МІНІСТЕРСТВО ОСВІТИ І НАУКИ УКРАЇНИ

Національний університет кораблебудування

імені адмірала Макарова

Херсонський філіал

Конспект лекцій

Для студентів спеціальностей

«Судові енергетичні установки та устаткування»

з дисципліни «Судові парові котли та ядерні реактори»

Херсон - 2009

Введение

Ядерный реактор – важнейшая часть судовой силовой установки.

Применение ядерного горючего позволяет обеспечить:

1. – автономность и дальность плавания ;

2. – максимальные и наибольшие скорости плавания ;

3. – водоизмещение (тоннаж).

Кроме того, это позволяет пересмотреть установившееся понятия об оптимальном типе судов (более выгодные – подводные танкеры). Уже в настоящее время для многих типов судов (танкеры, рудовозы, сухогрузы,

ледоколы) достаточно большого водоизмещения атомная установка более рентабельна.

Возможно осуществление нескольких принципиальноотличных схем судовых энергетических установок, работающих на ядерном горючем :

1. – с паротурбинным циклом ;

2. – с газотурбинным циклом ;

3) – с непосредственным превращением тепловой энергии в электрическую (но они пока не имеют конструкционного решения, чтобы рентабельно получать электрический ток, но в будущем будут иметь наибольшее распространение и преимущества перед 1) 2)

Наибольше распространение на судах получили атомные установки с паротурбинным циклом 2-х контурного типа. Первой выпущена подводная лодка “Наутилус” 1945г.

В 1958г. – ледокол “Ленин”. Опыт использования в качестве теплоносителя натрия в установке подводной лодки “ Си Вулф” (США) оказался неудачным. Ее демонтировали и поставили водоводяной реактор в установке с паротурбинным циклом.

Еще большие трудности при создании установки с газотурбинным циклом, так как получение приемлемого к.п.д. не меньше 650°С, а это требует применения, жаропрочных материалов. Реактор важнейшая часть установки. В нем осуществляется превращение энергии и т.д.

Создание атомной энергетической установки комплексная задача. Об этом можно судить хотя бы по краткому перечню работ при проектировании:

1) физический расчет реактора, выполнен на основе ядерной и нейтронной физике с целью определения состава и геометрии активной зоны реактора ;

2) теплофизический расчет реактора ;

3) выбор цикла, принцип схемы установки, их теплотехнические расчеты ;

4) разработка конструкции реактора, теплообмен и прочая их компоновка ;

5) проектирование и организация защиты от ядерного излучения ;

6) подборы материалов (условия ядерных излучений)

7) разработка систем регулирования управления, аварийной защиты и прочих.

Принципиальное устройство ядерного реактора. Строение ядра. Природа внутриядерных сил. Ядерное горючие и материалы, обеспечивающие его воспроизводство.

Строение атомов и энергия атомных ядер.

По современным представлениям атомные ядра состоят из тяжелых элементарных частиц – нуклонов. Заряженный положительно нуклон – протон (его заряд 1.602∙10^-1 кулона) (ядро атома H ) . Нуклон, не имеющий заряда – нейтрон. Ядра атомов химических элементов обозначаются символом _zХ^m, где m – число нуклонов в ядре, называется массовым числом ядра приблизительно соответствует массе ядра, определяет заряд ядра и атомный номер элемента.

Число нейтронов в ядре m-z. Запись ₀n¹ (n₀¹). Число электронов в оболочке атома равно числу протонов в ядре. Электрон обозначается e_-1.

Масса покоя протона =1.008142 AEM, масса нейтрона -1.008982 AEM, т.е.массы ≈ 1 AEM или 1.66∙10^-24г. Масса электрона в 1840 р< и составляет 9.106 ∙ 10^-28г.

Размеры нуклонов имеют порядок 10^-13см.

Радиус атомного ядра : R=1.3 ∙ 10^-13 m^⅓ см.

Радиус всего атома ≈ 10^-8см. ( как бы R_ат ≈ 1кл, а R_ядра=10см). В ядре сосредоточена почти вся масса атома. Плотность ядра ≈ 10¹⁴ г/см³.

Энергия элементарных частиц выражается в электронах – вольтах. 1эл соответствует соответствует приращению энергии электрона при прохождении им электрического магнитного поля с ускоряющей разностью потенциалов в 1в.

Мэв=10⁶ эв. 1эв=4.45 ∙ 10^-26 квт.ч=383 ∙ 10^-20кал.

Из теории относительности Эйнштейна зависимость между массой и энергией Е=mc².

(c=3 ∙ 10¹⁰cм/сек – скорость света в пустоте) следует, что 1^й ат.ед. в соответствует энергия 931 Мэв.

Число протонов в ядре и электронов в оболочке, следовательно, заряд ядра и атомный номер для каждого элемента – постоянны. Массовое число может изменятся за счет изменения числа нейтронов. При этом химические свойства вещества не изменяются.

Атом какого – либо элемента, ядра которых имеют различные массы, называются изотопами этого элемента. Так, например, протий, дейтерий и тритий – изотопы водорода. Их ядра записываются как ₁H¹ ; ₁H² ; ₁H³. Тяжелый элемент уран существует в природе в виде 3-х изотопов ₉₂U²³⁸, ₉₂U²³⁵, ₉₂U²³⁴ . Ядра с m=const, но z=varia называются изобарами, а с постоянным m и z, но с различными схемами распада – изомерами.

Естественная радиоактивность – самопроизвольное (спонтанное) деление ядер. При этом распаде радиоактивный элемент без внешнего воздействия превращается в другой и освобождается энергия в виде радиоактивного излучения. И это продолжается до тех пор пока не образуется стабильный (нерадиоактивный) элемент.

Время, за которое распадается половина начального числа атомов данного радиоактивного элемента, называется его периодом полураспада Т, величина которого характеризует скорость распада (от далей секунды до миллиарда лет).

Среднее время, проходящее между моментами образования ядра данного радиоактивного элемента и моментами их распада, называется средним временем жизни ядра ≈ 1,44 Т. Торий Th имеет Т=1.65 ∙ 10¹⁰ лет, Ra имеет Т = 1590 лет, остатки (из семейства уран-радия) Т = нескольким секундам.

За единицу радиоактивности веществ принято число распадов ядер, происходящие в 1г. Радия в 1сек. u= 3.7 ∙ 10¹⁰ распадов/сек.

Энергия ядра

Важное значение имеет понятие о так называемом дефекте массы. В невозбужденном ядре равновесие составляющих его нуклонов поддерживается действием внутриядерных сил взаимного притяжения нуклонов и электростатических кулоновских сил отталкивания одноименных заряженных частиц – протонов.

Изменения состояния равновесия этих сил в ядре изменяет его энергетическое состояние.

Для того, чтобы внутриядерные силы начали действовать, необходимо сблизить нуклоны на расстояние порядка 10^-13ем. и при этом преодолеть кулон-силы отталкивания. Предположим, что нуклоны ядра удалены друг от друга с затратой на это некоторой работы. Их энергия в новом положении больше прежней. Если под влиянием ядерных сил притяжения они снова сблизятся, то после сближения их энергия будет меньше. Соединение нуклонов в устойчивую систему ядра связано с выделением энергии. Таким образом, энергия всякого ядра меньше суммы энергий свободных нуклонов этого ядра. Разность энергий называется энергией связи ядра и составляющей работе, необходимой для разделения (полного) ядра на все нуклоны.

Энергия связи образовывается за счет перехода в энергию некоторого количества массы образующих ядро нуклонов. Таким образом, масса ядра при его образовании будет меньше суммы масс свободных нуклонов.

Если сложить массы протонов и нейтронов ядра и сравнить эту величину в АЕМ , с полученной непосредственным измерением, то можно обнаружить, что последняя величина меньше.

Убыль массы говорит о том, что энергия выделившаяся при образовании ядра, возникла за счет того, что часть массы соединившихся нуклонов перешла в энергию по закону Е=mc². Поэтому дефект массы можно назвать энергией массы. ∆ E ≈ Мэв для 1 нукл.

Дефект массы, есть мера энергии связи ядра или мера его устойчивости. С увеличением числа нуклонов в ядре дефект массы возрастает.

На больших расстояниях от центра ядра внутриядерная сила =0. При сближении меньше 10 ^-13см они >> кулоновских сил. Поэтому преодолев силы отталкивания и попав в поле действия сил частица оказывается как бы в яме, из которой она может выйти только тогда когда она смоет преодолеть “потенциальный барьер”, для чего частицу нужно активизировать, т.е. сообщить ей некоторую дополнительную энергию большую внутриядерных сил притяжения.

Энергия ядра должна иметь следующие составляющие:

1. Энергетический состав суммы масс протонов и нейтронов, образующих ядро.

2. Потенциальную энергию внутриядерных сил, пропорциональную числу нуклонов m. Она имеет отрицательный знак и понижает полную энергию ядра, увеличивая энергию связи.

3. Потенциальную энергию сил кулоновского отталкивания, пропорциональных m³ имеет +, больше энергии ядра, т.к.m³, то с ростом ядра и увеличении массового числа энергия связи постепенно уменьшается.

4. Поверхностную энергию имеющую положительный знак и уменьшающую энергию связи, пропорциональную поверхности ядра, т.е.m ^2/3 , т.к. радиус ядра пропорционален m^1/3. (аналогия – поверхностная энергия жидкости, только здесь повторяется энергия в ядре в 10⁶ больше чем межатомные связи на поверхности жидкости)

Малые ядра по аналогии с каплями жидкости должны слиться для уменьшения поверхностной энергии. Однако для такого слияния необходимо преодолеть силы отталкивания, например за счет сообщения кинетической энергии. Легки ядра могут соединяться в одно более тяжелое ядро. Полная энергия уменьшается. Уменьшается и масса ядра в соответствии с высвобождением энергии. Такое явление называют синтезом легких ядер.

Критическим значением массы и заряда являются m ≈ 200, z ≈ 120. Выше этих значений силы отталкивания разорвут ядро и такое ядро существовать не может (как и большая капля) Это естественный предел для таблицы Менделеева.

Поэтому можно говорить что (масса) после критического значения m и z ядро стремится разделиться. Разделиться может и ядро не достигшее еще критического размера, если его нуклонам будет сообщена извне энергия активизации, которая должна быть достаточной, чтобы помочь частице выбраться из “потенциальной ямы”.

Взаимодействие элементарных частиц с ядрами различных веществ называют ядерными реакциями.

Для этого бомбардируют ядра различных элементов элементарными заряженными частицами высоких энергий (для этого их ускоряют). Для бомбардировки ядер удобно использовать нейтроны, т.к. они не нуждаются в ускорении для преодоления потенциального барьера, т.к. не имея заряда, не испытывают действия сил кулоновского отталкивания поля ядра.

Разновидности ядерных реакций

После образования промежуточного ядра его превращение может идти по одному из следующих путей:

1. Процесс упругого рассеяния. Ядро мишень после столкновения выбрасывает частицу такую же, как и в него попавшая. При этом происходит перераспределение энергии подобно законам соударения идеально – упругих тел. Столкновение может быть лобовое, боковое. ( В среднем нейтрон при одном столкновении с протоном теряет 0,632 своей энергии). Чем тяжелее ядро (например ядро углерода в 12 раз больше), тем больше энергии теряет нейтрон. Упругое рассеяние наблюдается при замедлении нейтронов.

2. Процесс неупругого рассеяния. После столкновения ядро выбрасывает частицу, тождественную попавшей в него, но с меньшей энергией, чем при упругом рассеянии. Остаток энергии излучается в виде γ – излучения. Наблюдается также при замедлении нейтронов.

3. Процесс захвата. Частица, столкнувшаяся с ядром, им захватывается. Возбужденное ядро, переходя в нормальное сосояние излучает γ – кванты либо γ – кваний и β – частицу. (Для производства радиоактивных изотопов).

4. Процесс слияния ядер. При столкновении частицы или ядра с другим ядром может произойти их захват. При этом ядро – мишень излучает взамен захваченной другую частицу и превращается в ядро – продукт. Относительно реакции слияния 2^х, легких ядер в одно, более тяжелое и более устойчивое. Это термоядерная реакция.

5. Процесс деления ядер. Наблюдается при возбуждении у ограниченного числа самых тяжелых ядер. После деления тяжелого ядра получают 2 легких ядра. Реакция идет с высвобождением энергии. Деление ядер может быть вызвано бомбардировкой их любыми частицами. Однако практическое значение для получения энергии имеет лишь делении ядер нейтронами.

Одной из наиболее примечательных ядерных реакций с участием нейтронов является деления ядер, открытие которой и привело к возникновению новой отрасли техники – ядерной энергетики.

Эксперименты показали, что тяжелые ядра и многие ядра со средними массовыми числами, поглощая нейтроны с энергией большей некоторой Е _min распадаются на 2 осколка. При этом одновременно испускаются нейтроны.

В символической записи это выглядит: _zX^m + _on¹ → _zX^m+1 , и если энергия поглощения _on¹ велика, то составное ядро мгновенно распадается

_zX^m+1 → _aY^b + _z-aZ^{(m-1) – (b+e)} + L_on¹

Для большинства ядер min энергия E _min велика, больше 1Мэв. Но имеется небольшое число тяжелых ядер, которые делятся при поглощении нейтрона любой энергии.

Делящиеся ядро Е_{min 90}Th ²³² ₉₂U ²³⁵ ₉₂U ²³³ ₉₂U ²³⁸ ₉₄Pu ²³⁹ ₉₄P ²⁴¹

нейтронов, вызывающих

деление: Мэв 1,3 0 0 1,2 0 0

Для практического использования годятся ядра с E _min = a. Именно они позволяют осуществить самоподдерживающуюся реакцию деления. Ядра, делятся при E _min > 1Мэв не позволяют создать систему с самоподдерживающейся реакцией деления,но некоторые из них

( ₉₀Th ²³², ₉₂U²³⁸ ) могут быть сырьем для получения ядерного горючего. Так ₉₂U ²³³ получают из ₉₀Th ²³² под действием нейтронного облучения, а ₉₄Pu ²³⁹ из ₉₂U ²³⁸.

Реакция деления характеризуется образующимися:

1. продуктами деления

2. числом испускаемых нейтронов

3. величиной высвобождающийся энергии

₉₂U²³⁵ распад на ₃₆К₂⁹¹ + ₅₆В₂¹⁴² + 3_0n¹

1. Различают осколки деления при делении исходного ядра и вторичные продуты деления – появляющиеся в результате цепочки радиоактивных превращений осколков деления. Осколки деления имеют сначала ровные соотношения нейтронов и протонов, что и в делящемся ядре. Но т.к. с уменьшением массового числа нейтронов на каждый протон должно уменьшится, то осколки испытывают радиоактивные превращения.

2. Замечательной особенностью реакций деления тяжелых ядер является испускание при делении нейтронов: ₉₂U²³⁵ выделяется 2,47 нейтронов в среднем.

Средняя энергия нейтронов деления E_ср= 2Мэв.

Принято делить нейтроны по энергии на 3 группы: быстрые с E ≥ 1Мэв, промежуточные с 0,2 Мэв ≤ 1 Мэв и тепловые, находящиеся в тепловом равновесии с окружающей средой с E < 0,2 Мэв. В спектре деления быстрые нейтроны с E ≥ 1Мэв составляют 66%

3. Деление ядре сопровождается выделением большого количества энергии.

Хим. реакция Радиоактивный распад ядра Деление ядра

С+О₂=СО₂

<0,3 ∙ 10^-6 Мэв ≤ 20Мэв 198 Мэв

Энергия деления выделяется в основном в виде кинетической энергии осколков.

Цепная реакция

Необходимым условием само поддерживания (или цепной) ядерной реакции деления является высвобождение при каждом акте деления некоторого числа нейтронов, в среднем > 1.

Однако, чтобы текла беспрерывно цепная реакция деления недостаточно еще наличие «делящихся ядер», т.е. наличие первичных свободных нейтронов, которые всегда есть в уране, может еще не обеспечить цепную реакцию.

Для осуществления цепной реакции деления необходимо искусственное создание некоторых условий, обеспечивающих размножение нейтронов. Среда, в которой созданы такие условия называется размножающей средой, а устройство в котором происходит управляемая ядерная реакция – ядерными реакторами.

Условия, обеспечивающие цепную реакцию деления направлены на увеличение размножения нейтронов и на уменьшение препятствующих ему процессов. Первым таким условием является уменьшение вероятности потери нейтронов при их вылете во внешнюю среду, что достигается путем окружения делящегося вещества отражателем, возвращающим вылетающие нейтроны обратно.

Критической массой делящегося вещества называется масса, при которой возможна цепная реакция. Величина ее зависит от рода делящего вещества, рассредоточенности его в размножающейся среде, формы реактора и энергии нейтронов.

Принцип работы и классификация реакторов

Основные элементы реактора

Ядерный реактор – устройство, в котором обеспечивается условие протекания управляемой самоподдерживающейся реакции деления ядер, а также съем тепла.

Часть реактора, в которой осуществляется цепная реакция деления, называется активной зоной. Ее размеры должны быть такими, чтобы цепная реакция поддерживалась в продолжении всего заданного периода работы реактора. В активной зоне размещено ядерное топливо.

В качестве топлива применяют уран, его сплавы, плутоний и его сплавы. В гетерогенных реакторах топливо находится в виде стержней, пластин и т.д. называется ТВЭЛ, в гомогенных – в виде раствора солей урана, газообразных соединений урана и т.д.

В активной зоне размещается также замедлитель (графит, бериллий, вода и т.д.) который служит для снижения энергии нейтронов деления. Дело в том, что в критической системе концентрация делящегося изотопа не требуется значительно меньшая, если большая часть делений будет происходить на тепловых нейтронах. Это возможно при условии, если большая часть нейтронов деления будет замедляться до тепловой энергии прежде, чем поглотится или покинет активную зону.

Отвод тепла от ТВЭЛ осуществляется с помощью теплоносителя (вода, газы, теплоноситель)

Реактор имеет органы управления и защиты. Органы управления служат для пуска и остановки реактора, для регулирования мощности и поддержания ее на заданном уровне.

Они дают возможность поддерживать значение эффективного коэффициента размножения нейтронов = 1 в продолжении всей компании реактора.

Органы защиты – обеспечивают быструю остановку реактора или снижение его мощности при аварии.

Уменьшение потери нейтронов за счет утечки через поверхность зоны достигается установкой вокруг зоны отражателя.

Работающий реактор является интенсивным источником различных излучений, в частности, нейтронов, γ – квантов, ₤ - частиц, β – частиц. Поэтому необходима защита от радиации.

Классификация реакторов

В виду многообразия реакторы могут быть квалифицированны по группам:

По назначению

- энергетические (производящие энергию)

- исследовательские

- реакторы – размножители (для производства ядерного горючего ₉₄Р_u²³⁹ и ₉₂U²³⁸)

По эффективной энергии нейтронов, вызывающих деление

1. – р. На тепловых нейтронах (многозамедл.)

2. – р. На промежуточных нейтронах (еще меньше)

1. концентрация ядер графита > концентрация ядер ₉₂U²³⁵ в 6000 – 10000 раз

2. концентрация ядер графита > концентрации ядер ₉₂U²³⁵ в 500 – 1000 раз

3. – р. На быстрых нейтронах (нет замедлителя)

По составу ядерного горючего

В качестве ядерного топлива используется природный уран и обогащенный изотопом ₉₂U²³⁵ плутоний и ₉₂U²³³

Схема гомогенного реактора с жидким ядерным топливом.

1 – реактор; 2 – теплообменник.

Схема реактора - размножителя на быстрых нейтронах.

1 – биологическая защита; 2 – корпус реактора; 3 – блоки из U²³⁵ или Th²³²; 4 – ядро реактора.

По способу размещения ядерного горючего:

- гомогенные реакторы

- гетерогенные реакторы

Гомогенными называют реакторы, активная зона которых представляет

собой для нейтронов однородную смесь, состоящую из ядерного горючего и замедлителя.

Гетерогенными называют реактор, в котором ядерное горючее в виде отдельных блоков или сборок блоков размещены в замедлителе, образуя в нем правильную геометрическую решетку.

По типу замедлителя

Гродонт, бериллий, обыкновенная и тяжелая вода; органические соединения; гидриды металлов.

По типу теплоносителя

Вода; расплавленные металлы; газы, водяной пар, паровые и газовые смеси.

Термоядерный реактор

Используется реакция слияния легких ядер. Для этого нужно сильно ускорить ядро. Нужна температура порядка миллионов градусов. Ее можно получить в плазме горячей. Ее удерживают в магнитном поле. Таким образом в реактор запускают сдавленный в несколько атмосфер дейтерии (тяжелый водород) В плазме получаем Не и выделение энергии. Нагретый дейтерий идет в турбину, затем в компрессор и снова поступает в реактор, в котором поддерживается сильное постоянно =е магнитное поле соленоидом, расположенным вокруг реактора. Ток дает генератор, работающий от турбины.

Схема гетерогенного реактора.

1 – ядерное топливо; 2 – замедлитель; 3 – теплоноситель;

4 – отражатель; 5 – корпус реактора; 6 – биологическая защита.

К радиоактивному распаду

Альфа – распад, при котором радиоактивные ядра отдают избыточную энергию, излучая положительные частицы ( ₤ - частицы) представляющие собой ядра атома гелия. ₤ - частицы обозначаются ₂Не⁴. Выд. ₤ - частиц оказывается под воздействием кулоновских сил отталкивания, в результате ₤ -частица сообщается огромная кинетическая энергия, соответствующая скорости на периферии атома до 20000 км/сек. ₤ - распад наиболее свойственен ядрам с большими атомными номерами.

Бета – распад ( β – распад) идет по схеме

_оn¹ → ₁Н¹ + ₁е⁰ + ν_н , где ν –маленькая частица – нейтрона.

При этом в поле ядра возникает так называемый «сверхбыстрый» электрон бета – частица β . Этот электрон как бы теряется одним из нейтронов ядра, который превращается в протон. В результате появляется атом нового элемента с атомным номером, большим на единицу, и с тем же, что и у исходного элемента массовым числом, т.е. происходит смещение по таблице Менделеева, но в этом случае вправо ( в отличие от ₤ - распада, где влево)

Например: β – распад с превращением ядра тория в ядро протоктиния

₉₀Th²³⁴ → β + ₉₁Ра²³⁴ + ν

При позитронном распаде ( β⁺ - распад)

₁Н¹→ ₀n¹ + ₊₁е⁰ + ν

один из протонов ядра теряет (испускает положительную частицу, называемую позитроном β⁺ при этом превращается в нейтрон. Появляется ядро нового элемента с атомным номером < на 1 и с тем же, что у исходного элемента массовым числом, т.е. смещение происходит влево.

Например: ₁₅Р³⁰ → β⁺ +₁₄Si³⁰ + ν

Положительные и отрицательные β –частицы могут иметь разные энергии, но убыль энергии ядра после обоих видов распада оказывается всегда одинаковой и = max энергии β – частиц. Большинство β – частиц имеют энергию меньше. Предполагается, что при β – распаде или позитронном распаде часть энергии уносится нейтрино.

Все радиоактивные распады сопровождаются также γ – излучением, представляющем собой короткие электромагнитные волны (=скорости света) Находящиеся вне ядра нейтрон подвержен также радиоактивному распаду с периодом полураспада Т = 11,7 мин. Нейтрон распадается на протон, электрон и нейтрино.

Нейтроны и их взаимодействие с ядрами. Эффективные сечения нейтронно-ядерных реакций. К-т размножения нейтронов. Вязь между мощностью и нейтронным потоком.

Нейтрон и его свойства. Нейтроны и протоны входят в состав ядра (исключение ядро легкого водорода, состоящие из одного протона)

_zX^m – где m – массовое число = Σ протонов + нейтронов z – порядковый номер в таблице Менделеева, равен числу протонов.

Нейтронов больше или равно количеству протонов (кроме ядра гелия ₂Не³, в состав которого входят 2 протона и 1 нейтрон. С увеличением порядкового номера число нейтронов в ядре становится преобладающим (ядро ₉₂U²³⁵ содержит 92 протона и 143 нейтрона)

Нейтрон электрически нейтрален, масса - 1,008977 а.е.м. Масса нейтрона на 2,5 массы электрона больше массы протона, вследствие избыткамассы возможно превращение нейтрона в протон + электрон путем β – распада

₀n¹ → ₁P¹ + β + 0,24 Мэв

Нейтрон устойчив только в составе атомного ядра. Период полураспада свободного нейтрона = 12,8 мин, чему соответствует средние время жизни 18,5 мин.

Время жизни нейтрона в веществе составляет ничтожную долю от времени жизни свободного нейтрона. Поэтому при рассмотрении движения нейтронов в ядерном реакторе радиоактивность нейтрона обычно не учитывается.

Ввиду электрической нейтральности нейтрон может проходить большее расстояние в веществе (тепловые нейтроны проходят через слой графита площадью больше 3,5 м)

Взаимодействие нейтронов с веществом.

Нейтроны взаимодействуют с электронами и ядрами. Нейтроны взаимодействуют с электроном вследствие того, что они обладают магнитными свойствами. Но это взаимодействие ничтожно и не значительно.

Большое значение имеет взаимодействие нейтрона с ядром вещества. Это взаимодействие обусловлено наличием ядерных сил.

Ядерные силы имеют неэлектрическую природу. Они действуют на расстоянии меньшем 10^-13 см. По величине они значительно больше кулоновского отталкивания. Ядерные силы не являются центральными, т.е. не могут быть описаны простой функцией расстояния.

Взаимодействие нейтронов с веществом проявляется при столкновении нейтронов с ядрами атомов, что заканчивается для нейтрона либо отклонением в поле действия ядерных сил от первоначального направления, либо поглощением нейтрона ядром. При поглощении образуется составное ядро. Освобождающаяся при поглощении нейтрона энергия равна энергии связи нейтрона (т.е. из – за дефекта массы). А также плюс кинематическая энергия, приносимая нейтроном, приводят атомное ядро в возбужденное состояние.

После испускания составным ядром нейтрона конечное ядро может находится как в невозбужденном, так и в возбужденном состоянии. Если невозбужденное упругое рассеяние, если ост. возбужденное неупругое расстояния . Неупругое рассеяние возможно не при любой энергии нейтрона. А только при такой, которой соответствует энергия возбуждения, превращающая энергию возбуждения составного ядра на самый низкий уровень. (Положение уровней зависит от массы ядер энергия нижних уровней – порядка десятых долей 1Мэв, у легких – порядка 1Мэв и больше) Поэтому неупругое рассеяние нейтронов на тяжелых ядрах наблюдается при энергиях нейтронов на уровне нескольких сотен киловатт электричества, а на легких – при энергиях больше 1Мэв. Средняя энергия нейтронов, испускаемых при делении равном 2Мэв.

Для эффективного использования н.в. ядерных реакторах их энергия должна быть уменьшена в результате столкновения с атомными ядрами замедлителя, т.к. в реакторах в качестве замедлителей используют легкие материалы, процесс замедления нейтронов идет в основном за счет их упругого рассеяния на ядрах замедлителя. Например, нейтроны с энергией меньшей 4,5Мэв на углероде испытывают только упругое рассеяние, т.к. самый низкий уровень возбуждения ядра углерода ≈ 4,5Мэв. При рассеянии ₀n¹ на ядрах простого водорода неупругого рассеяние нейтронов водородам не наблюдается, т.к. у ядра водорода (протона) нет возбужденных состояний.

Кроме рассеяния при взаимодействии ₀n¹ с веществом может происходить и поглощение ₀n¹ ядрами.

В результате поглощения следующие реакции: 1) (n,γ);2) (n,p); 3) (n,£); 4) (n,f)

1) Пример радиоактивного захвата:

₉₂U²³⁸ + ₀n¹ → ₉₂U²³⁹ + γ, а U²³⁹ в результате радиоактивных превращений переходит в ₉₄Pu²³⁹

2)Нейтрон выбивает протон, а сам остается в ядре. Протон отдачи сильно полизирует вещество

₇N¹⁴ + ₀n¹ → ₆C¹⁴ + ₁P¹

3)Например: ₅В¹⁰ + ₀n¹ → ₃Li⁷ + £ Применяется в счетчиках нейтронов в системе упр. реактором.

4) Реакция деления. В основе представлений о механизме деления лежит капельная модель атомного ядра (при этом атомное ядро уподобляет заряженной капле жидкости)

При поглощении нейтрона ядерная капля деформируется и переходит в колебательное движение. Если энергия возбужденного ядра мала, то колебания затухают и ядерная капля принимает свою первоначальную сферическую форму, а избыточная энергия испускается в виде γ – квантов, нейтронов или других частиц.

Если энергия возбуждения велика, то деформация ядра капли приводит к множественному колебательному процессу способному преодолеть поверхностное натяжение. В этом случае ядро делится, а осколки его под влиянием кулоновских сил разлетаются с большой скоростью. Возникшие при делении осколки тормозятся в ядерном горючем, а их кинетическая энергия переходит в тепловую энергию, вызывая нагрев горючего.

Захват нейтрона сопровождающийся делением наблюдается практически только для самых тяжелых ядер. При m >100 при любой энергии ₀n¹ возможен процесс деления. Однако разлету осколков сильно препятствует потенциальный барьер. Чтобы его преодолеть, ядру нужно сообщить энергию большую энергии связи осколков. Энергия, которую необходимо сообщить ядру, чтобы оно могло разделиться, называют энергией активации.

Вероятность ядерных реакций

(эффективное сечение ядра)(Кудинов стр.52)

Часть нейтронов проходит через вещество, не взаимодействуя с ядрами. Вероятность возникновения различных реакций различна. Только реакция деления поддерживает цепную ядерную реакцию, являющуюся основной процесса выделения ядерной реакции.

Количество нейтронов, взаимодействующих с ядрами, пропорционально числу нейтронов в пучке, числу атомов вещества в единице объема N и длине пути пучка нейтронов в веществе dx, т.е. – dI = G ∙ I ∙ N ∙ dx, где δ – к – m пропорционально.

После интегрирования получим:

I_x = I₀ ∙ e^-GNx

Обозначив, I₀ – кол – во нейтронов, падающих вверх к слою вещества толщиной х;

I_x- число нейтронов, выходящих из слоя. Так как N имеет размерность 1/см³, х – см, то G – см². G представляет собой меру вероятности данной ядерной реакции и является ее количественной характеристикой. К-m называются эффективными поперечным сечением ядра (по аналогии с геометрическим сечением, однако их значения не совпадают). К-m G относится к одному ядру и поэтому его также называют микроскопическим поперечным сечением.

Смысл к-та G в следующем: ядра – в виде кружков вверх потока нейтронов в виде точек попадает в кружок – реакция. Площадь эффективного поперечного сечения данной реакции измеряется площадью такого кружка, для которого вероятность попадания точки в кружок равна вероятности реакции. Если представить себе вокруг ядра сферу с радиусом r √G/π, то только частица, пересекающая эту сферу, может вступить в реакцию с ядром.

Каждому изотопу свойственны свои значения эффективного сечения, различные для разных ядерных реакций:

Различают:

G_s – рассеяние; G_a – поглощение; G_c – радиация захвата (без деления); G_f – деления.

Эффективные поперечные сечения зависят от энергии бомбардирующих частиц, поэтому значения их приводятся с указанием, для какой энергии бомбардирующих частиц они определены. В формулах G в см².

Т.к. возможно в реакциях и поглощение и рассеяние, то полное поперечное сечение, характеризующие вероятность ТОО, что произойдет та или др. реакция: G_t = G_a + G_s

Для делящихся изотопов G_a (поглощ.) зависит от поперечного сечения радиационного захвата (без деления) и деления G_a = G_c + G_f

Тогда полное эффективное сечение всех возможных реакций с бомбардирующей частицей: G_t = G_c + G_f + G_s

Зависимость G от энергии нейтронов –сложная и определяется экспериментально. Для нейтронов малой энергии G изменяется обратно пропорционально скорости ₀n¹ ∙ (1/ν). При более высоких энергиях у многих тяжелых ядер, например U²³⁵ наблюдается область, где G резко растет (в 1000 раз даже) и снова снижается к прежнему уровню (2÷3 и больше раза). Это явление называется резонансом, а энергия нейтронов, отвечающая возрастанию эффективного сечения – резонансной энергией. (Большинство легких ядер и некоторые тяжелые ядра не имеют резонансной области) у них G_a ≈ G_s (характерно). За резонансной областью следует область быстрых нейтронов. Резонансная область у некоторых элементов смещается в область быстрых нейтронов.

Зависимость эффективного поперечного сечения поглощения от Е нейтронов.

Из изложенного следует, что вероятность реакций деления при взаимодействии с ядрами делящихся изотопов для тепловых нейтронов значительно больше, чем для быстрых. Значит меньшая нужна критическая масса.

В реакторе на тепловых нейтронах материалы, применяемые в качестве замедлителей, теплоносителей, конструкционных материалов , должны иметь G_a как можно меньше.

Кроме G (микрометрическая эффективность поперечного сечения) отнесенного к 1 ядру, пользуются величиной называемой макроскопическим сечением Σ = произведению G на число ядер N в 1 см³ вещества.

Точно также Σ_a = Σ_c + Σ_f; Σ_t = Σ_s + Σ_c + Σ_f

Длина свободного пробега

При прохождении через вещество каждый ₀n¹ до поглощения будет проходить свой путь.

Средняя длина свободного пути λ_a , проходимого в веществе нейтронами до поглощения, определяется выражением λ_a = 1/Σ_a [cм]

Отношение I_x на I_o есть доля нейтронов, прошедшая слой вещества толщиной х и не вступившая в реакцию с ядрами вещества.

Поэтому величина е^-Σax характеризует вероятность проникновения через вещество нейтронов, не участвующих в реакции поглощения. Если принять толщину пластины Х = λ_а, то из уравнения ^-Σ_a∙^x получим

^-Σ_a∙ ^λ_а = ; т.е.

Расстояние, на котором нейтронный поток уменьшается вследствие поглощения нейтронов в е раз от своего, начального значения называется длиной релаксации нейтронов в данной среде по отношению к процессу поглощения.

Для среды рассеивающей нейтроны средняя длина свободного рассеивания λ_s

λ_s = 1/Σ_s (образуется пропорция Σ_s)

Нейтронный поток.

В активной зоне реактора нейтроны образуют как бы нейтронный газ, плотность которого определяется числом нейтронов n в 1см³ вещества.

Нейтроны находятся в состоянии хаотического движения. Если принять скорость нейтронов ν см/сек, то полное расстояние, которое проходят n нейтронов в 1сек = n∙ν. Это произведение называется нейтронным потоком и обозначается Ф.

В зависимости от скорости принято различать поток тепловых нейтронов, поток быстрых нейтронов и т.д.

Ф- одна из важнейших характеристик ядерного реактора. Так как среднее расстояние между столкновениями нейтрона с ядрами =среднему свободному пробегу λ, то каждый нейтрон при средней скорости ν испытывает за 1сек ν/λ столкновений. Общее число столкновений, которое испытывает n нейтронов 1см³ за 1сек будет равно

Если макроскопическое сечение поглощения для всех ядерных процессов, а нейтронный поток Ф, то число поглощенных нейтронов в 1см³ за 1сек составляет Ф

Нейтронный поток и тепловая мощность реактора.

Относительное распределение нейтронного потока в реакторе без отражателя зависит от формы и размеров активной зоны.

Сферическая форма активной зоны является наивыгоднейшей, но в отношении распределения потока нейтронов она имеет относительно мало преимуществ по сравнению с цилиндрической.

Нейтронный поток можно представить в виде:

Ф = К_R∙ К_Н ∙Ф_0,

где Ф₀- мах нейтронный поток

Величина К_R пропорциональна нейтронному потоку по радиусу активной зоны, а величина К_Н пропорциональна потоку по высоте ei.

Тепловая мощность реактора пропорциональна средней для всего реактора величине нейтронного потока в активной зоне. Для определения среднего потока необходимо знать среднее значение и ( =0,46-0,5; =0,65-0,67 для реактора с отражателем)

Среднее значение нейтронного потока:

для реактора без отражателя Ф_ср =0,28Ф₀ ;

с отражателем Ф_ср =(0,3-0,33)Ф₀

Величина = ∙ называется коэффициентом усреднения потока по реактору.

Тепловая мощность реактора может быть определена следующим образом.

1).Среднее значение скорости деления 1см³ топлива в 1сек равно:

_ƒ∙Ф=σ_ƒ∙N∙Ф_ср

2).В реакторе на тепловых нейтронах с объемом делящегося материала V_ƒ 1см³ среднее число делений ядер топлива в 1сек будет равно:

V_ƒ ∙ ∙Ф_ср= V_ƒ ∙σ_ƒ∙N∙Ф_ср

3).На каждый акт деления ядер U²³⁵ выделится около 195 Мэв; 1Мэв= 1,6∙10^-13 Вт.сек, следовательно 1Вт энергии соответствует 3,2∙10¹⁰ делений урана в секунду.

4).Отсюда мощность реактора, работающего на урановом топливе:

5).Но маса делящегося топлива U²³⁵

,где 235-атомній вес U²³⁵

V_ƒ∙ N- общее число ядер делящегося вещества

Т.к. для U²³⁵ величина σ_ƒ =582∙10^-24см² ,получим

N_р=0,467∙10^-13 ∙g∙ Ф_ср кВт

Мощность уранового реактора на 1кг загруженного U²³⁵ при _ƒ =28,2 ем^-1 и объеме 1кг урана, равном 53 см³.

N_{р/кг U}=0.467∙10^-10 ∙Ф_ср кВт/кг

В судовых водоводяных реакторах Ф_ср =1∙10²³-3∙10¹³ см^-2 ∙сек^-1 _.Чем более обогащен ураном, тем выше Ф_ср .

При неравномерном распределении ядерного топлива по активной зоне определение нейтронного потока осуществляется более сложным путем.

В реакторе главную часть энергии деления ядер составляет кинетическая энергия заряженных частиц: осколков деления(168 Мэв из 200 Мэв на 1акт деления) и β- частиц. Значительно меньшую долю составляет кинетичекая энергия нейтронов (6 Мэв и γ- излучения 11 Мэв).

Коэффициент размножения нейтронов.

Для поддержания цепной ядерной реакции необходимо, чтобы число вторичных нейтронов вызывающих последующие деления ядер топлива, было не менее одного, т.е. чтобы отношение числа нейтронов любого поколения к числу нейтронов предыдущего поколения было равно или > 1. Это отношение называется коэффициентом размножения нейтронов к.

Цепная реакция возможна при к≥1. В каждом поколении число нейтронов растет на n(к-1) нейтронов, где n - число нейтронов в данном поколении.

Для поддержания мощности реактора на постоянном уровне средняя скорость деления ядер топлива должна быть постоянной, это значит, что каждый акт деления должен вызывать только одно последующее деление, т.е. должно быть n=n₀ =const, что может быть при значении к=1.