|
Реферат: Ядерная энергетика (Физика)
Министерство Образования Российской Федерации
Северо-Кавказский Государственный Технологический Университет
Кафедра физики
Реферат на тему:
«Ядерная энергетика».
Выполнил: ст. гр. ЭА-98-1
Саватеев А. В.
Проверила: пр. Старосельцева С. П.
Владикавказ
2000
В истории человечества не было научного события, более выдающегося по
своим последствиям, чем открытие деления ядер урана и овладения ядерной
энергией. Человек получил в свое распоряжение огромную, ни с чем не
сравнимую силу, новый могучий источник энергии, заложенный в ядрах атомов.
История атомного века началась, конечно, раньше августа 1945 г. когда
весть о трагедии Хиросимы потрясла мир. В развитие ядерной физики,
овладение тайнами ядерной энергии внесли свой вклад такие учёные, как
Альберт Эйнштейн, Нильс Бор, Макс Планк, Эрнест Резерфорд и другие,
заложившие прочный фундамент науки об атомах. Целая плеяда выдающихся
ученых из разных стран мира создала стройное учение об атоме. Если
расположить в хронологическом порядке все важнейшие открытия и работы,
приведшие к расщеплению ядра атома, то история овладения ядерной энергией
будет выглядеть следующим образом.
Начало ядерной физике положила опубликованная в декабре 1895 работа В.
Рентгена «О новом роде лучей». Он назвал их Х - лучами, впоследствии они
получили название рентгеновских.
В 1896 г. А. Беккерель открыл, что урановая руда испускает невидимые
лучи, обладающие большой проникающей способностью. Позднее это явление было
названо радиоактивностью.
В 1898 г. М. Склодовская и П. Кюри выделили несколько сотых грамм нового
вещества — элемента, который излучал [pic]- частицы. Они назвали его
полонием. В декабре этого же года они открыли новый элемент - радий
В 1911 г. Э. Резерфорд предложил планетарную модель атома. Он доказал,
что почти вся масса атома сосредоточена в его ядре.
В 1913 г. Н. Бор создал модель атома водорода и теорию строения атома. С
этого времени началось быстрое развитие квантовой теории фактическое
рождение атомной физики.
В 1932 г. Дж. Чедвик обнаружил не имеющую электрического заряда
нейтральную ядерную частицу - нейтрон, сыгравший впоследствии роль ключа к
большой ядерной энергетике.
В 1932 г. Д. Д. Иваненко предложил гипотезу строения атомного ядра из
протонов и нейтронов.
В 1933 г. И. и Ф. Жолио - Кюри открыли новый вид радиоактивности
искусственную радиоактивность. Это сыграло исключительную роль в издании
новых радиоактивных элементов.
В 1934 г. Э. Ферми обнаружил, что при бомбардировке урана нейтронами
образуются радиоактивные элементы. Итальянские исследователи приняли их за
элементы более тяжелые, чем уран, и назвали трансурановыми.
В 1934 г. С. И. Вавилов и П. А. Черенков открыли одно из фундаментальных
физических явлений — свечение жидкости при движении в ней электронов со
скоростью, превышающей фазовую.
В 1935 г. И. В. Курчатов с группой сотрудников открыли явление ядерной
изомерии искусственных радиоактивных атомных ядер и разработали теорию
этого явления.
В 1936 г. Я. И. Френкель предложил капельную модель ядра и ввел
термодинамические понятия в ядерную физику, выдвинул первую теорию ядерного
деления.
В 1938 г. О. Ган и Ф. Штрассман, повторяя опыты Ферми, обнаружили, что в
облученном нейтронами уране появляются элементы, стоящие в середине
периодической системы элементов Менделеева и что при попадании нейтрона в
ядро урана ядро разваливается — делится па два меньших ядра.
В 1939 г. Ю. Б. Харитон и Я. Б. Зельдович теоретически показали
возможность осуществления цепной реакции деления ядер урана-235. Оказалось,
что энергия, выделяющаяся при расщеплении 1 кг урана, равна той, которая
получается при сжигании 2 500 000 кг самого лучшего каменного угля.
В 1940 г. Г. Н. Флеров и К. А. Петржак открыли спонтанное деление ядер
урана, т. е. доказали, что ядра урана могут самопроизвольно распадаться.
В 1940 г. Ю. Б. Харитон и Я. Б. Зельдович предложили расчет цепной
реакции деления ядер урана, установив, таким образом, принципиальную
возможность ее осуществления. В статье «Кинетика цепного распада урана»
(Экспериментальная и теоретическая физика, 1940, т. 10) они писали: «. . .
смешивая уран с веществами, обладающими малым сечением захвата (например с
тяжелой водой), либо обогащая уран изотопом U, которому приписывается
распад под действием медленных нейтронов, окажется возможным создание
условий цепного распада урана посредством разветвляющихся цепей, при
котором сколь угодно слабое облучение нейтронами приведет к мощному
развитию ядерной реакции. . . ». И далее «. . . молярная теплота ядерной
реакции деления урана в 5-Ю7 раз превышает теплотворную способность угля. .
. ». Проблемы ядерной физики давно занимали умы советских ученых. Еще в
1920 г. в стране была создана так называемая Атомная комиссия. В 1932 г. в
Ленинградском физико-техническом институте была образована специальная
группа по ядру. Руководителем группы стал А. Ф. Иоффе, его заместителем —
И. В. Курчатов.
В сентябре 1937 г. в Москве состоялась Вторая всесоюзная конференция по
атомному ядру, затем последовали совещания в 1938, 1939 и в 1940 гг.
Непременным организатором и участником этих совещаний был И. В. Курчатов.
На совещании по атомному ядру в ноябре 1940 г. Курчатов обсуждал конкретные
пути осуществления цепной ядерной реакции, опираясь, в частности, на
теоретические расчеты Ю. Б. Харитона и Я. Б. Зельдовича. Речь шла о
создании уранового котла.
Начиная с 1935 г. советские ученые смогли приступить к научно-
исследовательской работе в области ядерной физики на крупных физических
установках. Так, в 1935 г. в Ленинграде был пущен в эксплуатацию первый на
европейском континенте электромагнитный резонансный ускоритель заряженных
частиц — циклотрон на энергию 6 млн. электрон-вольт. В электромагнитных
полях циклотрона искусственно увеличивается скорость движения частиц
(электронов, протонов и др.) и соответственно возрастает их кинетическая
энергия. Различают циклические ускорители, в которых частицы движутся по
траектории, близкой к окружности — циклотроны, синхротроны, фазотроны, и
линейные ускорители, в которых движение частиц осуществляется по
траекториям, близким к прямой линии. Затем по инициативе И. В. Курчатова
началось проектирование, а потом и сооружение более крупного циклотрона на
12 МэВ. Но закончить его не удалось, введен в действие он был уже после
Великой Отечественной войны.
Перечень научных открытий в области ядерной физики можно было бы
продолжить и дальше, но все это можно найти в других научных и научно-
популярных книгах. Здесь же хочется подчеркнуть, что период с 1932 по 1940
г. был очень плодотворным для советских физиков. Работы И. В. Курчатова, Я.
И. Френкеля, Ю. Б. Харитона, Я. Б. Зельдовича, Д. Д. Иваненко, Г. Н.
Флерова, К. А. Петржака, о которых говорилось выше, а также А. И.
Алиханова. А. И. Алиханяна, Л. А. Арцимовича, Д. В. Скобельцына, В. Г.
Хлопина, Л. В. Мысовского, а также работы Н. Н. Семенова по исследованию
механизма химических реакций и теории разветвленных цепных химических
реакций и многих других отечественных ученых приблизили практическое
осуществление цепной реакции деления ядер урана. В этот период советские
ученые опубликовали более 100 работ по ядерной физике. Коллективы
институтов в Ленинграде, Москве, Харькове, Свердловске выполнили много
интересных работ, приоткрывших тайну цепной реакции деления ядер атомов.
До 1940 г. все работы по ядерной физике широко публиковались, ученые
разных стран обменивались результатами своих исследований на страницах
многих научных журналов и на конференциях. С началом второй мировой войны
вся информация и обмен новыми данными были прекращены.
Первый ядерный реактор был пущен в США 2 декабря 1942 г. под
руководством итальянского ученого Энрико Ферми. Атомная бомба была создана
усилиями ученых многих стран мира, эмигрировавших в США во время второй
мировой войны. Ее испытание было проведено 16 июля 1945 г. в пустынной
местности штата Нью - Мексико, а в августе 1945 г. две атомные бомбы были
сброшены на японские города Хиросима и Нагасаки.
В Советском Союзе все работы, связанные с расщеплением атомного ядра,
были прерваны с началом войны и вновь возобновились лишь в середине 1943 г.
, но уже в декабре 1946 г. в Москве на территории Института атомной энергии
(носящего сейчас имя его основателя И. В. Курчатова) был введен в действие
первый в Европе и Азии исследовательский ядерный реактор. В августе 1949 г.
было проведено испытание атомной бомбы, а в августе 1953 г. — водородной.
Советские ученые овладели тайнами ядерной энергии, лишив США монополии на
ядерное оружие.
Но создавая ядерное оружие, советские специалисты думали об
использовании ядерной энергии в интересах народного хозяйства,
промышленности, науки, медицины и других областей человеческой
деятельности. В декабре 1946 г. в СССР был пущен первый в Европе ядерный
реактор. В июне 1954 г. вошла в строй первая в мире атомная электростанция
в подмосковном городе Обнинске. В 1959 г. спущен на воду первый в мире
атомный ледокол «Ленин». Таким образом, ядерная физика создала научную
основу атомной технике, а атомная техника в свою очередь явилась
фундаментом ядерной энергетики, которая, опираясь на ядерную науку и
технику, стала в настоящее время развитой отраслью электроэнергетического
производства.
Исторические решения XXVI съезда КПСС определили пути развития народного
хозяйства страны на ближайшие годы и на дальнюю перспективу. Был также
намечен ход развития ядерной науки и техники, в том числе ядерной
энергетики как вполне определившейся самостоятельной отрасли
электроэнергетического производства.
Ядерная энергетика — очень молодая отрасль науки и техники. Первая в
мире атомная электростанция (АЭС) в г. Обнинске Калужской области вошла в
строй всего четверть века назад: 27 июня 1954 г. она выдала электрическую
энергию в Московскую энергосеть. За это время ядерная энергетика выросла,
возмужала и вышла на широкую дорогу промышленного производства
электрической энергии во многих странах мира — Советском Союзе, США,
Англии, Франции, Канаде, Италии, ФРГ, Японии, Швеции, Чехословакии, ГДР,
Болгарии, Швейцарии, Испании, Индии, Пакистане, Аргентине и др. |На январь
1981 г. во всем мире введено более 250 атомных электростанций (блоков)
установленной мощностью около 140 млн. кВт. Ни одна отрасль техники не
развивалась так быстро, как ядерная энергетика. Обычным электростанциям
понадобилось 100 лет, чтобы достичь такого уровня инженерной техники и
эксплуатации, какого достигла уже к 1975 г. ядерная энергетика.
Ученые-атомщики, руководители соответствующих фирм и ведомств по-разному
представляют развитие ядерной энергетики, но в одном они сходятся: у нее
хорошие перспективы и в недалеком будущем на какое-то время она станет
одним из основных источников получения энергии, в том числе электрической.
Предполагается, что уже в 1985 г. рост атомно-энергетических мощностей в
мире достигнет 300 млн. кВт (некоторые эксперты считают эту цифру
завышенной, учитывая энергетический кризис и некоторые политические
обстоятельства). На Х конгрессе Международной энергетической конференции в
Стамбуле в сентябре 1977 г. суммарная мощность АЭС в мире к 2000 г.
определялась в 1300—1650 млн. кВт. По новым прогнозам зарубежных ученых,
удельный вес мировой ядерной энергетики к 2000 г. достигнет 25—30% (и даже
40%) общей выработки электрической энергии в мире. .Такому росту ядерной
энергетики способствует ряд обстоятельств:
с одной стороны — уменьшение природных запасов органического топлива
(газа, нефти, а во многих экономических районах и угля), их повышенная
сернистость, зольность, вызывающая загрязнение окружающей среды при
сжигании этих видов топлива, резкое удорожание и сложность их добычи и т.
д., с другой — постоянный рост потребности человечества в топливе и
электроэнергии. При истощении запасов органического топлива использование
ядерного топлива (урана, тория и плутония) — пока единственный реальный
путь надежного обеспечения человечества так необходимой ему энергией. Как
известно, при делении ядер урана и плутония выделяется огромное количество
энергии, использование которой позволяет создавать крупные АЭС
промышленного типа.
Уран широко распространен в природе, но богатых по содержанию залежей
урановых руд (как, скажем, железа или угля) нет. Промышленные
урансодержащие руды имеют очень небольшую концентрацию: 0,1-0,5% и даже
меньше 0,08-0,05%. Правда, встречаются богатые, уникальные месторождения с
содержанием до 10%, но их очень мало и запасы урана в них сравнительно
невелики. В земной коре урана много, но он почти весь находится в
рассеянном состоянии и не в собственно урановых, а в урансодержащих
минералах, где он изоморфно замещает торий, цирконий, редкоземельные
элементы. Уран содержится и в гранитах, и в базальтах, но концентрация его
там настолько мала (4-10~4 и 1-10~*% соответственно), что извлечение станет
возможным только в очень отдаленном будущем. Однако эти микроколичества
представляют собой грандиозную цифру: 300 тыс. Q (=3-1014 кВт-ч). По
некоторым прогнозам, запасы урана и тория в земной коре могут обеспечить
человечество энергией на протяжении 3 млрд. лет при ежегодном потреблении З-
Юккал.
Поиск урана, и, главное, определение его запасов как очень ценного и
важного стратегического сырья проводится во многих странах мира. В
капиталистических странах первые три места по запасам и содержанию урана в
рудах занимают Канада, ЮАР и США. По добыче первое место занимают США,
второе Канада, третье ЮАР. В природе есть один-единственный изотоп урана,
который может поддерживать цепную реакцию деления ядра урана — это уран-
235. В одном акте деления ядра урана выделяется энергия на один атом в 200
млн. раз большая, чем при любой химической реакции. Если бы все изотопы в 1
г урана подверглись делению, то выделилась бы энергия в 20 млн. ккал, что
соответствует 23 тыс. кВт-ч тепловой энергии. Однако в природном Уране
очень трудно получить самоподдерживающуюся цепную реакцию деления, так как
делящийся изотоп уран-235 в нем содержится в незначительном
количестве—всего 0, 71%, а остальные 99, 29% составляет неделящийся изотоп
уран-238. Поэтому создаются специальные устройства — ядерные котлы,
реакторы, в которых при определенных контролируемых условиях происходит
самоподдерживающаяся цепная реакция деления ядер тяжелых элементов. Такие
реакторы, имеющие в своем составе ядерное топливо (горючее), специальные
виды замедлителя нейтронов, отражатель и охладитель, позволяют из
неделящихся изотопов урана-238 или тория-232 получать делящиеся изотопы
урана-233 и новый вид ядерного топлива — плутоний-239, которые затем могут
быть использованы в качестве ядерного горючего.
Именно в образовании новых дополнительных количеств делящихся изотопов
(а не только в израсходовании загруженного в реактор топлива) заключается
исключительная ценность и специфическая особенность ядерного горючего.
Кроме обычного воспроизводства, возможно так называемое расширенное, при
котором образующегося ядерного горючего получается больше, чем его
потребляется (отношение числа получающихся атомов делящегося вещества к
числу потребленных называется коэффициентом воспроизводства). С помощью
процесса воспроизводства ядерного горючего (за счет неделящихся изотопов
урана или тория) можно во много раз увеличить мировые запасы ядерного
горючего, что и пытаются осуществить введением в эксплуатацию реакторов на
быстрых нейтронах.
Чтобы в системе, в данном случае в ядерном реакторе, содержащей
делящиеся изотопы, например уран-235, могла поддерживаться цепная реакция,
необходимо выполнение ряда условий. Во-первых, масса делящегося вещества
должна быть не меньше критической, т. е. система должна содержать уран-235
в количестве, достаточном для того, чтобы в среднем один нейтрон из числа
получающихся при каждом акте деления ядра смог бы вызвать следующий акт
деления, прежде чем он покинет систему. Во-вторых, система, содержащая
ядерное топливо, должна быть окружена материалом, который как бы улавливает
выходящие из нее нейтроны и возвращает их обратно, т. е. отражает. Вообще в
природе не существует материала, отражающего нейтроны непосредственно в
обратном направлении. Механизм работы отражателя состоит в том, что
попадающие в него нейтроны беспорядочно движутся по искривленным
траекториям и, не испытывая захвата со стороны атомов отражателя, в конце
концов частично (в идеальном случае до 50%) попадают обратно в активную
зону. Третье условие — это снижение вредного захвата нейтронов в
неделящихся материалах системы, которые непосредственно не участвуют в
цепной реакции, но их ядерные характеристики таковы, что требуют
оптимального решения в выборе соответствующих материалов с точки зрения
сохранения нейтронов.
И, наконец, одним из важнейших условий осуществления полностью
контролируемой цепной реакции деления ядер атомов служит наличие средств
управления ею, т. е. регулирования ее хода и скорости прохождения.
Природа размножения нейтронов и короткое время их жизни (немногим больше
10 мин) обусловливают практически мгновенное изменение скорости реакции
даже при ничтожном изменении одного из параметров. Проблема регулирования
процесса, происходящего в ядерном реакторе, сводится к оперативному
управлению ходом физической реакции, к мерам по поддержанию реактора
возможно дольше в рабочем состоянии и к мерам аварийной защиты реакторной
системы. При этом необходимо поддерживать реактивность реактора на заданном
уровне. Если число возникающих нейтронов превышает число поглощаемых, то
мощность реактора растет, т. е. реактивность положительна. Если число
возникающих нейтронов меньше числа поглощаемых, мощность реактора падает,
т. е. реактивность отрицательна. Если число возникающих и поглощающих
нейтронов одинаково, реактивность реактора равна нулю, т. е. реактор
работает в стационарном установившемся режиме и его мощность неизменна.
"Особое значение в энергетических реакторах имеет теплоноситель как
средство охлаждения реактора и переноса тепла из его активной зоны, которое
в конечном итоге превращается в генерируемую реакторной системой энергию.
С теплоносителем связаны особые проблемы, поскольку это единственный
элемент в реакторе, который постоянно присутствует в движении как внутри
активной зоны реактора, так и вне его. Контактируя с активной зоной,
теплоноситель сам становится радиоактивным, поэтому большинство систем
энергетических реакторов имеет два или даже три замкнутых циркуляционных
контура. Например, при двухконтурной тепловой схеме первичный теплоноситель
забирает тепло от реактора и через парогенератор передает его вторичному
теплоносителю, будучи связанным с жидкостью второго контура не прямо, а
только через так называемое трубное пространство. Таким образом
радиоактивная жидкость первого контура полностью изолируется от второго,
передающего тепло (пар необходимых параметров) турбинам. Исключение
составляют реакторные системы с замкнутым контуром, у которых первичный
теплоноситель (газ или водяной пар) непосредственно приводит в действие
турбины
Для защиты от нейтронов, гамма-излучений и высокой температуры в системе
используются специальные материалы, такие, как сталь (в том числе
нержавеющая), свинец, обычный бетон или бетон с содержанием окислов железа
(тяжелый) и т. д. , которыми окружают реактор. Интенсивность гамма-
излучения ядерного реактора настолько высока, что охлаждение «защиты»,
поглощающей это излучение, вызывает серьезные затруднения. Расположенные
ближе к центру реактора защитные средства для отвода тепла часто снабжаются
каналами, по которым протекает теплоноситель. Во внешней части защиты часто
применяют тепловой экран. Последний слой защиты предусматривает снижение
уровня излучения до величины, не приносящей вреда здоровью человека, — это
так называемая биологическая защита
Все внутренние конструктивные элементы реактора (в том числе активная
зона) заключены в прочно - плотный стальной корпус, который должен
выдерживать внутреннее давление более 100 ат., чтобы при взрыве системы не
произошло разрыва и выброса радиоактивных продуктов деления во внешнюю
среду.
В настоящее время в мире существует большое количество реакторных
систем. Теория и практика ядерных реакторов движется по линии
усовершенствования, улучшения уже освоенных типов и создания новых видов
ядерных энергетических реакторов, применения новых видов теплоносителей,
замедлителей нейтронов, новых видов материалов для оболочек тепловыделяющих
элементов (твэлов) и т. д.
Классификация ядерных реакторов, имея в виду их разнообразие, уже
достаточно ясно вырисовывается. По размещению ядерного топлива различаются
реакторы гетерогенного и гомогенного типов. В гетерогенных реакторах,
получивших наибольшее распространение, ядерное горючее расположено в
замедлителе в виде отдельных блоков. В гомогенных ядерное топливо находится
в виде жидкости, раствора или мелко размельченного порошка, которые
полностью смешиваются с твердым или жидким замедлителем. Ядерные реакторы
также различаются по спектру нейтронов (тепловые, быстрые и промежуточные),
по видам замедлителей (тяжелая вода, обычная вода, графит, органика, гидрид
циркония), по видам теплоносителей (тяжелая вода, обычная вода, органика,
газ, жидкий металл, в том числе натрий, и т. д.). Возможны также различные
комбинации между ними.
В настоящее время в разных странах мира для получения электроэнергии
преимущественно используются энергетические реакторы на тепловых нейтронах
как более простые и освоенные. В перспективном плане ядерной энергетики и
строительства АЭС основное внимание отводится реакторам на быстрых
нейтронах, которые не только обеспечивают себя ядерным топливом, но и
накапливают его. Источниками нейтронов могут быть ускорители заряженных
частиц, различные генераторы, ядерные реакторы и др. В ядерной энергетике
используются реакторы — один из мощнейших источников нейтронов.
Использованная литература:
1. «Ядерная энергетика», А. М. Петросянц.
2. Большая советская энциклопедия.
Реферат на тему: Ядерная энергия
Ядерная энергия
Строение материи.
Вещество. Молекулы.
Чтобы понять процессы, протекающие в ядерном реакторе, при превращении
ядерной энергии в тепловую, нужно остановится на строении материи.
Подавляющие большинство веществ состоит из молекул, мельчайших частиц
которые сохраняют, все физические свойства вещества. Рассмотрим для примера
воду.
В стакане воды содержится огромное количество молекул, если из стакана
отлить половину, то это количество уменьшится вдвое, но вода останется
водой, все свойства воды как вещества сохранятся. Если отлить еще половину,
то количество молекул снова уменьшится вдвое, повторяя этот опыт можно
придти к ситуации, когда в стакане останется одна молекула, но и она
останется водой по своим свойствам. Эту оставшуюся молекулу можно разделить
на части, но эти части уже не будут водой, разложив молекулу воды, мы
получим атом кислорода, и два атома водорода, свойства которых значительно
отличаются от свойств молекулы воды.
В природе существует около 100 видов атомов, приведенных в таблице
Менделеева, из этих атомов образуется все многообразие существующих в
природе веществ.
Молекула вещества может состоять из нескольких разных атомов, из
нескольких одинаковых атомов. Некоторые вещества состоят просто из атомов.
Количество веществ состоящих из атомов ограничено таблицей Менделеева в
которой присутствуют чуть более сотни элементов. Все остальные вещества
состоят из молекул.
Атом.
Разделив молекулу воды, мы получили атом водорода. Что же из себя
представляет атом? Водород находится в самом начале таблице Менделеева,
схематично его атом можно изобразить так:
Модель атома водорода:
Положительно заряженное ядро, вокруг которого вращается отрицательно
заряженный электрон. Такая модель атома получила название планетарной, за
свое сходство с солнечной планетной системой. Если принять массу ядра
водорода за 1 то масса электрона [pic]1/1850, т.е. в 1850 раз меньше. Почти
вся масса сосредоточена в ядре. Планетарную модель можно применить к любому
атому. Например, для Бериллия, который в таблице Менделеева находится под
номером 4.
В ядерной физики удобно переменить новую единицу измерения для заряда
равную 1.6[pic]10-19 Кл тогда заряд электрона равен -1.
Модель атома бериллия:
Обобщая, можно сказать любой атом состоит из положительно заряженного
ядра, окруженного оболочкой из вращающихся вокруг него электронов. Ядра
разных химических элементов, отличаются зарядом. Заряд ядра химического
элемента соответствует его номеру в периодической таблице Менделеева. Если
мы, каким либо способом сможем изменить заряд ядра, то мы получим другой
химический элемента.
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 |1.673[pic]10-|+1.6[pic]10-17 (+1) |
| |27 | |
|Нейтрон |1.675[pic]10-|0 |
| |27 | |
|Электрон |9.1[pic]10-31|-1.6[pic]10-17 (-1) |
Как было сказано выше, 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.
Определение: 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 =1.66[pic]10-
27 кг)
А - число протонов + число нейтронов;
Символично изотоп записывают в виде: [pic]
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.
Атомы изотопов водорода:
Уран, который используется в качестве ядерного топлива, имеет заряд
ядра 92. В природе уран встречается в виде изотопов с массами 238 а.е.м и
235 а.е.м. причем доля последнего ( 235U ) составляет всего 0.714%, а
именно этот изотоп является топливом для большинства современных
энергетических реакторов.
Не следует думать что, нейтроны и протоны являются неделимыми
частицами, на самом деле они имеют сложный состав. Рассмотрение состава
протонов и нейтронов выходит за рамки данного учебного пособия. Не следует
также думать также, что эти частицы постоянны во времени, в настоящие время
известно множество процессов (реакций) превращений этих частиц, например:
протон, захватывая электрон, превращается в нейтрон. Глубокие знания этих
процессов не являются обязательными для понимания основных принципов работы
ядерного реактора, поэтому мы постараемся не углубляться в физику частиц.
Свойства изотопов. Радиоактивный распад.
Из общих соображений ясно, что 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.
Определение: Радиоактивный распад - это самопроизвольное превращение
одного изотопа в другой (возможно даже в изотоп другого элемента)
сопровождающийся сбросом энергии ядра в окружающие пространство.
Существует несколько видов радиоактивного распада приведем основные:
Альфа-распад.
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.
Например:
[pic]
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 [pic].
Бета распад.
Бета распад бывает трех видов:
[pic]- 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.
[pic]- 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.
Гамма излучение.
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.
Интересной особенностью радиоактивного распада является то, что в
настоящее время не известно не одного способа, с помощью которого можно
ускорить или замелить этот процесс.
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:
[pic]- 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 [pic], то для любого момента времени t можно
определить количество ядер, по формуле:
[pic]
Графически закон можно представить на графике, где по оси У отложено
количество ядер, а по оси X - время.
[pic]
Для каждого изотопа существует свое время полураспада.
Определение: 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.
В заключении нужно сказать, что количество энергии, выделившееся в
результате цепочки радиоактивных распадов превращающих 1 г урана в свинец,
такое же как при сгорании 400 кг угля.
Ядерные реакции.
Как было сказано ранее, 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.
Определение: 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:
[pic]
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.
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
3.15[pic]10-13Дж энергии.
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. Метало-
конструкции после интенсивного облучения нейтронами представляют опасность
для персонала.
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.
Определение: Коэффициент размножения (Кэф) - это отношение количества
нейтронов второго поколения к количеству нейтронов первого поколения
При Кэф < 1 реакция деления затухает.
При Кэф = 1 реакция деления происходит на постоянной мощности
(нормальный режим работы реактора).
При Кэф > 1 реакция деления разгоняется (увеличение мощности).
Для осуществления преобразования ядерной энергии в электрическую,
необходимо поддерживать в реакторе Кэф = 1.
Управляемая цепная реакция деления.
Нейтроны и вероятность их взаимодействия с ядрами.
На предыдущем занятии мы рассмотрели, возможные реакции взаимодействия
нейтрона с ядрами. Точно определить какая реакция произойдет, в каждом
конкретном случае невозможно, говорят о вероятности протекания той или иной
реакции. Для оценки вероятности введена величина эффективного сечения
реакции.
Определение: микроскопическое сечение реакции [pic]- представляет собой
эффективную площадь поперечного сечения вокруг ядра, попав в которую
налетающий нейтрон вызовет данную ядерную реакцию.
Чем больше сечение реакции, тем больше вероятность этой реакции.
Если умножить микроскопическое сечение реакции k, [pic]k на количество
ядер в единице объема Nj, то получим макроскопическое сечение реакции
[pic].
[pic]
Что влияет на микроскопическое сечение реакций (вероятность реакций)?
Основной фактор, это энергия нейтрона, которую он имеет перед столкновением
с ядром.
Нейтроны, сталкивающиеся с ядрами обладают различной энергией. В физике
ядерного реактора принята единица измерения энергии - мега электрон-вольт
[МэВ] 1 МэВ = 1.602 [pic]10-13 Дж (1 МэВ =1 000 000 эВ). В зависимости от
энергии принято делить нейтроны на группы:
тепловые - энергия движения которых соизмерима энергией теплового
движения среды Е < 0.5 эВ.
замедляющиеся - энергия которых лежит в диапазоне от 0.5 эВ до 2000 эВ.
быстрые - E > 2000 эВ.
Основным топливом в ядерных реакторах является уран, поэтому рассмотрим
вероятность реакции деления изотопов урана под действием нейтронов с
различной энергией.
В результате исследований было установлено, что деление изотопа урана
238U возможно только нейтронами с энергией большей 1 МэВ, но вероятность
деления (сечение реакции деления), при таких энергиях в 4 раза меньше чем
захвата или рассеяния. Другими словами из 5 нейтронов столкнувшихся с ядром
238U, только 1 вызовет деление. При меньших энергиях возможны только
радиационный захват или рассеяние. Причем при энергиях 7 эВ - 200 эВ
сечение захвата очень сильно возрастает (Резонансный захват). Нейтроны
поглощаются без деления и выбывают из цепной реакции.
Для изотопа урана 235U деление возможно нейтронами любых энергий,
однако, вероятность деления (сечение реакции деления) для тепловых
нейтронов в 100 раз больше чем для быстрых нейтронов c энергией 5 - 6 МэВ.
Цепная реакция деления.
Рассмотрим реакцию деления в смеси изотопов урана 238U и 235U.
В отдельных актах деления энергия рождающихся нейтронов может принимать
значения от 100 эВ, до 10 МэВ. Средняя энергия около 2 МэВ. Нейтроны с
такой энергией, могут разделить изотопы 238U, но как было сказано выше, на
1 нейтрон вызвавший деление 238U, придется четыре захваченных без деления,
а в результате деления возникает в среднем 2,5 нейтрона, следовательно,
коэффициент размножения Кэф = 5/2.5 = 0.5 - реакция затухающая. Можно
сделать вывод, что при наличии только одного изотопа 238U осуществить
цепную реакцию невозможно.
Нейтроны рожденные при делении с энергией 2 МэВ, в результате рассеяния
потеряют свою энергию (замедлятся), чем ниже их энергия, тем больше
эффективное сечение деления для изотопа 235U, однако в процессе замедления
в какой-то момент времени энергия нейтронов будет находиться в диапазоне 7
эВ - 200 эВ, где сечение захвата для ядер 238U очень сильно возрастает.
Поэтому до тепловой энергии, где вероятность деления 235U максимальна,
сможет замедлится лишь малая часть нейтронов.
В естественном уране количество изотопа 235U составляет 0.7 % остальное
238U и для осуществления реакции необходимо произвести обогащение,
увеличить концентрацию изотопа 235U таким образом, чтобы нейтроны после
рождения сталкивались с ядрами 235U чаще, чем с ядрами 238U. В этом случае
мы можем осуществить цепную реакцию деления на быстрых нейтронах.
Другим способом осуществления реакции деления в уране является
использование замедлителя, например воды. Если нейтрон после рождения
столкнется с ядром водорода, то он сбросит часть своей энергии, после
нескольких столкновений (около 14) его энергия снизится до уровня тепловой,
где вероятность деления 235U максимальна. В этом случае мы можем получить
цепную реакцию в смеси изотопов урана с меньшем обогащением по 235U.
Реакторы, в которых большинство актов деления вызвано тепловыми
нейтронами, называют реакторами на тепловых нейтронах. В таких реакторах
обязательно используется замедлитель. В качестве замедлителей обычно
используют:
Воду Н2О - реакторы типа ВВЭР, PWR;
Тяжелую воду D2O - реакторы типа CANDU;
Графит - реакторы типа РБМК, Magnox, HTGR.
В реакторе РБМК в качестве замедлителя используют графит. Нейтроны в
них теряют свою энергию (замедляются) при столкновении с ядрами углерода.
Причем количество столкновений необходимое для замедления быстрого нейтрона
до теплового составляет для углерода около 114.
Жизненный цикл нейтронов.
Рассмотрим "пакет" из N0 = 100 нейтронов рожденных со средней энергией
2МэВ. Часть нейтронов, сталкиваясь с изотопом 238U, вызовет его деление.
Число нейтронов возрастет до N0 [pic][pic], где [pic]- коэффициент
размножения на быстрых нейтронах. Замедлившись до резонансных значений
энергии, часть нейтронов поглотится на 238U, и их общее число составит N0
[pic][pic][pic][pic]8, где [pic]8 - вероятность избежать резонансного
захвата на 238U. Замедлившись до тепловых энергий, часть нейтронов
поглотится в изотопе урана 235U, эта часть составляет:
[pic], где [pic]5 - вероятность поглощения нейтронов в 235U. На каждый
поглощенный нейтрон приходится в среднем [pic]f5 рожденных нейтронов. В
результате количество нейтронов второго поколения составит:
[pic], где [pic]f5 - количество нейтронов деления на один акт захвата
нейтрона ядром 235U. В данном случае мы не рассматривали потери нейтронов
связанные с вылетом за пределы среды размножения (утечку нейтронов),
поэтому данная формула справедлива только для бесконечной среды.
Коэффициент размножения:
- формула четырех сомножителей. Kбес - характеризует среду в которой
происходит размножение. Если Kбес < 1, то цепная реакция невозможна, ни при
каких условиях. Если Kбес > 1, то можно подобрать размеры и массу среды
таким образом, чтобы реакция была осуществима, поскольку от размеров и
массы зависит количество нейтронов вылетающих за пределы среды и не
участвующих в цепной реакции. Если обозначить за Pут - вероятность нейтрона
избежать утечки из реактора то условием протекания реакции является: Кэф =
Pут [pic]Kбес = 1 или Pут = 1/Kбес.
Приведем возможные значения коэффициентов:
для среды с параметрами [pic]= 1.05; [pic]8 = 0.823; [pic]5 = 0.823;
[pic]f5 = 2.071; коэффициент размножения Kбес = 1.54, чтобы в такой среде
протекала цепная реакция, вероятность избежать утечки должна быть не менее
Pут = 0.65. В этом случае количество нейтронов во втором поколении
составит:
[pic]
Величина утечки определяет критическую массу и критические размеры.
Определение: Критические размеры - минимальные размеры делящейся среды
при которых в ней возможна самоподдерживающаяся цепная реакция деления.
Определение: Критическая масса - минимальная масса делящейся среды при
которой в ней возможна самоподдерживающаяся цепная реакция деления.
Критическая масса и критические размеры зависят также от формы активной
зоны реактора. Для шара они меньше чем для цилиндра или параллелепипеда.
Управление цепной реакцией деления.
Необходимым условием для осуществления практической реализации цепной
реакции деления, является наличие критической массы делящейся среды. Однако
это не единственное условие. Получив критическую массу делящегося вещества,
мы можем получить атомную бомбу, вместо атомной станции, если не сможем
управлять цепной реакцией деления.
Процесс управления цепной реакцией сводится в конечном счете к
изменению коэффициента размножения Кэф.
Рассмотрим некий абстрактный реактор. Время жизни нейтронов t (время от
образования в результате деления до поглощения) составляет от 10-3с до 10-
5с. Пусть для увеличения мощности реактора мы увеличили Кэф на 0.1 %. В
какой то момент времени Кэф станет равным 1.001. Тогда количество нейтронов
будет увеличиваться на 0.01% в каждом новом поколения. За 1 секунду
сменится 1000 поколений нейтронов и их количество увеличится, в (1.001)1000
= 2.47 раз. Количество нейтронов прямо пропорционально мощности.
Следовательно, за секунду мощность реактора увеличится в два с половиной
раза, а еще через несколько секунд реактор расплавится. Ясно, что управлять
таким реактором очень сложно. Как же происходит управление на самом деле?
К нашей большой радости не все нейтроны образуются сразу, в результате
деления, часть из них, около 0.7%, образуется в результате распадов ядер
осколков. Например: возможна такая последовательность событий:
В результате деления один из образовавшихся осколков может быть бором,
который через 16 секунд через [pic]распад превращается в неустойчивый
криптон который в свою очередь испускает нейтрон:
[pic]
Нейтроны, образовавшиеся в результате деления, называются мгновенными
нейтронами. Нейтроны, образовавшиеся в результате цепочки распадов
осколков, называются запаздывающими нейтронами. Ядра, испускающие нейтроны
называются ядра предшественники.
Среднее время жизни запаздывающих нейтронов составляет для 235U около
12сек (зависит от периода полураспада ядер предшественников).
Вооруженные знаниями о запаздывающих нейтронах взглянем на процесс
увеличения мощности реактора. Пусть мы увеличиваем коэффициент размножения
на 0.01 %, Кэф = 1.001.
Рассмотрим отдельно мгновенные и запаздывающие нейтроны. Доля
мгновенных нейтронов составляет в среднем 0.993. Коэффициент размножения
только на мгновенных нейтронах составляет 1.001 [pic]0.993 = 0.994 - разгон
реактора с учетом только мгновенных нейтронов невозможен. А поскольку время
жизни запаздывающих нейтронов около 12 с., то и увеличение мощности
реактора происходит достаточно медленно.
В практике удобнее пользоваться не коэффициентом размножения, а
производной от него величиной - реактивностью.
Определение: Реактивность - это отклонение коэффициента размножения от
единицы отнесенное к коэффициенту размножения.
При увеличении коэффициента размножения Кэф, говорят о внесенной
положительной реактивности, при уменьшении - говорят о внесенной
отрицательной реактивности.
Для обеспечения безопасной работы реактора, увеличение реактивности в
реакторе не должно превышать долю запаздывающих нейтронов.
[pic]
где [pic]- доля запаздывающих нейтронов.
Возможность управления реактором характеризуется скоростью увеличения
(уменьшения) мощности, она должна быть такова, чтобы системы и механизмы
управления успевали реагировать на это изменение. Для определения
управляемости реактора введена величина периода реактора.
Определение: Период реактора - это время в течении которого мощность
изменяется в е раз (е = 2.718 ).
По правилами безопасности, при нормальной работе реактора, его период
не должен быть менее 15-20 секунд.
Пример: Мы внесли реактивность [pic]= 0.014 в реактор, где доля
запаздывающих нейтронов [pic]= 0.007. Для мгновенных нейтронов составляет 1-
[pic] = 0.993. Коэффициент размножения в этом случае составит:
Кэф = 1/(1-[pic]) = 1.0142. Коэффициент размножения на мгновенных
нейтронах [pic]через 1 с., при времени жизни мгновенных нейтронов 10-3 с.,
мы получим увеличение количества мгновенных нейтронов, а значит и мощности
в 1.00711000 = 1181 раз.
Если мы внесем в реактор положительную реактивность, больше доли
запаздывающих нейтронов, то мы получим разгон на мгновенных нейтронах.
Период реактора будет определяться временем жизни мгновенных нейтронов,
который, как было сказано, составляет тысячные доли секунды.
Правила ядерной безопасности жестко ограничивают величину единовременно
вносимой реактивности.
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 [pic]5 - вероятность нейтронов поглотится в 235U.
Вытаскивая стержень, мы увеличиваем [pic]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.
Основы физики реактора.
В предыдущем разделе мы рассмотрели цепную реакцию деления и
возможности по управлению реактором, мы ввели понятие реактивность, которое
связано с коэффициентом размножения в делящейся среде. Рассмотрим
подробнее, что может влиять на реактивность реактора.
Эффекты реактивности.
Если в делящейся среде происходят изменения температуры, ядерного
состава, плотности, то они неизбежно приводят к изменению коэффициента
размножения. Например: при поднятии температуры среды замедление на горячем
замедлителе может ухудшиться и изменится вероятность избежать резонансного
захвата [pic]8. В процессе работы реактора количество ядер делящегося
изотопа урана уменьшается, следовательно, уменьшится вероятность поглощения
в 235U, [pic]5. Поэтому, в начале работы должен присутствовать запас по
количеству ядер 235U на выгорание. В физике ядерного реактора все эффекты
принято подразделять на следующие типы:
Температурный эффект - разность реактивности в горячем и холодном
состоянии.
В температурный эффект значительный вклад вносит плотностной эффект -
изменение при нагреве плотности замедлителя или теплоносителя (в единице
объема уменьшается количество ядер замедлителя).
При нагреве топлива наблюдается так называемый доплеровский эффект -
увеличение диапазона энергий нейтрона при которых происходит резонансный
захват на ядрах 238U.
Мощностной эффект - изменение реактивности при изменении мощности
ректора.
При изменении мощности происходит изменение теплового потока от топлива
к теплоносителю и изменяется температура топлива. При этом так же
наблюдается доплеровский эффект.
При росте мощности увеличивается количество пузырьков пара в кипящем
теплоносителе. Если в реакторе вода является одновременно замедлителем и
теплоносителем, то замедление нейтронов ухудшается - отрицательный паровой
эффект. В реакторе РБМК при увеличении количества пара в воде снижается
поглощение нейтронов на ядрах водорода и количество нейтронов
увеличивается, а изменение в замедлении незначительно, поскольку основной
замедлитель графит - возникает положительный паровой эффект.
В результате деления после цепочек, образуется целый спектр различных
ядер некоторые из них, особенно изотоп ксенона 135Xe и изотоп самария 149Sm
сильно поглощают нейтроны. Уменьшение коэффициента размножения при
накоплении в реакторе изотопов поглощающих нейтроны называется - эффектом
отравления реактора.
Рассмотрим, изменение реактивности в процессе пуска реактора
Физические процессы при пуске реактора.
В начальный момент времени - после первой загрузки топливом, цепная
реакция деления в реакторе отсутствует, реактор находится в подкритическом
состоянии Кэф1 и происходит рост мощности реактора до уровня 1-2 % от
номинальной. На этом этапе производится разогрев реактора до рабочих
параметров теплоносителя, причем скорость разогрева ограничена. В процессе
разогрева органы регулирования поддерживают мощность на постоянном уровне.
Затем производится пуск циркуляционных насосов и вводится в действие
система отвода тепла. После этого мощность реактора можно повышать до
любого уровня в интервале от 2 - 100 % номинальной мощности.
При разогреве реактора реактивность меняется, в виду изменения
температуры и плотности материалов активной зоны. Иногда при разогреве
меняется взаимное положение активной зоны и органов регулирования, которые
входят в активную зону или выходят из нее, вызывая эффект реактивности при
отсутствии активного перемещения органов регулирования.
Задачи и способы регулирования реактивности.
Определение: Регулирование реактивности - это подавление или
высвобождение реактивности с помощью каких либо внешних по отношению к
активной зоне устройств с целью компенсации (достижения равновесия)
изменений реактивности, происходящих в активной зоне из-за внутренних
ядрено - физических процессов.
Перечислим основные режимы в которых возникает необходимость
регулирования реактивности:
подавление реактивности и создание подкритичности в остановленном
реакторе;
обеспечение выхода в критическое состояние и подъема мощности до
греющего уровня;
высвобождение или подавление реактивности при разогреве до рабочей
температуры теплоносителя и при выходе на номинальную мощность;
высвобождение или подавление реактивности при работе на мощности и
выгорании топлива и выгорающих поглотителей;
ручное или автоматическое регулирование для поддержания заданной
мощности или перехода реактора на другой уровень мощности;
быстрое глушение реактора с целью остановки при аварийной ситуации;
поддержание критичности при перегрузке на работающем реакторе;
высвобождение реактивности при отравлении реактора 135Xe и 149Sm;
Наиболее распространенный способ регулирование - это изменение
вероятности поглощения нейтрона в 235U ([pic]5 в формуле четырех
сомножителей). Для этого в реактор вводят изотопы элементов с большим
сечением поглощения нейтронов. Желательно чтобы все изотопы элемента имели
большое сечение поглощения.
Для целей регулирования наиболее подходящими являются следующие
химические элементы: бор, кадмий, самарий, европий, гадолиний, индий.
У бора высокое сечение поглощения соответствует изотопу 10В, изотоп 11В
практически не поглощает нейтроны, поэтому производят обогащение по
поглощающему элементу.
Регулирование твердыми, движущимися поглощающими элементами.
Для оперативного изменения реактивности в подавляющем большинстве
случаев используется твердые подвижные поглотители, пример со стержнем мы
рассматривали ранее. В реакторе РБМК управляющие стержни содержат втулки из
карбида бора заключенные в трубку из алюминиевого сплава диаметром 50 или
70 мм. Каждый регулирующий стержень помещен в отдельный канал и охлаждается
водой контура СУЗ (система управления и защиты) при средней температуре
50°С. По своему назначению стержни делятся на стержни АЗ (аварийной
зашиты), в РБМК таких стержней 24 штуки. Стержни автоматического
регулирования - 12 штук. Стержни локального автоматического регулирования -
12 штук, стержни ручного регулирования - 131, и 32 укороченных стержня
поглотителя (УСП). Всего имеется 211 стержней. Причем укороченные стержни
вводятся в АЗ снизу, остальные сверху.
Выгорающие поглощающие элементы.
Для компенсации избыточной реактивности после загрузки свежего топлива,
часто используют выгорающие поглотители. Принцип работы которых состоит в
том, что они, подобно топливу, после захвата нейтрона в дальнейшем
перестают поглощать нейтроны (выгорают). Причем скорости убыли в результате
поглощения нейтронов, ядер поглотителей, меньше или равна скорости убыли, в
результате деления, ядер топлива. Если мы загружаем в АЗ реактора топливо
рассчитанное на работу в течении года, то очевидно, что количество ядер
делящегося топлива в начале работы будет больше чем в конце, и мы должны
скомпенсировать избыточную реактивность поместив в АЗ поглотители. Если для
этой цели использовать регулирующие стержни, то мы должны постоянно
перемещать их, по мере того как количество ядер топлива уменьшается.
Использование выгорающих поглотителей позволяет уменьшить использование
движущихся стержней.
В настоящее время выгорающие поглотители часто помешают непосредственно
в топливные таблетки, при их изготовлении.
Жидкостное регулирование реактивности.
Такое регулирование применяется, в частности, при работе реактора типа
ВВЭР. В теплоноситель вводится борная кислота Н3ВО3, содержащая ядра 10В
поглощающие нейтроны. Изменяя концентрацию серной кислоты в тракте
теплоносителя, мы тем самым изменяем реактивность в АЗ. В начальный период
работы реактора, когда ядер топлива много, концентрация кислоты
максимальна. По мере выгорания топлива концентрация кислоты снижается.
| |
