Ядерные реакции

Содержание

1. Отличия ЯЭР от других источников тепловой энергии.

2. Строение атома.

3. Атомный вес. Ядерная концентрация.

4. Энергия связи ядра

5. Ядерные реакции. Радиоактивность – самопроизвольная реакция.

6. Закон радиоактивного распада.

7. Виды ядерных реакций.

8. Сечения ядерных реакций.

9. Зависимость сечений ядерных реакций от энергии нейтронов.

10. Деление тяжелых ядер. Энергия деления и ее составляющие.

Перечень сокращений

АЭС  атомная электрическая станция

твэл  тепловыделяющий элемент

ЯЭР  ядерный энергетический реактор

1.Отличия яэр от других источников тепловой энергии.

Ядреный энергетический реактор – это источник получения тепловой энергии за счет протекания ядерных реакций деления ядерного топлива. Часть ЯЭР, в которой находится ядерное топливо и выделяется тепловая энергия, называют активной зоной.

По сравнению с другими источниками энергии ядерный реактор обладает рядом принципиальных конструктивных и эксплуатационных отличий, которые определяются физическими принципами его функционирования:

1. Высокая энергоемкость горючего. При полном делении 1 кг урана выделяется ≈ 6,9 ·10¹⁰ кДж. При сжигании 1 кг органического то­плива выделяется 29300 кДж (условное топливо). Таким образом, равное по весу с органическим топливом количество ядерного топлива выделяет в 2 млн. раз больше энергии.

2. Высокая энергоемкость ядерного горючего предопределяет высокое удельное энерговыделение в активной зоне реактора, которое составляет от 5 до 600 кВт/л, и это обуславливает высокие требования к эффективному отводу выделяющегося тепла и выбору соответствующего теплоносителя.

3. Ядерная реакция не требует окислителя как в случае использования органического топлива.

4. Во всех неядерных источниках энергии топливо непрерывно подается в установку. В ядерных реакторах топливо загружается (перегружается) с периодичностью 1-3-x лет, а в период между его загрузкой происходит его постепенное выжигание.

5. Тепло в реакторе выделяется не только в тепловыделяющих элементах, но и в конструкционных материалах и в замедлителе. Следовательно, все компоненты активной зоны требуют охлаждения.

6. Реактор, как правило, снабжается набором защит, прекращающих ядерную реакцию при отклонении ряда параметров от предельно допустимых значений (температуры, давления, нейтронного потока и пр.). Однако для обеспечения устойчивой работы реактора при наличии случайных колебаний параметров реактор должен обладать свойством саморегулируемости, т.е. при незначительном отклонении некоторого параметра происходит самопроизвольное восстановление исходного значения. Саморегулируемость реактора обеспечивается выбором соответствующих материалов, входящих в состав активной зоны.

7. Работа реактора сопровождается большим радиоактивным излучением - испусканием потока элементарных частиц, в основном γ-частиц и нейтронов. Поэтому требуется специальная защита персонала станции, как во время работы реактора, так и во время ремонтов оборудования. Обычно реактор размещается в бетонной шахте и окружается баком биозащиты, заполненным водой, либо используется специальная су­хая защита. Оборудование станции, связанное с радиоактивным те­плоносителем, находится в специальных боксах, доступ в которые запрещен, либо ограничен.

8. После прекращения работы реактора ядерное топливо и компоненты активной зоны реактора остаются мощным источником радиоактивного излучения. Все операции, проводимые с этими материалами, требуют соблюдения соответствующих мер безопасности.

9. С учетом возможных авари­йных ситуаций на АЭС основное оборудование реакторного це­ха и сам реактор помещаются в специальную гермозону, предотвра­щающую попадание радиоактивных продуктов в окружающую среду. Помимо гермозоны, предусматриваются специальные барьеры, препя­тствующие распространению радиоактивности. Имеются в виду обо­лочка твэла, оборудование 1-го контура и специальное герметичное помещение, препятствующие попаданию радиоактивных веществ в окружающую среду при аварийных ситуациях - так называемые системы локализации аварии.

10. Физика реакторов определяет неравномерное распределение потока нейтронов и, следовательно, тепловыделения в объеме активной зоне реактора. В центральной части активной зоны реактора нейтронный поток и температуры больше, чем на периферии. С целью повышения среднего теплосъема с единицы объема активной зоны принимаются меры по выравниванию потока нейтронов в объеме активной зоны. Для этого активную зону окружают отражателем нейтронов и профилируют содержание делящихся материалов в активной зоне.

11. Тепло в реакторе продолжает выделяться не только во время его работы, но и длительное время после его остановки в результате радиоактивного распада продуктов деления ядерного топлива. Этот распад сопровождается радиоактивным излучением и поэтому выгорев­шее топливо длительное время выдерживается на станции в бассей­не выдержки (3-4 года и более). После спада остаточного тепло­выделения можно будет охлаждать твэлы воздухом при перевозке к заводам, перерабатывающим отработанное горючее, либо хранить их в специальных контейнерах на территории станции.

12. При изменении мощности реактора протекают сложные переходные процессы, изменения концентрации продуктов деления ядерного топлива, образующихся и накопленных в активной зоне реактора. При определенных условиях эти процессы проявляются в течение нескольких суток и могут ограничивать работоспособность реактора, что следует учитывать при управлении мощностью реактора. Указанные особенности физики ядерных реакторов предопределяют низкую их маневренность и преимущественное использование в базовом режиме выработки электроэнергии.

Перечисленные отличия ядерных реакторов характеризуют как их преимущества, так и технические проблемы, которые требуют адекватного решения и необходимо учитывать при проектировании и эксплуатации. Обеспечение безопасной эксплуатации ядерных реакторов невозможно без знания физических процессов в нем протекающих.