Сохранение заряда и массового числа при ядерных реакциях

ДОБАВИТЬ

Выделение энергии при делении и синтезе ядер

ДОБАВИТЬ

Использование ядерной энергии(уч.11кл.Стр.373-377)

Ядерный реактор. Конструкция

Управление скоростью цепной реакции

Ядерные реакции в реакторе

Атомная электростанция

Мощность реактора

Защита персонала и окружающей среды

Ядерная безопасность

Проблема ядерных отходов

Управляемые цепные реакции деления ядер осуществляются в ядерных реакторах.

Ядерный реактор – устройство, в котором выделяется тепловая энергия в результате управляемой цепной реакции деления ядер.

Впервые управляемая цепная реакция деления ядер урана осуществлена в 1942 г. в США под руководством итальянского физика Ферми. Цепная реакция с коэффициентом размножения нейтроном k = 1.0006 длилась 28 минут, после чего реактор был остановлен.

Ядерное топливо (уран) располагается в активной зоне в виде вертикальных стержней, называемых тепловыделяющими элементами ТВЭЛ. Число ТВЭЛов определяет максимальную мощность реактора. В активной зоне реактора может находится до 90 000 ТВЭЛов.

Наиболее эффективное деление ядер происходит под действием медленных нейтронов.

Большинство выделяющихся при делении вторичных нейтронов имеют энергию порядка 1-2 МэВ, и скорости около 10⁷м/с. Такие нейтроны называются быстрыми, и одинаково эффективно поглощаются как ураном-235, так и ураном-238, а т.к. тяжелого изотопа больше, а он не делится, то цепная реакция не развивается.

Нейтроны, движущиеся со скоростям около 210³м/с, называют тепловыми. Такие нейтроны активнее, чем быстрые, поглощаются ураном-235. Таким образом, для осуществления управляемой ядерной реакции, необходимо замедлить нейтроны до тепловых скоростей.

Для того чтобы их последующее взаимодействие с ядрами в цепной реакции было наиболее эффективно, вторичные нейтроны замедляют, вводя в активную зону замедлитель – вещество, уменьшающее кинетическую энергию нейтронов.

В качестве замедлителя часто используется обычная H₂O или тяжелая вода D₂O, так как ядром атома водорода в молекуле воды является протон, масса которого близка к массе нейтрона и потеря энергии нейтрона при столкновении с ним оказывается максимальной.

Хорошим замедлителем является также графит, ядра которого не поглощают нейтронов.

Для того, чтобы коэффициент деления поддерживался на уровне единицы, используются поглотители и отражатели.

Поглотителями являются стержни из кадмия и бора, захватывающие тепловые нейтроны, отражателем – бериллий.

Для уменьшения утечки нейтронов и увеличения коэффициента размножения активную зону окружают отражателем нейтронов – оболочкой, отражающей нейтроны внутрь зоны.

Ядерные реакторы бывают двух видов – на медленных и быстрых нейтронах.

Если в качестве горючего использовать уран, обогащенный изотопом с массой 235, то реактор может работать и без замедлителя на быстрых нейтронах. В таком реакторе большинство нейтронов поглощаются ураном-238, который в результате двух бета-распадов становится плутонием-239, также являющимся ядерным топливом и исходным материалом для ядерного оружия

Таким образом, реактор на быстрых нейтронах является не только энергетической установкой, но и размножителем горючего для реактора.

Недостаток – необходимость обогащения урана легким изотопом.

Управление скоростью цепной реакции осуществляется с помощью введения в активную зону регулирующих стержней, изготавливаемых из материалов сильно поглощающих нейтроны (кадмий, карбид бора). При полностью погруженных в активную зону регулирующих стержнях цепная реакция прекращается.

Реактор начинает работать тогда, когда регулирующие стержни выдвинуты настолько, что коэффициент размножения нейтроном оказывается равным единице.

Для защиты персонала от мощного потока нейтронов и γ-квантов, возникающих при делении ядер и бета-распадах осколков реакции, предусмотрена радиационная защита.

Быстрые нейтроны вначале замедляются с помощью материалов из легких элементов, а затем поглощаются тяжелыми элементами.

Наилучшими материалами для защиты от γ-квантов являются материалы с большим Z. Обычно используют бетон с железным заполнителем и соединениями бора.

Ядерные реакторы используются для производство искусственных радиоактивных изотопов. Одним из важнейших является изотоп плутония , используемый, как и , в качестве ядерного топлива. Эффективность деления плутония под действием медленных нейтронов превышает эффективность деления урана.

Плутоний получается в результате бомбардировке нейтронами , составляющего 99.27% урана в активной зоне реактора. Сначала при захвате ядром нейтрона образуется , из которого в результате бета-распада возникает трансурановый элемент нептуний с периодом полураспада 2.5 дня. В результате бета-распада нептуния возникает . Примерно за год треть урана в реакторе превращается в плутоний, который можно использовать в качестве топлива в ядерных реакторах или для производства ядерного оружия.

Атомная электростанция (АЭС)

Ядерный реактор является основным элементом АЭС, преобразующей тепловую энергию ядерной реакции в электрическую. Тепловая энергия деления ядер превращается в энергию пара, вращающего паровые турбогенераторы, вырабатывающие электрическую энергию.

Мощность реактора – количество тепловой энергии, выделяющейся в единицу времени.

Отвод тепла из активной зоны осуществляется теплоносителем – жидкостью, расплавом соединений металлов. В мощных реакторах активная зона нагревается до 300-500^оС.

В парогенераторе (теплообменнике) радиоактивный теплоноситель первого контура отдает тепло обычной воде, циркулирующей во втором контуре. Вода во втором контуре превращается в пар 230^оС под давлением 30 атм и направляется на лопатки турбины турбогенератора.

Конденсация отработавшего пара происходит в конденсаторе.

Первая в мире атомная электростанция мощностью 5 МВт была построена в 1954 г. в г.Обнинске.

КПД АЭС зависит, в частности, от КПД парогенератора и турбины, и у современных АЭС составляет около 30%.

Значительная доля тепловой энергии выделяется не в результате цепной реакции деления ядер урана, а как следствие бета-распада осколков реакции. Даже после прекращения цепной реакции при полном погружении регулирующих стержней в активную зону энергия выделяется в результате бета-распада. Для реактора в 1ГВт эта дополнительная энергия составляет около 200МВт. В отсутствие охлаждающей воды этой мощности оказывается достаточно для расплавления оболочки реактора и проникновения ядерного топлива в окружающую среду.

Подобная авария произошла в 1979 г. в Три-Майл-Айленд США.

В 1986 г. в реакторе третьего блока Чернобыльской АЭС слишком большое число регулирующих стержней было удалено из активной зоны. Мощность реактора за 4 с выросла с 1% до 1000%. Взрыв пара разрушил трубы системы охлаждения и повредил бетонную плиту радиационной защиты. Графитовый замедлитель от избыточного тепловыделения выгорел за несколько дней. Большие территории оказались заражены. Период полураспада плутония – 24 000 лет.

Радиоактивность отработавших ТВЭЛов остается высокой и опасной 25 000 лет. Их хранят в жидком виде в цистернах из нержавеющей стали, окруженных бетоном. Наиболее активные отходы остекловывают и хранят в глубоких шахтах под землей.