Ядерный реактор

Введение

Ядерный реактор — первый и наиболее яркий пример мощной промышленной установки, работающей по законам микромира. … Любой ядерный реактор состоит из следующих частей: Активная зона с ядерным топливом и замедлителем; Отражатель нейтронов, окружающий активную зону; Теплоноситель; Система регулирования цепной реакции, в том числе аварийная защита; Радиационная защита; Система дистанционного управления.

Ядерная реакция. При ядерных реакциях выполняется несколько законов сохранения: импульса, энергии, момента импульса, заряда. В дополнение к этим классическим законам сохранения при ядерных реакциях выполняется закон сохранения так называемого барионного заряда (то есть числа нуклонов – протонов и нейтронов). Выполняется также ряд других законов сохранения, специфических для ядерной физики и физики элементарных частиц.

Ядерные реакции могут протекать при бомбардировке атомов быстрыми заряженными частицами (протоны, нейтроны, α-частицы, ионы). Первая реакция такого рода была осуществлена с помощью протонов большой энергии, полученных на ускорителе, в 1932 году:

Ядерные реакции сопровождаются энергетическими превращениями. Энергетическим выходом ядерной реакции называется величина

где M_A и M_B – массы исходных продуктов, M_C и M_D – массы конечных продуктов реакции. Величина ΔM называется дефектом масс. Ядерные реакции могут протекать с выделением (Q > 0) или с поглощением энергии (Q < 0). Во втором случае первоначальная кинетическая энергия исходных продуктов должна превышать величину |Q|, которая называется порогом реакции. 

Для того чтобы ядерная реакция имела положительный энергетический выход, удельная энергия связи нуклонов в ядрах исходных продуктов должна быть меньше удельной энергии связи нуклонов в ядрах конечных продуктов. Это означает, что величина ΔM должна быть положительной.

 Деление тяжелых ядер. В отличие от радиоактивного распада ядер, сопровождающегося испусканием α- или β-частиц, реакции деления – это процесс, при котором нестабильное ядро делится на два крупных фрагмента сравнимых масс.

Уран встречается в природе в виде двух изотопов: (99,3 %) и (0,7 %). При бомбардировке нейтронами ядра обоих изотопов могут расщепляться на два осколка. При этом реакция деления наиболее интенсивно идет на медленных (тепловых) нейтронах, в то время как ядра вступают в реакцию деления только с быстрыми нейтронами с энергией порядка 1 МэВ.

Основной интерес для ядерной энергетики представляет реакция деления ядра.

 В настоящее время известны около 100 различных изотопов с массовыми числами примерно от 90 до 145, возникающих при делении этого ядра.  

Обратите внимание, что в результате деления ядра, инициированного нейтроном, возникают новые нейтроны, способные вызвать реакции деления других ядер. Продуктами деления ядер урана-235 могут быть и другие изотопы бария, ксенона, стронция, рубидия и т. д.

Кинетическая энергия, выделяющаяся при делении одного ядра урана, огромна – порядка 200 МэВ. Оценку выделяющей при делении ядра энергии можно сделать с помощью удельной энергии связи нуклонов в ядре. Удельная энергия связи нуклонов в ядрах с массовым числом A ≈ 240 порядка 7,6 МэВ/нуклон, в то время как в ядрах с массовыми числами A = 90–145 удельная энергия примерно равна 8,5 МэВ/нуклон. Следовательно, при делении ядра урана освобождается энергия порядка 0,9 МэВ/нуклон или приблизительно 210 МэВ на один атом урана. При полном делении всех ядер, содержащихся в 1 г урана, выделяется такая же энергия, как и при сгорании 3 т угля или 2,5 т нефти.

При делении ядра урана-235, которое вызвано столкновением с нейтроном, освобождается 2 или 3 нейтрона. При благоприятных условиях эти нейтроны могут попасть в другие ядра урана и вызвать их деление. На этом этапе появятся уже от 4 до 9 нейтронов, способных вызвать новые распады ядер урана и т. д. Такой лавинообразный процесс называется цепной реакцией

Цепная реакция в уране с повышенным содержанием урана-235 может развиваться только тогда, когда масса урана превосходит так называемую критическую массу. Устройство, в котором поддерживается управляемая реакция деления ядер, называется ядерным (или атомным) реактором.

ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР, устройство, в котором осуществляется управляемая ядерная цепная реакция, сопровождаю­щаяся выделением энергии Составны­ми частями любого ядерного реактора являются: ак­тивная лона с ядерным топливом, обыч­но окружённая отражателем нейтронов, теплоноситель, система регулирования цепной реакции, радиан, защита, система дистанционного управления. Основной ха­рактеристикой ядерного реактора является его мощ­ность. Мощность в 1 Мвт соответствует цепной реакции, в которой происходит 3*10¹⁶ актов деления в 1 сек

Рис.1 Схема устройства ядерного реактора.

В активной зоне ядерного реактора находит­ся ядерное топливо, протекает цепная реакция ядерного деления и выделяется энергия. Состояние ядерного реактора характеризуется эффективным коэффициентом К_эф размножения нейтронов или реактивностью r:

r = (К_эф — 1)/К_эф.

Если К_эф > 1, то цепная реакция нара­стает во времени, ядерный реактор находится в надкритичном состоянии и его реактив­ность ρ > 0; если К_эф < 1, то реакция затухает, реактор — подкритичен, р < 0; при К_эф = 1, р = 0 реактор находится в критическом состоянии, идёт ста­ционарный процесс и число делений по­стоянно во времени. Для инициирования цепной реакции при пуске ядерного реактора в актив­ную зону обычно вносят источник нейтро­нов (смесь Ra и Be, ²⁵²Cf и др.), хотя это и не обязательно, т. к. спонтанное деле­ние ядер урана и космические лучи дают достаточное число начальных нейтронов для развития цепной реакции при К_эф > 1.

По конструкции ядерные реакторы делятся на гете­рогенные реакторы, в которых ядерное топливо распределено в активной зоне дискретно в виде блоков, между которыми находится замедлитель нейтронов; и гомогенные, реакторы, в которых ядерное топливо и замедлитель представ­ляют однородную смесь (раствор или суспензия). Выгорание ядерного топлива характе­ризуют суммарной энергией, выделив­шейся в ядерном реакторе на 1 т топлива. Для ядерных реакторов работающих на естественном уране, максимальное выгорание ~ 10 Гвт*сут/т (тяжело­водные ядерные реакторы). В ядерных реакторах со слабо обо­гащённым ураном (2 — 3% ²³⁵U) достига­ется выгорание ~ 20—30 Гвт*cyт/т. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах — до 100 Гвт*сут/т. Выгорание 1 Гвт*сут/т соответствует сгоранию 0,1% ядерного топлива.

Для  регулирования ядерного реактора важно, что часть нейтронов при де­лении  вылетает из  осколков  с запазды­ванием.   Доля  таких  запаздываю­щих    нейтронов  невелика   (0.68% для ²³⁵U, 0,22%  для ²³⁹Pu). Вре­мя запаздывания   Т_зап от 0,2 до 55 сек. Если (К_эф — 1) £  n₃/n₀, то число делений в ядерном реакторе растёт (К_эф > 1) или падает (К_эф < 1), с характерным временем ~ T_з. Без запаздывающих нейтронов эти времена были бы на несколько   порядков меньше, что сильно усложнило бы управление ядерным реактором.

Для управления ядерного реактора служит система управления и защиты   (СУЗ). Ядерный реактор оснащается системой приборов, информирующих оператора о состоянии ядерного реактора: о потоке нейтронов в разных точ­ках активной зоны, расходе и температуре теплоносителя, уровне ионизирующего излучения в различных частях ядерного реактора и в вспомогательных помещениях, о положе­нии органов СУЗ и др. Информация, получаемая с этих приборов, поступает в ЭВМ, которая может либо выдавать её оператору в обработанном виде (функции учёта), либо на основании математической обработки. Этой информации выдавать рекомендации оператору о необходимых изменениях в режиме работы ядерного реактора (машина — советчик), либо, наконец, осуществлять управление ядерного реактора без участия оператора (управляющая машина).

Заключение

Очевидно, что ей предназначено большое будущее, так как запасы нефти, газа, угля постепенно иссякают, а уран — достаточно распространенный элемент на Земле. Целью настоящей работы было всего лишь рассказать о современной атомной энергетике, показать устройство . К сожалению, объем статьи не позволяет более подробно остановиться на вопросах физики реактора, тонкостях конструкции отдельных типов и вытекающих из них проблем эксплуатации, надежности и безопасности.

Библиографический список

1 Абрамов А.И. Измерение «неизмеримого» [Текст] / Абрамов А.И. – 4-е издание, перераб. и доп. – М.: Энергоатомиздат, 1986. – 208 с.

2 Арбузов, Б.А. Физика подкритического ядерного реактора [Текст]/ Арбузов Б.А.//  Соросовский общеобразовательный журнал. – 1997.-  №1.

3 Блинкин, В.Л. Жидкосолевые ядерные реакторы [Текст] /   Блинкин В.Л., Новиков В.М..-  М.:Атомиздат, 1978.

4  Вильдермут, К. Единая теория ядра [Текст]: пер. с англ. Тан Я., М. – 1980. – 284 с.

5 Вальтер, А.К. Ядерная физика [Текст]/ Вальтер, А.К., Залюбовский И.И.-  Харьков: Основа, 1991.  Воронько, В.А. [Текст]/ Воронько В.А. – М.:  Атомная энергия, 1990.

7 Ганев, И.Х. Физика и расчет реактора [Текст]/  Ганев И.Х..-М.: Энергоатомиздат, 1992.

8 Давыдов, А.С. Теория атомного ядра [Текст]/ А.С. Давыдов. – М.: Прогресс, 1958 – 256 с.

9 Ионайтис, Р.Р. Нетрадиционные средства управления ядерными реакторами [Текст]/  Ионайтис, Р.Р..-  М.: Изд-во МГТУ, 1992.

10 Климов, А.Н. Ядерная физика и ядерные реакторы [Текст] /  Климов А.Н..- М.: Атомиздат,1985.

11 Мухин, К.Н. Введение в ядерную физику [Текст]/ П.С. Мухин. – М.: Энергоатомиздат, 2 изд., 1965 – 328 с.

12 Матвеев, Л.В. Почти все о ядерном реакторе [Текст]/   Л.В.Матвеев, А.П.Рудик.- М.: Энергоатомиздат, 1990.

13 Справочник пол ядерной энерготехнологии [Текст]: пер. с англ./ Ф. Ран, А. Адмантиадес, Дж. Кентон, И. Браун. – М.:Энергоатомиздат, 1989. – 752 с.

14 Яворский, Б.М. Справочник по физике [Текст] /  Яворский Б.М., Детлаф А.А.-  М.: Наука,1974.