- •F 68. Принцип Ферма
- •§ 69. Плоске і сферичне дзеркало
- •§ 70. Повне відбивання
- •§ 71. Лінза. Формула тонкої лінзи. Збільшення лінзи
- •Предмет з відстанівід лінзи наблизили до неї в* від станьОптична сила лінзадатр. На скільки ир« щиту шіатшмлш зображення предмета?
- •Зашийка свічка знаходиться на відстанівід екрана. Де треба помістити збнрву лінзу, щоб дістати 20-кратне збільшення свічки? Якою мав бути оптична сила лінзи?
- •При відстані предмета від лінзивисота зображення
- •§ 72. Побудова зображень у лінзах
- •§ 73. Сферична і хроматична аберація
- •§ 74. Оптичні системи
- •§ 75. Око як оптична система
- •§ 7 В. Дефекти зору. Окуляри
- •§ 77. Світловий потік. Сила світла
- •Як треба змінити час експозиції під час друкування фотографії за допомогою фотозбільшувача при переході від збільшення 6x9 до збільшення 9x12?
- •§ 79. Суб'єктивні і об'єктивні характеристики випромінювання
- •§ 80. Оптичні прилади
- •§ 81. Роздільна здатність оптичних приладів
- •§ 82. Принцип відносності Ейнштейна
- •§ 83. Релятивістський закон додавання швидкостей
- •§ 84. Маса й імпульс в теорії відносності
- •§ 85. Закон взаємозв'язку маси й енергії
- •§ 87. Фотоелектричний ефект і його закони
- •§ 88. Рівняння Ейнштейна. Кванти світла
- •§ 89. Фотоелементи та їх застосування
- •§ 90. Фотон
- •§ 92. Дослід Боте
- •§ 93. Тиск світла
- •§ 94. Хімічна дія світла та її застосування
- •§ 95. Корпускулярно-хвильовий дуалізм
- •§ 95. Корпускулярно-хвильовий дуалізм
- •§ 97. Закономірності в атомному спектрі водню
- •§ 98. Квантові постулати Бора
- •§ 99. Експериментальне підтвердження
- •1 1. У чому полягала ідея досліду Франка і Герца? Який висновок можна було зробити на основі його результатів? 2. Які істотні недоліки теорії Бора?
- •§ 100. Гіпотеза де Бройля. Хвильові властивості електрона
- •§ 101. Корпускулярно-хвильовий дуалізм у природі
- •§ 102. Поняття про квантову механіку. Співвідношення неозначеностей
- •§ 103. Вимушене випромінювання. Лазери та їх застосування
- •§ 104 Поняття про нелінійну оптику
- •§ 105. Склад атомного ядра. Ізотопи. Ядерні сили
- •§ 106. Енергія зв'язку атомних ядер
- •§ 107. Спектр енергетичних станів атомного ядра. Ядерні спектри
- •§ 108. Ефект Мессбауера
- •§ 109. Радіоактивність
- •§ 110. Загадки бета-розпаду. Нейтрино
- •§ 111. Штучна радіоактивність. Позитрон
- •§ 112. Експериментальні методи реєстрації заряджених частинок
- •§ 113. Закон радіоактивного розпаду
- •§ 114. Штучне перетворення атомних ядер. Відкриття нейтрона
- •§ 115. Ядерні реакції
- •Під час бомбардування ізотопу азоту нейтронами одер жується бета-радіоактивний ізотоп вуглецю Записати рівняння обох реакцій.
- •§ 116. Енергетичний вихід ядерних реакцій
- •§ 117. Поділ ядер урану
- •§ 118. Ланцюгова ядерна реакція
- •Що таке коефіцієнт розмноження нейтронів і від чого він залежить?
- •У чому труднощі практичного здійснення ланцюгової ядерної реакції? Які існують шляхи їх подолання?
- •§ 119. Ядерний реактор
- •§ 120. Атомні (ядерні) електростанції
- •§ 121. Термоядерні реакції. Токамак
- •§ 122. Одержання радіоактивних ізотопів
- •§ 123. Використання радіоактивних ізотопів у науці й техніці
- •§ 124. Поглинута доза випромінювання та її біологічна дія. Захист від випромінювань
- •§ 126. Античастинки і антиречовина
- •§ 127. Взаємні перетворення частинок і квантів електромагнітного випромінювання
- •§ 128. Класифікація елементарних частинок
- •§ 129. Кварки
- •§ 130. Типи фізичних взаємодій у природі
- •§ 131. Закони збереження в мікросвіті
- •§ 132. Сучасна фізична картина світу
- •§ 133. Фізика і науково-технічний прогрес
-
Що таке коефіцієнт розмноження нейтронів і від чого він залежить?
-
У чому труднощі практичного здійснення ланцюгової ядерної реакції? Які існують шляхи їх подолання?
§ 119. Ядерний реактор
Існує багато різновидностей реакторів, які відрізняються за робочими енергіями нейтронів, за матеріалом сповільнювача, за призначенням. Однак незалежно від призначення і конструкції основними елементами кожного ядерного реактора є: ядерне пальне; пристрій для
регулювання ходу ланцюгової реакції; запобіжні присто сування — пристрої, що захищають персонал від випромі нювань; теплоносій для відведення надміру кількості теп лоти; пристрої для заміни пального. Крім того, переважна більшість реакторів мав так званий відбивач для зменшення втрат нейтронів через поверхню активної зони. В реакторах на повільних нейтронах важливим елемен том є сповільнювач.
Розглянемо коротко будову і принцип дії ядерногс реактора на повільних нейтронах (мал. 233).
Головною частиною реактора є активна зона, в якій відбувається ланцюгова реакція і виділяється енергія. В активній зоні розміщені уранові стержні / і сповільню вач нейтронів 2. Для сповільнення використовують графіт, важку воду, а у випадку збагаченого урану звичайну воду. Ядерне пальне і сповільнювач поміщають в металевий бак 6 і оточують відбивачем нейтронів 3, який повертає назад нейтрони, що вилітають з активної зони. Відбивач виготовляють з тих самих матеріалів, що й сповільнювач.
Енергія з активної зони реактора відводиться теплоносієм," що рухається трубками 5. В енергетичних реакторах теплоносій повинен не лише інтенсивно відводити енергію з активної зони, а й з мінімальними втратами передавати її в установку для вироблення електроенергії- В міру проходження через реактор теплоносій нагрівається, передає набуту кількість теплоти через теплообмінний пристрій робочому тілу і знову повертається в реактор. Як теплоносій в реакторах на теплових нейтронах використовують воду, водяну пару, повітря, азот, вуглекислий газ тощо.
Керування ланцюгового реакцією здійснюється звичайно регулюючими стержнями 7 з матеріалів, які добре поглинають нейтрони. Ці стержні можна повністю або частково вводити в активну зону, параметри якої розраховані так, щоб при повністю введених стержнях реакція не йшла. Поступово витягуючи стержні, коефіцієнт розмноження нейтронів k в активній зоні зростає і при певному положенні стержнів досягає одиниці. У цей момент реактор починав працювати. В процесі роботи коефіцієнт k змінюється в основному в бік зменшення за рахунок забруднення активної зони осколками поділу. Ці зміни коефіцієнта розмноження компенсуються виведенням і, якщо треба, введенням стержнів. На випадок раптового зростання інтенсивності реакції в реакторі б додаткові аварійні стержні, введення яких в активну зону негайно припиняє реакцію. Регулюючі стержні роблять із кадмію чи бору, які ефективно поглинають повільні нейтрони. Керування стержнями звичайно автоматизоване.
Активна зона реактора випромінює потужний потік нейтронів і гамма-променів. Оскільки гамма-промені і нейтрони дуже впливають на організм, необхідний потужний захист 4 від них. До його складу входять добрі поглиначі гамма-променів (залізо і свинець), сповільнювачі і поглиначі нейтронів (вода, бор, бетон тощо).
Ланцюгова реакція, яка б сама себе підтримувала, можлива в реакторі з певними розмірами активної зони і завантаженою в нього масою ядерного пального. При малих розмірах активної зони реактора більша частина нейтронів, які утворюються під час поділу ядер, покида-тиме активну зону, не викликавши ділення ядер, і в такій системі не можна здійснити ланцюгову реакцію. Поділ ядер відбувається в усьому обвмі урану, а втрата нейтронів іде лише з поверхневого шару. Тому зі збільшенням
розмірів активної зони кількість народжуваних нейтронів зростає швидше, ніж вилітаючих з поверхні. При певних розмірах активної зони кількість втрачених внаслідок вилітання і захоплення нейтронів зрівноважується кількістю нейтронів, які виникають у процесі ділення. Інакше кажучи, коефіцієнт розмноження нейтроніві ланцю-
гова реакція в такій системі можлива.
Мінімальні розміри активної зони, при яких можлива ланцюгова реакція, називають критичними розмірами, а мінімальна маса розщеплюваних речовин, які знаходяться в системі критичних розмірів, називають критичною масою. Зрозуміло, що критичні розміри і критична маса залежать не тільки від властивостей розщеплюваної речовини, а також дуже сильно від форми, яку має розщеплювана речовина, або, відповідно, від форми активної зони реактора. Критичні розміри і маса найменші для сферичної форми активної зони. Для шматка чистого ура-ну-235 сферичної форми критична маса становить від ЗО до 50 кг. Значення критичної маси можна зменшити, оточивши активну зону добрим відбивачем нейтронів.
Цікавим є питання про принципову можливість керування ядерною реакцією. Неважко здогадатися, що коли б у процесі ділення ядер випускалися лише миттєві нейтрони, то регулювання реакції було б неможливим і вона здійснювалася б лише у формі вибуху. Справді, від моменту виникнення нейтрона під час поділу ядра до зменшення його швидкості і участі в новому акті поділу проходить близько 10~3 с (час життя покоління нейтронів). Але за цей час опустити на потрібну глибину регулюючий стержень практично неможливо. Однак як би мало не перевищував коефіцієнт розмноження k одиницю, швидкість зростання потужності реактора була б дуже великою. Так, при к = 1,005 і часі життя покоління нейтронів 10 "3 с потужність реактора за 1 с зросла б уразів, і його регулювання виявилося б практично неможливим.
На щастя, крім миттєвих нейтронів осколками ядра випускаються нейтрони з запізненнямс після
поділу ядра. Враховуючи це, добирають умови роботи реактора так, щоб коефіцієнт розмноження нейтронів, будучи трохи меншим за одиницю за рахунок миттєвих нейтронів, дещо перевищував одиницю (1,005) за рахунок нейтронів, які спізнюються. У цьому випадку час життя одного покоління нейтронів буде дорівнювати 0,1 с, що цілком достатньо для автоматичного регулювання положення стержнів.
Останнім часом великий інтерес викликає створення реакторів на швидких нейтронах без сповільнювача. Ядер-
ним пальним у них служить природний урай, збагачений ізотопомабо плутонієм. Під час поділу ядер ура-
ну-235 (або плутонію-239) утворюються швидкі нейтрони з енергією 1—2 МеВ. Частина нейтронів втрачається, вилітаючи за межі реактора, решта поглинається ядрами урану-235 або урану-238. Ядра урану 235 діляться, а ядра ізотопу, захопивши нейтрон, перетворюються шля-
хом бета-розпаду в ізотоп плутоніюТаким чином,
витрата («вигоряння») ізотопу супроводжується
утворенням не менш цінного ядерного пального На кожний акт поділув середньому може утворитися
до 1,5 ядраоскільки кількість нейтронів, які випу-
скаються при поділідорівнює 2,5; з них один іде
на підтримання ланцюгової реакції вОтже, реак-
тори на швидких нейтронах можуть виробляти більше ядерного пального, ніж споживають. Тому їх називають реакторами-розмножувачамн (або бридерними реакторами). У реакторах на швидких нейтронах може «спалюватися» також ізотоп уоануз одночасним утворенням з ізотопу торіюнового Поглинання торієм нейтрона веде до утворення бета-радіоактивного ізотопу , який внаслідок двох бета-розпадів перетворюється
в
Отже, важливою перевагою реакторів-розмножувачів • є те, що в них одночасно з одержанням енергії можна в безперервно зростаючій кількості виробляти з відносно дешевихідорогі розщеплювані матеріали
і
За своїм призначенням реактори діляться на енергетичні, експериментальні, дослідницькі, а також реактори для вироблення нових розщеплюваних елементів і радіоактивних ізотопів.
? 1. Як влаштовано і як працює ядерний реактор? 2. Як здійснюється керування ядерною реакцією в реакторі? 3. Що таке критичні розміри і критична маса ядерного пального? Від чого вони залежать? 4. Завдяки чому можливе керування ланцюговою ядерною реакцією? 5. У чому характерна особливість роботи реактора на швидких нейтронах?