промежуточной области уменьшается слабее, чем сечение
поглощения конструкционных материалов и продуктов деления. Таким образом,
растет вероятность актов деления по сравнению с актами поглощения.
Требования к нейтронным характеристикам конструкционных материалов менее
жесткие, их диапазон шире. Следовательно, активная зона реактора на
промежуточных нейтронах может быть изготовлена из более прочных материалов,
что дает возможность повысить удельный тепло съем с поверхности нагрева
реактора. Обогащение топлива делящимся изотопом в промежуточных реакторах
следствии уменьшения сечения должно быть выше, чем в тепловых.
Воспроизводство ядерного топлива в реакторах на промежуточных нейтронах
больше, чем в реакторе на тепловых нейтронах.
В качестве теплоносителей в промежуточных реакторах используется вещество,
слабо замедляющие нейтроны. Например, жидкие металлы. Замедлителем служит
графит, бериллий т.д.
В активной зоне реактора на быстрых нейтронах размещаются твэлы с
высокообогащенные топливом. Активная зона окружается зоной воспроизводства,
состоящей из твэлов, 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.
Для обеспечения высокой концентрации ядерного топлива необходимо достижение
максимального тепловыделения на единицу объема активной зоны. Это можно
осуществить только с помощью жидкометаллических теплоносителей, например,
натрия, калия или энергоемких газовых теплоносителей, обладающих наилучшими
теплотехническими и тепло физическими характеристиками, таких как гелий и
диссоциирующие газы. В качестве теплоносителя можно использовать и пары
воды. Паразитный захват быстрых нейтронов ядрами конструкционных материалов
и продуктов деления крайне незначительный, поэтому для быстрых реакторов
существует широкий выбор конструкционных материалов и продуктов деления
крайне незначительный, поэтому для быстрых реакторов существует широкий
выбор конструкционных материалов, позволяющих повысить надежность активной
зоны. Следовательно, в них можно достичь высокой степени выгорания
делящихся веществ.
В зависимости от способа размещения топлива в активной зоне реакторы
делятся на гомогенные и гетерогенные.
В гомогенном реакторе ядерное топливо, теплоноситель и замедлитель (если
они есть) тщательно перемешаны и находятся в одном физическом состоянии,
т.е. активная зона полностью гомогенного реактора представляет жидкую,
твердую или газообразную однородную смесь ядерного топлива, теплоносителя
или замедлителя. Гомогенные реакторы могут быть как на тепловых, так и на
быстрых нейтронах. В таком реакторе вся активная зона находится внутри
стального сферического корпуса и представляет жидкую однородную смесь
горючего и замедлителя в виде раствора или жидкого сплава (например,
раствор уранил сульфата в воде, раствор урана в жидком висмуте), который
одновременно выполняет и функцию теплоносителя.
Ядерная реакция деления происходит в топливном растворе, находящемся внутри
сферического корпуса реактора, в результате температура раствора
повышается. Горючий раствор из реактора поступает в теплообменник, где
отдает теплоту воде второго контура, охлаждается и циркулярным насосом
направляется опять в реактор. Для того чтобы ядерная реакция не произошла
вне реактора, объемы трубопроводов контура, теплообменника и насоса
подобраны так, чтобы объем горючего, находящегося на каждом участке
контура, были намного ниже критического. Гомогенные реакторы имеют ряд
преимуществ по сравнению с гетерогенными. Это несложная конструкция
активной зоны и минимальные ее размеры, возможность в процессе работы без
остановки реактора непрерывно удалять продукты деления и добавлять свежее
ядерное топливо, простота приготовления горючего, а также то, что управлять
реактором можно, изменяя концентрацию ядерного топлива.
Однако, гомогенные реакторы имеют и серьезные недостатки. Гомогенная смесь,
циркулирующая по контуру, испускает сильное радиоактивное излучение, что
требует дополнительной защиты и усложняет управление реактором. Только
часть топлива находится в реакторе и служит для выработки энергии, а другая
часть - во внешних трубопроводах, теплообменниках и насосах. Циркулирующая
смесь вызывает сильную коррозию и эрозию систем и устройств реактора и
контура. Образование в гомогенном реакторе в результате радиолиза воды
взрывоопасной гремучей смеси требует устройств для ее сжигания. Все это
привело к тому, что гомогенные реакторы не получили широкого
распространения.
В гетерогенном реакторе топливо в виде блоков размещено в замедлителе,
т.е. топливо и замедлитель пространственно разделены.
[pic]
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, легко водяные, тяжеловодные и органические. По виду
теплоносителя гетерогенные реакторы бывают легко водяные, 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 - водо-водяные 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 раз множители, 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 раз множителями. В
реакторе - конверторе вторичного ядерного топлива образуется меньше
первоначально израсходованного.
В реакторе - раз множителе 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.
Реакторы имеют различную мощность, стационарный или импульсный режим
работы. Наибольшее распространение получили водо-водяные исследовательские
реакторы на обогащенном уране. Тепловая мощность исследовательских
реакторов колеблется в широком диапазоне и достигает нескольких тысяч
киловатт.
Многоцелевыми называются реакторы, служащие для нескольких целей, например,
для выработки энергии и получения ядерного топлива.
Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии.
Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный
коэффициент размножения нейтронов kэф немного меньше единицы. Облучим это
устройство постоянным внешним потоком нейтронов N0. Тогда каждый нейтрон
(за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в kэф) вызовет
деление, которое даст дополнительный поток N0k2эф. Каждый нейтрон из этого
числа снова произведёт в среднем kэф нейтронов, что даст дополнительный
поток N0kэф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих
процессы деления, оказывается равным
N = N0 ( 1 + kэф + k2эф + k3эф + ...) =
N0[pic]kn эф .
Если kэф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением
критического поведения процесса в этом случае. Если же kэф
[pic]
Выделение энергии в единицу времени ( мощность ) тогда определяется
выделением энергии в процессе деления,
[pic]
где к 0 и, следовательно, в процессе деления
выделяется энергия Ед=[pic]Мс2. Для тяжелых ядер, например для ядер
урана, ([pic](А1)- [pic](А))с2=1 МэВ. Так что при А=200 имеем оценку Ед =
200 МэВ. Напомним, что электрон-вольт (эВ) внесистемная единица энергии,
равная энергии, приобретаемой элементарным зарядом под действием разности
потенциалов 1В ( 1эВ = 1,6*10-19 Дж). Например, средняя энергия, выделяемая
при делении ядра 235U
Ед = 180 МэВ = 180 106 эВ.
Таким образом, тяжелые ядра являются потенциональными источниками энергии.
Однако самопроизвольное деление ядер происходит исключительно редко и
практически значения не имеет. Если же в тяжелое ядро попадает нейтрон, то
процесс деления может резко убыстриться. Это явление происходит с
различной интенсивностью для различных ядер, и мерой его служит эффективное
поперечное сечение процесса. Напомним, как определяются эффективные сечения
и как они связаны с вероятностями тех или иных процессов. Представим себе
пучок частиц, (например, нейтронов), падающих на мишень, состоящую из
определённых объектов, скажем ядер. Пусть N0 - число нейтронов в пучке, n-
плотность ядер, приходящаяся на единицу объема (1 см3 ). Пусть нас
интересуют события определённого сорта, например деление ядер мишени. Тогда
число таких событий N будет определяться формулой N=N0nl[pic]эф, где l-
длинна мишени и [pic]эф называется поперечным сечением процесса деления
(или любого другого процесса) заданной энергией Е, соответствующей энергии
налетающих нейтронов. Как видно из предыдущей формулы, эффективное сечение
имеет размерность площади(см2). Оно имеет вполне понятный геометрический
смысл: это площадка, при попадании в которую происходит интересующий нас
процесс. Очевидно, если сечение большое, процесс идёт интенсивно, а
маленькое сечение соответствует малой вероятности попадания в эту площадку,
следовательно, в этом случае процесс происходит редко.
Итак, пусть для некоторого ядра мы имеем достаточно большое
эффективное сечение процесса деления при этом, при делении наряду с двумя
большими осколками А1 и А2 могут вылететь несколько нейтронов. Средне число
дополнительных нейтронов называется коэффициентом размножения и
обозначается символом k[pic]. Тогда реакция идёт по схеме n+A
A1+A2+k[pic]n.
Родившиеся в этом процессе нейтроны, в свою очередь, реагируют с ядрами А,
что даёт новые реакции деления и новое, ещё большее число нейтронов. Если k > 1, такой цепной процесс происходит с нарастающей интенсивностью и
приводит к взрыву с выделением огромного кол-ва энергии. Но процесс этот
можно контролировать. Не все нейтроны обязательно попадут в ядро А: они
могут выйти наружу через внешнюю границу реактора, могут поглотиться в
веществах, которые специально вводятся в реактор. Таким образом, величину
k[pic], можно уменьшить до некоторой kэф, которая равна 1 и лишь
незначительно её превышает. Тогда можно успевать отводить производимую
энергию и работа реактора становится устойчивой. Тем не менее в этом случае
реактор работает в критическом режиме. Неполадки с отводом энергии привели
бы к нарастающей цепной реакции и катастрофе. Во всех действующих системах
предусмотрены меры безопасности, однако аварии, с очень малой вероятностью,
могут происходить и, к сожалению происходят.
Как выбирается рабочее вещество для атомного реактора? Необходимо,
чтобы в топливных элементах присутствовали ядра изотопа с большим
эффективным сечением деления. Единица измерения сечения 1 барн = 10-24 см2.
Мы видим две группы значений сечений: ( 233U, 235U, 239Pu ) и
малые(232Th,238U). Для того, чтобы представить себе разницу, вычислим,
какое расстояние должен пролететь нейтрон, чтобы произошло событие деления.
Воспользуемся для этого формулой N=N0nl[pic]эф. Для N=N0=1 имеем [pic]
Здесь n- плотность ядер, [pic], где p- обычная плотность и m =1,66*10-24г-
атомная единица массы. Для урана и тория n = 4,8.1022 см3. Тогда для 235U
имеем l = 10см, а для 232Th l = 35 м. Таким образом, для реального
осуществления процесса деления следует использовать такие изотопы как 233U,
235U, 239Pu. Изотоп 235U в небольшом кол-ве содержится в природном уране
состоящем в основном из 238U, поэтому в качестве ядерного топлива обычно
используют уран, обогащённый изотопом 235U. При этом в процессе работы
реактора вырабатывается значительное кол-во ещё одного расщепляющегося
изотопа- 239Pu. Плутоний получается в результате цепочки реакций
238U + n ([pic])239U ([pic])239Np
([pic])239Pu,
где [pic] означает излучение фотона, а [pic]-[pic]- распад по схеме
Z
(Z+1)+e +v.
Здесь Z определяет заряд ядра, так что при распаде происходит к следующему
элементу таблицы Менделеева с тем же А, е- электрон и v-электронное
антинейтрино. Необходимо отметить также, что изотопы А1, А2, получающиеся
в процессе деления, как правило, являются радиоактивными с временами
полураспада от года до сотен тысяч лет, так что отходы атомных
электростанций, представляющие собой выгоревшее топливо, очень опасны и
требуют специальных мер для хранения. Здесь возникает проблема
геологического хранения, которое должно обеспечить надёжность на миллионы
лет вперёд. Несмотря на очевидную пользу атомной энергетики, основанной на
работе ядерных реакторов в критическом режиме, она имеет и серьезные
недостатки. Это, во-первых, риск аварий, аналогичных Чернобыльской, и, во-
вторых, проблема радиоактивных отходов. Предложение использовать для
атомной энергетики реакторы, работающие в подкритическом режиме, полностью
разрешает первую проблему и в значительной степени облегчает решение
второй.
Ядерный реактор в подкритическом режиме как усилитель энергии.
Представим себе, что мы собрали атомный реактор, имеющий эффективный
коэффициент размножения нейтронов kэф немного меньше единицы. Облучим это
устройство постоянным внешним потоком нейтронов N0. Тогда каждый нейтрон
(за вычетом вылетевших наружу и поглощённых, что учтено в kэф) вызовет
деление, которое даст дополнительный поток N0k2эф. Каждый нейтрон из этого
числа снова произведёт в среднем kэф нейтронов, что даст дополнительный
поток N0kэф и т.д. Таким образом, суммарный поток нейтронов, дающих
процессы деления, оказывается равным
N = N0 ( 1 + kэф + k2эф + k3эф + ...) =
N0[pic]kn эф .
Если kэф > 1, ряд в этой формуле расходится, что и является отражением
критического поведения процесса в этом случае. Если же kэф
[pic]
Выделение энергии в единицу времени ( мощность ) тогда определяется
выделением энергии в процессе деления,
[pic]
где к